KR20230112079A - 지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr) - Google Patents

지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr) Download PDF

Info

Publication number
KR20230112079A
KR20230112079A KR1020230007446A KR20230007446A KR20230112079A KR 20230112079 A KR20230112079 A KR 20230112079A KR 1020230007446 A KR1020230007446 A KR 1020230007446A KR 20230007446 A KR20230007446 A KR 20230007446A KR 20230112079 A KR20230112079 A KR 20230112079A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
water
reactor
pool
condenser
orc
Prior art date
Application number
KR1020230007446A
Other languages
English (en)
Inventor
기욤 레르메
나디아 까네
프랑끄 모랭
니꼴라 또베롱
Original Assignee
꼼미사리아 아 레네르지 아토미끄 에뜨 옥스 에너지스 앨터네이티브즈
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 꼼미사리아 아 레네르지 아토미끄 에뜨 옥스 에너지스 앨터네이티브즈 filed Critical 꼼미사리아 아 레네르지 아토미끄 에뜨 옥스 에너지스 앨터네이티브즈
Publication of KR20230112079A publication Critical patent/KR20230112079A/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G21C15/185—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps using energy stored in reactor system
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/324—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed beneath the core
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K23/00—Plants characterised by more than one engine delivering power external to the plant, the engines being driven by different fluids
    • F01K23/02—Plants characterised by more than one engine delivering power external to the plant, the engines being driven by different fluids the engine cycles being thermally coupled
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K3/00—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein
    • F01K3/18—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters
    • F01K3/181—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters using nuclear heat
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K9/00—Plants characterised by condensers arranged or modified to co-operate with the engines
    • F01K9/003—Plants characterised by condensers arranged or modified to co-operate with the engines condenser cooling circuits
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F25—REFRIGERATION OR COOLING; COMBINED HEATING AND REFRIGERATION SYSTEMS; HEAT PUMP SYSTEMS; MANUFACTURE OR STORAGE OF ICE; LIQUEFACTION SOLIDIFICATION OF GASES
    • F25B—REFRIGERATION MACHINES, PLANTS OR SYSTEMS; COMBINED HEATING AND REFRIGERATION SYSTEMS; HEAT PUMP SYSTEMS
    • F25B25/00—Machines, plants or systems, using a combination of modes of operation covered by two or more of the groups F25B1/00 - F25B23/00
    • F25B25/005—Machines, plants or systems, using a combination of modes of operation covered by two or more of the groups F25B1/00 - F25B23/00 using primary and secondary systems
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/084—Boiling water reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/086—Pressurised water reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/253—Promoting flow of the coolant for gases, e.g. blowers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Abstract

본 발명은 본질적으로 풀로부터 분리된 ORC 엔진 및 추가의 물 저장조를 설치하는 것으로 이루어지며, 풀에 저장된 에너지는 ORC 의 증발기를 위한 히트 소스이고, 추가의 물 저장조는 ORC 의 응축기를 위한 히트 싱크를 구성하기 위해 전용 펌프를 통해 ORC 의 응축기를 직접 공급한다.

Description

지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (DHR) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (LWR), 특히 가압수형 원자로 (PWR) 또는 비등수형 원자로 (BWR){Light Water Nuclear Reactor (LWR), in particular Pressurized Water Reactor (PWR) or Boiling Water Reactor (BWR), with a Heat Sink on the Ground and Incorporating an Autonomous Decay Heat Removal (DHR) System}
본 발명은 원자로, 특히 가압수형 및 비등수형 원자로의 분야에 관한 것이다.
보다 구체적으로, 본 발명은 사고 상황에서 이들 원자로의 붕괴열을 제거하는 기능의 개선에 관한 것이다. 본 발명은 진보된 경수형 원자로 (LWR) 의 백업 시스템에 자율 붕괴열 제거 (DHR) 시스템을 통합하는 것을 목표로 한다.
따라서, 본 발명의 목적은 매우 큰 부피의 물을 높이에서 제공할 필요가 있고 특히 지진 문제와 관련하여 큰 제약인, 원자력 발전소의 토목공사에 부담을 주고 복잡하게 하며 비용을 증가시키는 종래 기술에 따른 수동 안전 응축기 또는 수동 벽 응축기의 주요 단점을 극복하는 것이다.
본 발명의 두 번째 이점은 더 나은 열 교환 성능 때문에 더 컴팩트한 교환기와 함께, 안전 응축기를 포함하는 회로의 강제 대류 때문에 이러한 타입의 시스템의 더 나은 전체 성능을 얻고, 따라서 시스템의 더 작은 전체 부피를 얻는 것이다.
여기서 원자로의 붕괴열은 핵분열 생성물의 붕괴 에너지로 이루어진 핵 연쇄반응의 셧다운 후에 코어에 의해 발생하는 열임을 상기할 수 있다.
본 발명은, 가압수형 원자로를 기준으로 설명하였지만, 붕괴 열을 제거하기 위한 안전수단이 현재 구상하고는 있지만 히트 싱크로서 다량의 물을 높이에서 공급할 필요가 있는 비등수형 원자로 또는 임의의 경수형 원자로에 적용된다.
가압수형 원자로 (PWR) 는 3개의 사이클 (유체 회로) 로 구성되며, 그 일반적인 정상 작동 원리는 다음과 같다.
1차 회로의 높은 압력에서의 물은 원자로의 코어에서 우라늄 핵과 아마도 플루토늄 핵의 핵분열에 의해 열의 형태로 제공된 에너지를 회수한다.
고압 및 고온, 전형적으로 155 bar 및 300℃ 의 이 물은 그 후 증기 발생기 (SG) 에 진입하고 그 에너지를 2차 회로에 전달하며, 그 자체는 또한 열 전달 유체로서 가압수를 사용한다. 고압, 전형적으로 약 70 bar 의 증기 형태의 이 물은 그 후 유체의 엔탈피 변화를 전기 발생기의 존재 하에 기계적 및 전기적 작업으로 변환하는 감압 부재를 통해 팽창된다.
그 다음, 2차 회로의 물은 히트 싱크로서 제 3 사이클, 즉 냉각 사이클을 사용하여 응축기를 통해 응축된다.
PWR 과 달리, 비등수형 원자로 BWR 은 증기 발생기를 갖지 않는다: 이는 용기 내에서 증발 후에 생성된 물 및 증기를 위한 단일 회로를 포함한다. 냉각수는 코어에서 부분적으로 기화된다. 이 물은 압력 하에 흐르지만, PWR 의 압력 미만, 전형적으로 70 내지 80 bar 에서 흐른다.
간행물 [1] 의 도 2 를 참조하면, 이는 BWR 의 전체 구성을 예시한다. 응축기로부터 취출된 물은 메인 펌프를 통해 원자로 용기의 압력으로 펌핑되고, 코어의 주변부에서 그 내부에 수용된다. 이후 이는 코어에서 생성된 증기-물 에멀젼의 분리로부터 나오는 큰 유량의 포화수에 의해 혼합 및 가열된다. 코어의 출구에서, 물-증기 혼합물은 중력과 원심분리에 의해 분리된다. 생성된 증기는 증기 수집기 및 터빈 하류를 향하고, 포화수는 그 일부가 더 차가운 물과 혼합되도록 재순환된다. 물 혼합물은 용기 벽을 따라 하강하고, 여기서 코어 내로 지향되기 위해 1차 펌프에 의해 용기 외부의 1차 루프를 통해 취해지고, 이어서 코어를 통과하고, 여기서 생성된 열이 추출되고, 이는 포화 및 증발로의 가열을 야기한다.
BWR 은 "아이솔레이션 응축기 (isolation condenser)" 라고도 불리는 안전 응축기들을 포함한다: 이들은 원자로 코어의 보조 냉각을 위한 최종 수단을 구성한다. "아이솔레이션 응축기" 의 배열의 개략도는 간행물 [1] 의 도 4 에 제공되어 있다.
그러나, 경수형 원자로 (LWR) 의 운용은 알려져 있고, 숙달되어 있으며, 신뢰할 수 있는 기술이지만, 특히 2011년 후쿠시마 다이이치 원전사고와 함께 원자력 발전의 역사는 내부 전기 생산 수단과 히트 싱크의 손실로 악화된 전력망의 전압 손실이 장기화되면서 극한 사고 상황에서 발전소의 관리에 약점을 보이고 있다.
이러한 사고 상황은 특히 원자로의 붕괴열 제거 기능의 장애에 기인한다. 이러한 사고 수순은 2011년 후쿠시마 사고 당시 연료 냉각 풀에 대해서도 발생했다.
원자로 코어의 붕괴열 현상은 다음과 같은 방법으로 발현된다.
핵반응의 셧다운 동안, 붕괴되는 핵분열 생성물은 안정된 상태에 도달할 때까지 계속해서 열을 발생시킨다.
원자로의 셧다운의 1초 후에, 이 열은 원자로의 정격 화력의 7%를 나타낸다.
그런 다음 간행물 [2] 에서 가져온 도 1 과 같이 시간이 지남에 따라 감소한다.
예를 들어, 원자로의 셧다운 후 72시간이 지난 후에도, 이는 여전히 정격 화력의 0.5% 를 나타낸다. 따라서, 코어의 연료의 임의의 분해 또는 심지어 용융의 위험을 피하기 위해 이 열을 제거하는 것이 필수적이다.
예로서, 명칭 VVER TOI 로 알려진 PWR 은 1300 MWe 의 정격 전력 및 약 3200 MWth 의 정격 열 전력을 갖는다. 그의 셧다운 72 시간 후에, 이 원자로는 여전히 약 20 MWth의 잔류 열 출력을 생성한다.
일반적으로, 붕괴열을 제거하기 위하여, 전체적인 신뢰성을 향상시키기 위하여 시스템의 수동성과 다양성을 향상시키기 위한 시도가 지속적으로 이루어지고 있다. 이 목적은 제 1 (연료 집합체의 클래딩) 및 제 2 격납 장벽 (1차 회로), 및 제 3 장벽 (격납 건물) 인 구조물의 완전성을 유지하는 것이며, 장기간 동안 일반화된 전기 전압의 부재시에도 그러함을 목적으로 하며, 이는 후쿠시마 유형의 시나리오에 대응한다.
특히, 후쿠시마 사고 이후 수십 시간에 걸친 수동적인 붕괴열 제거 기술에 많은 연구가 집중되어 왔다. 새로운 솔루션에 대한 요건은 무엇보다도 성능 및 신뢰성의 향상뿐만 아니라, 인간 및 외부의 물리적 수단에 의한 어떠한 개입 이전에 최소 72시간에 가능한 최대 작동 자율성과 관련된다.
더 중요하게는, 본 발명의 범위에서, 사고 상황은 배터리에 의한 공급 없이, 어떠한 이유로든, 전형적으로 수일 동안, 전기 공급의 연장된 중단과 함께 고려된다. 이러한 상황은 "Station BlackOut" (약어 SBO) 으로 알려져 있다.
전기가 필요한 능동적 수단이 없는 사고 상황에서 PWR 의 코어의 붕괴열을 추출하는 효과적인 방법들 중 하나는, 원자로의 코어를 수동적 시스템을 통해 냉각시키는 한편, 원자로의 열에너지를 공기 교환기를 통해 대기에 전달하거나 또는 높이에 위치한 물의 저장조 (풀) 로 전달하여 자연 대류를 보장하는 것이다. 이러한 시스템을 PRHR (Passive Residual Heat Removal) 이라고 한다.
PRHR 은 공기 냉각 또는 물 냉각을 위해 전체적으로 동일한 구조를 갖는다: 냉각 회로는 PWR 의 증기 발생기 (SG) 의 출구에 배치된다. 따라서, 2차 회로의 증기를 터빈으로 보내는 대신에, 증기는 공기 응축기 또는 물 응축기에 의해 냉각 및 응축되는 병렬 회로로 보내진다.
제 1 자연 순환 루프는 코어의 열 에너지를 SG 에 전달할 수 있게 하고, 이어서 제 2 루프는 SG 로부터 응축기로 전달한다. 따라서, 원자로의 코어에 의해 방출된 붕괴열의 제거는 SG 및 2개의 자연 순환 루프에 의해 수행되며, 이에 따라 수동적이다.
이미 구현된 PRHR 로서의 공기 응축기의 예는 VVER TOI PWR 의 것이며, 그 열 전력 및 전기 전력은 위에서 언급되었다: 공기 응축기는 전체적으로 코일로서 구성된 원형 핀들을 갖는 단일-튜브 교환기의 형태이다.
이와 같은 공기 응축기의 이점은 공기가 (개방된 환경에서) 무손실이고 자연적으로 존재하는 히트 싱크라는 사실에 있다. 따라서, 이 공기 응축기 기술은 냉각 기간에 완전히 독립적이며, 점진적인 히트 싱크 손실의 현상이 없다.
이 기술의 주요 단점은 공기 교환기의 체적이다. 이는 공기와의 열교환 계수가 낮기 때문에 공기 교환기의 요구 부피와 표면이 매우 크며, 열 추출 성능이 기상 조건에 크게 좌우되기 때문이다.
예를 들어, VVER TOI 의 PRHR 은 원자로의 정격 열 전력, 즉 64 MWth 의 전력의 2% 와 동일한 붕괴열을 방출할 수 있도록 치수화된다. 이와 같은 전력을 달성하기 위해서는, 원전의 상부 부분에 위치하는 수 천 평방미터에 해당하는 교환 표면을 가진 16개의 유닛들을 다수 설치할 필요가 있었다.
전술한 바와 같이, PWR 의 코어의 냉각을 수행하기 위해 필요한 붕괴열의 제거는 도 2 에 개략적으로 도시된 바와 같이 물 응축기에 의해 수행될 수 있다. 원자로 (1) 의 코어는 증기 발생기 (SG) (2) 에 연결되고, 붕괴열은 수동 자연 순환 (3) 을 갖는 폐루프에 의해 제거되며, 이는 높이에 배치된 물 저장조 또는 풀 (5) 에 침지된 물 응축기 (4) 를 갖는 SG 를 포함한다. 따라서, 이 루프 (3) 는 SG 의 열 에너지를 물 저장조 (5) 로 전달할 수 있게 한다. 붕괴열의 제거 중에, 이 물 저장조 (5) 는 물이 끓을 때까지 온도가 상승한다. 물은 대기압에서 특정 운동 거동을 가지고 공기 중으로 증발한다.
많은 현재 프로젝트들은 PRHR 의 히트 싱크로서 물을 사용하며, 그 중에서도 특히 다음이 언급될 수 있다:
- 미국 회사 Westinghouse 의 프로젝트 AP-600 및 AP-1000;
- 중국 기업 중국 일반 원자력 공사 (CGNPC) 와 중국 국가 원자력 공사 (CNNC) 의 프로젝트 Hualong-1;
- 러시아 회사 ROSATOM 의 프로젝트 VVER1200, 히트 싱크에 물을 가진 수동 안전 응축기의 버전.
이 붕괴열 제거 시스템은 주요 단점들을 가지고 있다.
첫째, 높이에 있는 수원의 존재는 대지진이나 항공기에 의한 충돌과 같은 극한의 외부 사건들의 경우에 이 안전 히트 싱크를 위해 온전한 구조를 유지할 필요가 있기 때문에 토목 엔지니어링을 복잡하게 하고 부담시킨다.
또한, 증기 발생기의 냉각시간은 물의 증발 효과로 풀의 용적과 직결된다: 물의 부피가 클수록 냉각 기간이 길어진다. 예로서, 3060 MW 의 정격 열출력을 갖는 원자로 HPR1000 은, 72 시간 동안 냉각을 허용하도록 설계된 치수를 갖는 PRHR 을 포함하며, 이는 2300 m3 의 풀 부피를 의미한다: [3].
따라서, 이 시스템의 문제는 풀의 토목공학 제약과 보장된 냉각 기간 (일반적으로 적어도 72시간) 사이의 필요한 절충에 있다.
증기 발생기의 비상 냉각의 하나의 유익한 구성 (SG-ECS, "증기 발생기 비상 냉각 시스템") 이 원자로 프로젝트 VVER TOI 에 대해, 특히 간행물 [4] 에서 이미 제안되었다. 이 구성은 도 3 에 개략적으로 도시되어 있다. 풀 (5) 은 지상에 배치되고, SG-ECS 는 3개의 폐루프 냉각 회로들을 직렬로 포함한다:
- 첫 번째는 증기 발생기 (2), 제 1 워터 펌프 (30) (2차 회로의 증기 응축물) 및 제 1 액체/액체 교환기 (31) 의 유체 회로를 포함한다;
- 두 번째는 제 1 교환기 (31) 의 다른 유체 회로, 제 2 워터 펌프 (32) 및 제 2 액체/액체 교환기 (33) 의 유체 회로를 포함한다;
- 세 번째는 제 2 교환기 (33) 의 다른 유체 회로, 제 3 물 펌프 (34) 및 풀 (5) 을 포함한다.
이러한 안전 시스템은 효과적이고 자율적이지만 수동적이지 않다: 2차 유체의 유동은 증기 발생기 (2) 로부터 중간 교환기 (31) 로 비-중력적으로 발생한다. 스팀 발생기 (2) 와 지상의 히트 싱크 사이의 열 전달은 펌프 (30, 32, 34) 를 사용하여 그리고 중간 교환기 (31, 33) 를 사용하여 발생한다. 따라서, 이 시스템은 사용된 3개의 펌프 (30, 32, 34) 를 전기적으로 공급하기 위해 꽤나 상당한 외부 에너지 입력을 필요로 한다. 펌프 (30, 32, 34) 를 전기적으로 공급하기 위한 이러한 에너지 입력은 보조 내연기관 또는 선택적으로 가스 터빈에 의해 수행된다.
특히 후쿠시마 다이이치 역의 여러 유닛들의 코어가 녹아 내린 비등수형 원자로 (BWR) 의 붕괴열을 제거하는 데는 정확히 동일한 문제가 있다. 이 경우, 이는 더 이상 증기 발생기 (SG) 의 2차 회로로부터 나오는 증기가 아니라 코어의 붕괴열을 제거하기 위해 냉각 및 응축할 필요가 있는 원자로 용기로부터 나오는 직접 증기이다. 1차 증기의 응축 및 이의 냉각에 필요한 히트 싱크는 이어서 원자로의 코어에 대해 높이에 있을 필요가 있고, 큰 용적을 가질 필요가 있다. 후쿠시마 재난에 관련된 비등수형 원자로의 경우에, 이 히트 싱크의 치수는, 보통 현재 요구되는 바와 같이, 72시간의 수동적 작동 자율화를 달성할 수 있게 하지 않았다.
적소의 사고 절차에 따라, 이는 또한 가압수형 또는 비등수형 원자로의 격납 건물 냉각 및 감압 시스템일 수 있으며, 이는 특히 의도적으로 개방된 1차 회로의 경우 (최종 시나리오에서 소위 "stuck-open" 구성) 또는 그렇지 않은 경우 (1차 파열형의 사고로 인한 1차 냉각제 손실의 상황) 에, 붕괴열을 제거하기 위한 최종 수단으로서 사용된다. 그런 다음 최종 히트 싱크는 그러한 냉각 수단과 관련된 붕괴열을 제거하기 위해 전용되는 것을 설명한다.
전술한 두 상황 모두에서, 이들 두 유형의 수동 안전 응축기는 충분한 양의 물을 갖는 히트 싱크가 원자로 코어를 냉각시키는 데 필요한 열 전력을 흡수할 수 있게 하는 조건에서만 장기간 작동할 수 있다.
가압수형 원자로와 관련된 적용과 유사하게, 이 히트 싱크는 원자로의 코어 또는 격납 건물의 중심으로부터 붕괴열을 제거하는 것을 가능하게 하는 자연 순환을 확립하기 위해, 원자로 용기와 그 격납 건물에 의해 형성된 조합에 대해 높이에 위치되어야 한다.
일반적으로, 유체의 밀도를 증가시키는 히트 싱크가 동일 유체의 밀도를 낮추는 히트 소스보다 높은 레벨에 위치하는 한은 단상 또는 2상 유체의 자연 순환이 가능하다. 반대의 경우, 열 성층화 및 자연 순환의 차단이 있다.
따라서, 히트 싱크를 제공하는 자율 디바이스는 높이에서의 물의 체적의 제한으로 인한 제약 때문에 몇 시간 동안의 작동과 비교하여 이러한 유형의 안전 시스템의 작동 자율성을 상당히 연장할 수 있게 할 것이다.
예를 들어, 간행물 [5] 의 도 2 는 한편으로는 궁극적인 제거에 전용되는 수동 격납 냉각 시스템 (PCCS) 의 작동에 전용되는 높이에서의 히트 싱크의 요구된 체적 및 다른 한편으로는 안전 제거에 전용되는 물 응축기 ("아이솔레이션 응축기") 의 요구된 체적에 대한 아이디어를 제공한다.
사고 상황에서 가압수형 원자로 (PWR) 의 냉각 시스템의 보충제로서 "유기 랭킨 사이클" (ORC) 기관을 사용하는 것은 이미 구상되었다.
전술한 바와 같이, 물 PRHR 에 관한 문제는 풀의 체적과 냉각 시간 사이의 관계에 있다.
따라서, 이 문제에 대한 한가지 해결책은 교환기를 통해 풀에 축적된 에너지의 일부를 취출하는 것으로 이루어진다. 이 교환기는 이어서 ORC 의 증발기로서 사용된다. ORC 의 응축기는 공기 응축기 (aerocondenser) 이다.
이 해결책은 ORC 의 펌프를 공급하기 위해 터빈-발전기 커플링을 통해 ORC 의 터빈에 의해 생성된 전력을 사용하는 것을 가능하게 하고, 이는 풀에 저장된 열의 일부를 제거하는 것을 가능하게 하는 자율 시스템을 생성한다.
따라서, 이러한 ORC 는 풀에서 열의 형태로 저장된 에너지의 일부를 회수하고, 이를 전용 회로에서 제거/재순환시키고, 그에 따라 풀에 의해 증발되는 물의 양을 제한하고, 그에 따라 풀에 의한 냉각 기간을 연장할 수 있게 한다.
예를 들어, 특허 출원 WO2012/145406 은 상이한 출원 분야에 대해 이러한 솔루션을 제안하였다. 특히, 소비된 핵연료로부터 기원하는 풀에 추가되는 열 에너지는 여전히 열을 생성한다. 따라서, PWR 에 적용될 때, 이 기술은 위에서 설명된 특정 문제들을 극복할 수 있게 한다. 이는 풀에 저장된 열 에너지의 일부가 ORC 에 의해 취출될 수 있기 때문이며, 이는 주어진 풀 체적에 대한 코어의 붕괴열의 제거 시간을 연장할 수 있게 한다.
그러나, 냉각 기간과 풀의 체적 사이의 비율을 향상시킬 수 있지만, 이 기술의 효율성은 궁극적인 히트 싱크 (공기) 로의 전력을 제거할 수 있게 하는 교환기의 체적에 의존한다. 구체적으로, 이 시스템이 PWR 의 냉각 기간 전체에 걸쳐 진정으로 기능하도록 하기 위해서는, 풀의 냉각 사이클의 교환기에 의해 추출된 전력이 풀과 원자로 사이에서 교환되는 전력과 동일한 정도의 크기일 필요가 있을 것이다.
이제, 전술한 바와 같이, VVER TOI 원자로의 경우, 원자로의 붕괴열은 수십 MW 정도이다.
따라서, 전술된 응용에서 제안된 바와 같은 ORC 를 구현하는 것, 풀과 원자로 사이에서 교환된 전력의 전부 또는 적어도 대부분을 제거하는 것은, 특히 최종 공기 교환기에 대해, 거대한 설치 체적을 필요로 할 것이다.
즉, ORC 가 없는 경우보다 더 긴 주어진 시간 동안 원자로의 코어의 붕괴열을 추출할 수 있게 하지만, 특허 출원 WO2012/145406 에서 제안된 시스템은 여전히 매우 제한된 실제 사용이고 약 백 kW 의 붕괴열에 대해 실제로 효과적이다.
특허 출원 WO2013/019589 는 유사한 해결책, 즉 소비된 핵연료를 물 저장조에 침지시켜 냉각시키고 이 물 저장조의 열에너지를 이용하여 ORC 또는 스털링 사이클을 작동시키는 것을 제안한다. 본 특허 출원은 소비된 핵연료에서 발생하는 열을 전기로 변환하기 위하여 열전 모듈을 추가하는 것을 더 제안한다.
WO2013/019589 에 따른 해결책의 독창성은 2개의 물 펌프를 구현함으로써, 이들 다양한 시스템들에 의해 생산된 전기를 풀로부터 얻어진 열 에너지에 대한 보완물로서 사용하는 것에 있으며, 물 펌프 중 하나는 물을 냉각시키기 위해 높이에 배치된 팬에 의해 저장조 (풀) 레벨로 지향시키고, 다른 하나는 풀의 물의 증발을 극복하기 위해 다른 물 저장조로부터 물을 펌핑한다.
따라서, 이들 물 펌프에 의해, 전용 펌프가 풀로의 물의 지속적인 첨가를 허용하기 때문에 냉각 기간과 풀 용적 사이에 직접적인 연결이 없다.
그러나, WO2013/019589 에 따른 해결책은 몇 가지 단점을 갖는다.
첫째, ORC 또는 스털링 사이클의 히트싱크의 열교환기는 공기 교환기이므로, 전술한 바와 같이 이들 교환기는 매우 큰 부피를 가질 수 있으며, 반드시 상부 부분에 위치된다.
더 나아가, 공기 교환기는 외부 온도에 크게 의존하고 이에 따라 그 가변성에 크게 의존하는 특성을 갖는다. 따라서, 그들의 신뢰성을 보장하기 위해, 시스템은 스테이션의 지리적 영역의 온도 변동들에 적응할 수 있는 것이 필요하다.
따라서, ORC 기관 (사이클) 을 사용하여 전술한 단점을 극복하기 위해 장기간 붕괴열 제거 장치가 요구되는 경수형 원자로 (LWR), 특히 가압수형 (PWR) 또는 비등수형 (BWR) 원자로의 붕괴열 제거 (DHR) 시스템을 개선할 필요가 있다.
이를 위해, 본 발명은, 그 양태들 중 하나에 따르면, 특히 가압수형 원자로 (PWR) 또는 비등수형 원자로 (BWR) 인 경수형 원자로 (LWR) 에 관한 것으로, 이는
- 원자로 코어;
- 원자로의 1차 또는 2차 회로로부터 증기를 취출하기 위한 취출 수단에 폐루프 (closed loop) 로 연결된 열교환 수단 및 상기 열교환 수단으로부터 물을 상기 1차 또는 2차 회로의 수단에 공급하기 위한 제 1 펌프를 포함하는 냉각 회로;
- 상기 원자로 코어의 붕괴 열의 적어도 일부를 제거하기 위한 시스템을 포함하고, 상기 시스템은
증기 발생기 아래에 배치된 제 1 물 저장조 또는 풀 (pool) 로서, 내부에 수용된 물이 상기 취출 수단으로부터 나오는 증기를 냉각시키도록 상기 열교환 수단이 침지되는, 상기 제 1 물 저장조 또는 풀;
유기 랭킨 사이클 (ORC) 엔진으로서, 다음의 것:
- 팽창기;
- 응축기;
- 제 2 펌프;
- 상기 풀이 ORC 의 히트 소스를 구성하도록 상기 풀과 접촉하여 배치되는 증발기;
- 작동 유체가 폐루프로 흐르는 유체 회로로서, 상기 팽창기를 상기 응축기에, 상기 응축기를 상기 제 2 펌프에, 상기 제 2 펌프를 상기 증발기에, 그리고 상기 증발기를 상기 팽창기에 연결하는, 상기 유체 회로;
를 포함하는, 상기 유기 랭킨 사이클 (ORC) 엔진;
상기 풀로부터 분리된 제 2 물 저장조, 및 상기 제 2 물 저장조에 연결되고 ORC 의 상기 응축기에 연결되어 ORC 의 히트 싱크로서 물을 상기 응축기에 공급하는 제 3 펌프;
를 포함한다.
제 1 물 저장조 또는 풀은 특히 50 m3 이상 및/또는 100 m3 이하의 큰 부피의 물을 함유한다.
가압수형 원자로 (PWR) 의 경우, 제 1 실시형태에 따르면, PWR 은 증기 발생기와, 풀에 침지되고 폐루프로 증기 발생기에 연결되는 물 응축기를 포함하는 냉각 회로를 포함한다.
가압수형 원자로 (PWR) 의 경우, 제 2 실시형태에 따르면, 1차 회로에 존재하는 붕괴 열을 회수하기 위한 수단은 액체/액체 교환기이고, 열교환 수단은 풀에 침지된 물 교환기이며, 풀에 수용된 물은 액체/액체 교환기에서 흐르는 1차 회로의 물을 냉각시킨다.
비등수형 원자로 (BWR) 의 경우, 제 1 실시형태에 따르면, BWR 은 다음을 포함하는 냉각 회로를 포함한다:
- 공급 라인으로부터 원자로의 터빈으로의 1차 증기의 취출장치;
- 풀에 침지되고 증기의 취출장치에 폐루프로 연결되는 물 응축기.
가압수형 원자로 (PWR) 또는 비등수형 원자로 (BWR) 의 경우, 또 다른 실시형태에 따르면, 원자로의 코어로부터 나오는 붕괴 열을 제거하기 위한 수단은 격납 건물에 존재하는 증기를 감압하기 위한 시스템이고, 열교환 수단은 한편으로는 풀에 침지된 열교환기이거나 또는 풀의 물을 직접 취출하는 장치이고, 다른 한편으로는 원자로의 격납 건물에 존재하는 증기와 직접 접촉하는 격납 벽 응축기이다.
유리하게는, 제 1 물 저장조 또는 풀은 지상에 또는 지중에 배치된다.
또한 유리하게는, 제 2 물 저장조는 풀보다 낮은 부분에, 유리하게는 지상에 또는 지중에 배치된다.
ORC 의 증발기는 풀에 침지되거나 그로부터 원격에 있을 수 있다.
바람직하게는, 침지된 증발기는 튜브 교환기 또는 플레이트 교환기이다.
하나의 유리한 실시형태에 따르면, 원자로는 추가로 하기를 포함하는 냉동 사이클을 포함한다:
- 압축기;
- 제 2 펌프 에 연결되어 제 2 펌프에 물을 공급하는 응축기;
- 감압 부재;
- 공기 증발기;
- 작동 유체가 폐루프로 흐르는 유체 회로로서, 압축기를 응축기에, 응축기를 감압부재에, 감압 부재를 공기 증발기에, 공기 증발기를 압축기에 연결하는, 상기 유체 회로.
유리하게는, 냉동 사이클의 응축기는 ORC 의 응축기이다.
또한 유리하게는, 냉동 사이클의 작동 유체는 ORC 의 작동 유체이다.
하나의 유리한 대안의 실시형태에 따르면, ORC 팽창기의 샤프트는 냉동 사이클의 압축기의 샤프트에 결합된다.
바람직하게는, 원자로는 ORC 응축기에 히트 싱크를 제공하도록 의도된 제 2 펌프, ORC 의 전기 부품, 및 선택적으로 냉동 사이클의 전기적 시동을 위해 구성된 배터리들을 포함한다. 바람직하게는, 원자로는 ORC 의 시동에 선행하는 기간 동안 붕괴열을 제거하는 기능을 이행하기 위해 제 1 펌프의 작동을 위해 의도된 배터리들을 포함한다.
따라서, 본 발명은 먼저 응축기가 침지되고 원자로의 코어 아래, 바람직하게는 지상에 배치되는 저장조나 풀을 히트 싱크로서 사용하는 안전 응축기 시스템을 구현한다.
여기서 그리고 본 발명의 맥락에서, 용어 "지상에" 는 지상에 지지되는 매립되거나 "지상 위에" 있는 풀을 의미하는 것으로 의도된다.
이 풀은 원자로 코어의 붕괴열을 제거할 수 있게 한다.
이제, 서두에서 설명된 바와 같이, 이 아키텍처는 풀의 부피에 의존한다: 풀의 냉각 시간은 그 부피에 비례하고 (또는 직접 링크되고), 따라서 제한된다.
이를 극복하기 위해, 본 발명은 풀로부터 분리된 ORC 엔진 및 추가의 물 저장조를 설치하는 것으로 본질적으로 이루어지며, 풀에 저장된 에너지는 ORC 의 증발기를 위한 히트 소스이고, 추가의 물 저장조는 ORC 의 응축기를 위한 히트 싱크를 구성하기 위해 전용 펌프를 통해 ORC 의 응축기를 직접 공급한다.
이러한 방식으로, 풀의 증발에 의한 물의 손실은 추가의 저장조로부터, 유리하게는 하부 부분에서, 바람직하게는 지면 레벨에서 물을 전달함으로써 보상된다.
지면으로부터 히트 싱크를 배치하는 것의 하나의 주요 이점은, 원자력 발전소 상부 부분의 이러한 안전 히트 싱크 볼륨을 지지하고 보호하기 위해 전용되는 토목공학의 매우 큰 단순화, 및 그에 따른 건설 및 유지보수 비용의 감소, 및 내진 연구의 결과이다.
지상에 풀을 가지고 있다는 것은 제공할 중요한 토목공학이 없기 때문에 많은 부피가 주어질 수 있고, 따라서 ORC 기관을 위한 큰 히트 싱크를 가질 수 있게 한다. 이는 지상에 풀을 위치시키면 물을 높이까지 끌어올리는 펌핑 시스템을 구현할 필요 없이 직접적인 히트 싱크 공급이 가능하기 때문이다.
응축된 2차 물을 풀로부터 지상으로 이송하기 위해 제 1 펌프를 사용하는 것은, 풀이 높이에 있는 구성에 비해 생산되는 전력의 증가를 수반한다. 그러나, 또한 크기조정 가능한 히트 소스와 결합된, 지상의 이러한 크기조정 가능한 히트 싱크의 존재는 이러한 상황에 대해 매우 충분한 전력을 생산하는 것을 가능하게 한다.
물 순환 펌프와 팽창기 (터빈) 의 존재로 인해 용어의 엄격한 의미에서 수동적이지는 않지만, 본 발명에 따른 폐쇄 사이클에서의 안전 2차 냉각은 증기 발생기 (PWR) 또는 증기 취출 라인 (BWR) 으로부터의 자연 2상 유동을 사용하는 수동 시스템보다 훨씬 더 양호하게 수행하는 주요 이점을 제공한다.
또한, 본 발명에 따른 시스템은 2차 응축물을 증기 발생기 (PWR) 로 보내거나 1차 응축물을 원자로 용기 (BWR) 로 보내는 제 1 펌프의 전력을 제어함으로써 쉽게 조절될 수 있다. 따라서, 이는 본 발명에 따른 시스템을 통합하는 원자력 발전소의 운영자가 원자로의 시간당 냉각 구배를 관리할 수 있게 하며, 이는 원자력 유닛의 수명에 있어서 여러 번 반복되기 쉬운 사건 상, 또는 심지어 원자로의 정상 냉각 상에 대해 바람직하다.
본 발명에 따른 붕괴열 제거 시스템은 종래 기술에 따른 시스템들과 특히 하기 양상들에 의해 상이하다:
- 공기를 히트 싱크로서 사용하는 기존의 시스템과는 달리, 추가의 물 저장조의 하부로부터 전달된 물이 ORC 의 응축기를 위한 히트 싱크로서 사용된다;
- 지상에 있는 풀 및 추가적인 물 저장조의 가능한 위치 때문에 매우 크기조정이 가능한 히트 싱크를 가질 가능성이 있다;
- 추가의 물 저장조로부터 전달된 이 물은 유리하게는 또한 냉동 사이클의 응축기를 위한 히트 싱크로서 사용될 수 있으며, 그 목적은 예를 들어 ORC 의 팽창기를 냉각시키기 위한 냉각 파워를 생성하는 것이며, 따라서 시스템의 더 나은 자율성과 신뢰성을 보장하거나, 대안적으로 다른 안전 장비, 예를 들어 전기 또는 제어 캐비넷, 제어실 등을 냉각시키기 위한 것이다.
따라서, 기존의 시스템의 구조와 비교하여, 본 발명에 따른 시스템 구성의 하나의 주요 이점은, ORC, 유리하게는 냉동 사이클의 응축기를 위한 히트 싱크로서 증발 동안 풀을 공급하기 위해 전달되는 물을 사용하는 것이다.
따라서, 본 발명에 따른 시스템의 구성은 ORC 의 증발기로서 플레이트 물 교환기를 구현할 수 있게 하며, 이는 실제로 풀로부터 멀리 떨어져야만 하지만 그 체적은 동등한 파워를 갖는 공기 응축기의 체적보다 훨씬 작다. 지시적인 예로서, 플레이트 물 교환기는 유체가 공기인 응축기에 비해 50 내지 100 의 인자로 개선된 대류 교환 계수를 갖는다.
물 교환기의 사용은 ORC 내의 ORC 유체의 응축 압력을 감소시킬 수 있게 하고, 따라서 효율을 증가시킨다.
펌핑된 물을 ORC 의 히트 싱크로서 사용하는 사실, 및 유리하게는 조합되는 냉동 사이클의 이점은, 추가로 시스템의 신뢰성을 크게 증가시킬 수 있게 한다: 교환기들의 체적을 감소시키는 것은 자연적 또는 악의적이든 외부 이벤트에 덜 취약하게 한다.
또한, 물/물 플레이트 응축기는 높은 신뢰성 (원자력 분야에서 필수적인 기준) 을 갖는 종래 기술의 널리 알려진 교환기이다.
또한, 히트 싱크의 모든 교환기 (원자로의 냉각 사이클, ORC, 냉동 사이클) 의 히트 싱크가 물이라는 사실은 종래 기술의 공기에서 상보적인 히트 싱크의 사용을 회피한다.
전술한 바와 같이, 공기 교환기는 주변 공기의 온도에 극히 의존적이다. 따라서, ORC 의 히트 싱크로서 하부 부분에 배치된 저장조의 물을 사용하는 것은 외부 온도, 및 그에 따른 변동에 덜 의존하는 것을 가능하게 한다.
본 발명에 의하면, 사실상, 사이클의 히트 싱크로 인해 더 이상 전력 제한이 없다. 이는, 전술한 공기의 온도에 대한 언급 없이, 그 크기를 최소화하고자 하는 종래기술의 공기 응축기와 같이 물교환기의 크기 및 히트 싱크측의 온도 조건이 더 이상 제한되지 않기 때문이다.
따라서, 본 발명은 높은 전력을 생산할 수 있고, 따라서 적은 설치 용적으로 PWR 의 2차 증기 또는 BWR 의 1차 증기를 대량으로 냉각 및 응축시킬 수 있는 가능성을 허용한다.
본 발명에 따른 ORC 에 대한 냉동 사이클의 추가는 ORC 의 팽창기뿐만 아니라 다른 부품들, 예를 들어 냉각될 전력 전자장치를 냉각시킬 수 있게 하며, 따라서 시스템의 자율성과 신뢰성을 증가시킨다. 단일 응축기는 ORC 및 냉동 사이클에 대해 공통으로 유리하게 사용될 수 있으며, 이는 직렬 또는 병렬로 유체적으로 유동하는 작동 유체 유동에 대해 가능하다.
본 발명에 따른 ORC 로 인한 추가 전기는 전술한 요건뿐만 아니라 제어 또는 측정 장치, 냉각 장치 등의 전기 공급과 같은 플랜트의 다른 안전 전기 요건을 커버할 수 있다.
본 발명에 따른 시스템은 시스템을 시동하는 데 필요한 배터리의 구현을 수반한다. 이들 배터리는 특히 1차 또는 2차 응축물을 증기 발생기 (PWR) 또는 증기 취출기 (BWR) 로 복귀시키는데 전용되는 펌프를 시동하기 위해 사용된다. 이러한 배터리에 축적된 에너지는 매우 제한될 수 있고, 다수의 리던던트 그룹들이 높은 신뢰성을 보장하는 것을 가능하게 한다.
전반적으로, 본 발명에 따른 시스템을 갖는 원자로는 다수의 이점을 가지며, 그 중에서 다음이 언급될 수 있다:
- 특히 증기 발생기, 폐루프 자연 대류 회로 및 냉각 풀을 포함하는 PWR 의 것인 원자로의 현존하는 냉각 시스템의 현저한 개선;
- 신뢰할 수 있고 자율적인 시스템;
- 상부 부분의 부피가 작은 원자력 발전소를 가져서 토목공학과 비용의 제약을 완화시키는 가능성;
- 2차 PWR 응축물 또는 1차 BWR 응축물을 상승시키기 위한 펌프 속도를 수정함으로써 원자로의 냉각 구배를 관리할 가능성.
본 발명의 다른 이점들 및 특징들은, 첨부된 도면을 참조하여 비한정적으로 그리고 설명을 위해서 주어진 본 발명의 예시적인 실시형태들의 상세한 설명을 읽음으로써 보다 명확해진다.
도 1 은 VVER TOI 로 알려진 종래 기술에 따른 원자로의 붕괴열의 시간의 함수로서 감소를 곡선 형태로 도시한다.
도 2 는 종래 기술에 따른 PWR 타입의 원자로 코어의 붕괴열을 제거하기 위한 수동 시스템의 개략도이다.
도 3 은 종래 기술에 따른 원자로 코어의 붕괴열 제거를 위한, 수동 시스템과 지상의 워터 풀을 갖는 PWR형 원자로의 개략도이다.
도 4 는 본 발명에 따른 원자로 코어의 붕괴열 제거를 위한, 수동 시스템과 지상의 워터 풀을 갖는 PWR형 원자로의 개략도이다.
도 5 는 냉동 사이클을 더 포함하는 본 발명의 일 실시형태를 예시하는 개략도이다.
도 6 은 도 5 에 따른 것과 같은 시스템의 ORC 및 냉동 사이클의 T-s 엔트로피 다이어그램이다.
도 7 은 본 발명에 따른 시스템의 제 1 변형예를 나타내는 개략도이다.
도 8 은 본 발명에 따른 시스템의 제 2 변형예를 나타내는 도면이다.
도 9 는 BWR 또는 PWR 의 격납 건물 내에 존재하는 증기를 감압하기 위한 시스템을 갖는 본 발명에 따른 다른 실시형태를 예시하는 개략도이다.
도 10 은 BWR 또는 PWR 을 위한 본 발명에 따른 열교환 수단의 제 1 변형예를 예시하는 개략도이다.
도 11 은 BWR 또는 PWR 을 위한 본 발명에 따른 열교환 수단의 제 1 변형예를 예시하는 개략도이다.
본 출원의 전반에 걸쳐, 용어 "수직", "하부", "상부", "하방", "상방", "아래" 및 "위" 는 수평 작동 구성에 있고 지상에 배치되는, 즉 매립되거나 지면에 지지되는 "지면 위에" 와 같이, 원자로의 물-충전된 냉각 풀에 관하여 참조로 이해되어야 한다.
도 1 내지 도 3 은 서두에서 이미 상세히 설명되었으므로, 아래에서는 더 이상 논의하지 않을 것이다.
명료함을 위해, 본 발명에 따른 그리고 종래 기술에 따른 주어진 요소는 도면 1 내지 8 모두에서 동일한 숫자 참조에 의해 표시될 것이다.
본 발명에 관한 도 4 내지 도 8 에서, PWR 원자로 코어의 냉각 시스템의 일부, 즉 냉각 풀에 잠긴 교환기에 폐루프로 연결된 증기 발생기만이 표시되어 있음을 알 수 있다.
또한, 점선은 다양한 전기 부품들의 전기 공급 라인을 나타내고, 실선은 유체 라인을 나타낸다는 것을 주목해야 한다.
도 4 는 본 발명에 따른 PWR 의 붕괴열의 적어도 일부를 제거하기 위한 자율 시스템을 도시한다.
시스템은 우선 지상에 배치된 냉각 풀 (5), 풀 내에 잠기어 그 내부의 물이 원자로의 2차 회로로부터 나오는 증기를 냉각시키는 물 응축기 (4), 및 물 응축기로부터의 물을 증기 발생기에 공급하는 제 1 펌프 (30) 를 포함한다.
이는 유기 랭킨 사이클 (ORC) 엔진 (6) 을 또한 포함하며, 이는 다음의 것을 포함한다:
- 팽창기 (60);
- 응축기 (61);
- 작동 유체 펌프 (62) 인, ORC 펌프로 지칭되는 제 2 펌프;
- ORC 의 히트 소스를 구성하도록 풀 (5) 에 대하여 배치되는 증발기 (63);
- 작동 유체가 폐루프에서 유동하는 유체 회로 (64).
도시된 바와 같이, 본 발명에 따르면 유체 회로 (64) 는 팽창기 (60) 를 응축기 (61) 에, 응축기 (61) 를 펌프 (62) 에, 펌프 (62) 를 증발기 (63) 에, 그리고 증발기 (63) 를 팽창기 (60) 에 연결한다.
일반적인 풀 (7) 을 형성하는 제 2 물 저장조는 원자로의 냉각 전용인 히트 싱크 모두를 포함하고, 안전 응축기 (4) 및 ORC 증발기(63) 를 포함하고 ORC 의 작동 전용인 풀 (5) 을 공급한다.
풀 (7) 로부터 나오는 물은 교환기 응축기 (61) 를 위한 히트 싱크로서 사용된다.
풀 (7) 로부터 나오는 물은 워터 펌프인 제 3 펌프 (8) 에 의해 풀 (5) 로 주입되기 전에 응축기 (61) 에 의해 약간 가열된다. 이 펌프 (8) 는 원자로 붕괴열을 받는 풀 (5) 의 증발을 극복하기 위한 전용 유체 라인 (65) 을 공급한다.
팽창기 (60) 는 전형적으로 터빈, 또는 코일, 나사, 피스톤 등을 갖는 감압기일 수 있다.
응축기 (61) 는 전형적으로 플레이트 응축기이다.
펌프 (62) 는 전형적으로 원심 펌프 또는 멤브레인 펌프, 스크류 펌프 등이다.
엔진 (6) 은 버퍼 탱크 (66), 즉 특히 가변 체제에서 ORC 의 적절한 작동을 허용하는 다량의 작동 유체의 저장조를 포함할 수 있다. 이 버퍼 탱크 (66) 는, 도 4 에 예시한 바와 같이, 펌프 (62) 의 상류에 배치될 수도 있다.
도 4 에 예시된 실시형태에서, 증발기 (63) 는 풀 (5) 내에 수직으로 침지된 튜브 증발기이다.
도 5 의 유리한 실시형태에서, 다음을 포함하는 냉동 사이클 (9) 이 더 제공된다:
- 압축기 (90);
- 물을 공급하기 위해 워터 펌프 (8) 에 연결되는, ORC 의 것인 응축기 (61);
- 감압 부재 (92);
- 공기 증발기 (93);
- 작동 유체가 폐루프에서 유동하는 유체 회로 (94).
유체 회로 (94) 는 압축기 (90) 를 응축기 (61) 에 연결하고, ORC 의 응축기 (61) 를 감압 부재 (92) 에 연결하고, 감압 부재를 공기 증발기 (93) 에 연결하고, 공기 증발기 (93) 를 압축기 (90) 에 연결한다.
감압 부재 (92) 는 밸브, 바람직하게는 터빈, 이젝터 등일 수 있다.
ORC (6) 와 마찬가지로, 냉동 사이클 (9) 은 또한 이 사이클에서 작동 유체의 저장조를 형성하는 버퍼 탱크를 포함할 수 있다.
배터리 (10) 는 선택적으로 냉동 사이클 (9) 및 ORC 의 전기 부품의 다양한 펌프들 (30, 62, 8) 의 전기 시동을 위해 제공될 수 있다. 보다 정확하게는, 배터리는 먼저 냉각 회로의 펌프 (30) 를 공급하기 위해 사용될 수 있고, 그 다음, 두 번째로, 물 저장조 (5) 가 비등할 때, ORC 의 시동, 즉 펌프 (62) 및 충전 펌프 (8) 의 시동을 허용하기 위해 사용될 수 있다.
3200 MWth 의 전력을 갖는 PWR 의 경우에 사고 상황에 따라 치수화하는 예가 아래에 제공된다.
ORC 의 작동 유체는 유기 유체이며, 이의 증발 온도는 대기압에서 약 100℃ 만큼 비등수의 증발 온도보다 낮다. 특히, Novec649, HFE7000, HFE7100 등을 언급할 수 있다. 알칸, HFC, HFO, HFCO, HFE 뿐만 아니라 일부 다른 유체 (NH3, CO2) 및 이들의 모든 혼합물과 같은, 다수의 다른 유기 유체가 구상될 수도 있다.
치수 시뮬레이션에 사용된 유체는 HFE7100이고, 이는 유리하게는 ORC (6) 및 냉동 사이클 (9) 모두에 사용된다.
이 예에서, 풀 (5) 의 온도 또는 수위의 센서는 풀 (5) 의 완전 포화 상태 및 비등에 의한 액체 레벨의 손실 시작을 검출할 수 있게 한다. 50 m3 의 표시된 값은 SG 로부터 60 MW 를 제거하는 응축기의 작동의 5분의 전형적인 지연에 상응한다. 그 순간, 펌프 (8) 는 풀 (5) 에서 증발된 물, 즉 교환된 60 MW 에 의해 생성된 증발의 대체에 대해 디멘셔닝함으로써 정확하게 대응하는 유량을 주입한다.
펌프 (30) 는 응축기 (4) 의 열교환의 60 MW 를 생성하기 위해 유량이 조절되고, 따라서 펌프 (8, 30) 는, 풀 (5) 의 1 킬로그램의 물의 비등이 응축기 (4) 에 의해 전달된 약 2.25 MW 의 열 전력을 필요로 한다는 것을 고려하면, 응축기 (4) 의 전력 전달 기능에 의해 연결된다.
풀 (5) 및 물 저장조 (7) 에 관한 디멘셔닝을 하기 표 1 에 정리하였다.
Figure pat00001
풀의 작동 시간에 관한 정보는 아래 표 2 에 정리되어 있다.
Figure pat00002
유량은 하기 표 3 에 나타낸다:
Figure pat00003
이하, 펌프 (8, 30) 의 유량들 사이의 대응관계를 표시하기로 한다.
이러한 디멘셔닝 예에서, 응축물의 과냉각이 없는 응축기 (61) 는 플랜트의 지령 제어에 의해 60 MWth 의 전력에서 작동되며, 이는 60 bar 의 SG 증기 압력에서 x 도/h 에 의한 원자로 냉각을 규정한다.
펌프 (30) 의 유량은 60 bar 미만에서 전력 및 포화시 잠열 사이의 비율과 같으며, 즉 60 MW/1.57 MJ/kg, 즉 38.2 kg/s 와 같다. 즉, 펌프 (30) 의 체적 유량은 180 m3/h 이다.
회로에서 응축물 및 헤드 손실을 상승시키기 위해 3 bar 의 펌프 출력 과압을 고려하면, 이는 15 kW 의 유압 전력, 즉 0.7 과 동일한 펌프 효율, 22 kWe 의 전기 공급 전력을 제공한다. 따라서, 펌프 (30) 의 작동과 연관된 배터리는 ORC 가 진입하기 전에 적어도 5분 동안 22 kWe 를 공급할 수 있어야 한다.
펌프 (8) 의 이 작동 지점과 관련된 유량은 관계에 의해 직접적으로 도출된다: 펌핑된 물의 유량은 대기압에서 전력과 잠열 사이의 비율과 같으며, 즉 60 MW/2.25 MJ/kg, 즉 27 kg/s 와 같다. 따라서, 펌프 (8) 의 관련된 체적 유량은 약 100 m3/h 이다. 이 펌프는 ORC (히트 싱크 프로비져닝) 의 시동을 위하여 배터리 공급이 되어야 한다.
외부 온도는 하기 표 4 에 나타낸다:
Figure pat00004
내부 압력은 하기 표 5 에 나타낸다:
Figure pat00005
교환기의 전력은 하기 표 6 에 나타낸다:
Figure pat00006
전기 전력은 하기 표 7 에 나타낸다:
Figure pat00007
따라서, 이러한 모든 작동 조건 하에서, 디멘셔닝될 교환기의 체적은 하기 표 8 에 요약된다:
Figure pat00008
ORC 와 냉동 사이클의 T-s 다이어그램은 도 6 에 도시된다.
도 5 에 따른 구성의 가능한 변형예들 중 하나는 ORC (6) 의 터빈 (60) 의 샤프트 (11) 와 냉동 사이클의 압축기의 샤프트를 결합하는 것으로 구성된다. 도 7 에 도시된 이러한 구성은 냉동 사이클의 압축기를 전기적으로 공급하지 않아도 되므로, 에너지 (전기기계식 변환) 를 절감할 수 있게 한다.
시스템의 제 2 변형예는 ORC 와 냉동 사이클 사이에 더 많은 부품들을 공유하는 것으로 이루어진다: 이미 예시된 바와 같이, 작동 유체, 파이프워크의 일부, 응축기 (61).
또 다른 가능한 변형예는 도 4 에 나타낸 침지된 튜브 증발기를 사용하지 않고 대신에 예를 들어 플레이트 타입의 원격 증발기를 사용하는 것이다. 이를 위해서는, 도 8 에 도시된 바와 같이, 저장조로부터의 물을 펌프 (14) 를 거쳐 도관으로 전달할 필요가 있다. 이러한 구성은 열교환기의 체적을 감소시키는 것을 가능하게 하거나, 풀에 교환기를 설치하기 위한 작업부하를 감소시키는 것을 가능하게 하거나, 또는 이전의 구성에서와 같이, 보조 히트 소스를 사용하여 ORC 를 작동시키는 가능성을 허용한다. ORC 응축기로부터 나오는 것과 혼합하면서 증발기의 출구에서 물을 복귀시키는 것은, 다른 변형예 및 구성에서 2개 대신에, 풀로부터의 단일 탭만이 필요하다는 것을 의미한다는 것을 주목해야 한다.
본 발명은 설명된 예들에 한정되지 않는다; 특히, 설명된 예들의 특징들은 도시되지 않은 변형예들의 다른 것과 조합될 수 있다.
본 발명의 범위를 벗어남이 없이 추가의 변형예 및 실시형태를 구상할 수 있다.
가압수형 원자로와 관련하여 방금 설명한 DHR 시스템은 비등수형 원자로 (BWR) 에서도 동일하게 구현될 수 있다.
일반적으로, 본 발명은 PWR 코어 또는 BWR 코어를 냉각하거나, PWR 또는 BWR 의 1차 격납 건물을 냉각 및/또는 감압하도록 의도된 히트 싱크를 구성할 수 있는 임의의 풀 (5) 에 적용된다.
따라서, 도시된 예들에서, 원자로의 코어로부터 나오는 붕괴열을 제거하기 위한 수단은 증기 발생기를 통과하며, 이 수단은 PWR 을 위해서든 BWR 을 위해서든 격납 건물에 설치된 응축기일 수도 있다.
예를 들어, PWR 의 경우, HPR1000 프로젝트의 주변 응축기 패널의 구성 (" 수동 격납 열 제거") 또는 격납 건물 벽에 대해 장착된 최적화된 응축기를 설명하는 간행물 [6] ("수동 격납 냉각 시스템") 을 참조할 수 있다. BWR 의 경우, 건물의 냉각 응축기 ("격납 냉각 응축기") 의 KERENA 어드밴스드 원자로의 구성을 참조할 수 있다.
보다 일반적으로, PWR 또는 BWR 의 경우, 원자로의 코어로부터 나오는 붕괴열을 제거하기 위한 수단은 격납 건물 (도 9) 에 존재하는 증기를 감압하기 위한 시스템일 수 있고, 열교환 수단은 한편으로는 풀 (5) 에 침지된 물 교환기(4) (도 11 의 폐루프 구성, 간행물 [6] 으로부터 취함) 또는 풀 (5) 의 물의 직접 취출 (도 10 의 폐루프 구성, 간행물 [6] 으로부터 취함), 다른 한편으로는 원자로의 격납 건물 (100) 에 존재하는 증기와 직접 접촉하는 "격납 벽 응축기" (11) 일 수 있다.
풀 (5) 은, 원자로의 건물 내 압력이 크게 상승하는 사고 발생시, 이러한 압력을 감소시켜 격납 건물의 건전성을 보존할 수 있도록 하는 격납 스프레이 (CS) 의 스프레이 헤더의 공급원이 될 수 있다. PWR 의 경우, HPR 1000 프로젝트의 1차 격납 건물 내부 또는 AP1000 프로젝트의 1차 격납 외부의 스프레이 헤더의 구성을 참조할 수 있다.
풀 (5) 은 BWR 의 과압 풀, 예를 들어 마크 I타입 원자로 내의 원환상 강철 풀일 수 있으며, 수증기는 응축되는 원자로의 코어로부터 우연히 유입된다.
풀 (5) 은 또한 IRWST ("In containment Refueling Water System Tank") 를 갖는 HPR-1000 프로젝트의 것과 같은 PWR 의 보안 주입 회로의 풀일 수 있다.
인용된 참조 리스트
[1]: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1785_web.pdf.
[2]: S. Kadalev 등, 2014, Annals of Nuclear Energy, vol. 72, p. 182-188;
[3]: D.C. Sun, Y. Li, Z. Xi, Y.F. Zan, P.Z. Li, W.B. Zhuo, "Experimental evaluation of safety performance of emergency passive residual heat removal system in HPR1000", Nuclear Engineering and Design, Volume 318, 2017, Pages 54-60, ISSN 0029-5493, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.04.003.
[4]: Mikhail Maltsev, 2015, " Additional information on modern VVER Gen III technology " https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2020-07/ii-la-maltesev.pdf
[5]: David Hinds 및 Chris Maslak, "Next-generation nuclesr energy: The ESBWR" Nuclear News. January 2006.
[6]: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf

Claims (16)

  1. 경수형 원자로 (LWR), 가압수형 원자로 (PWR) 또는 비등수형 원자로 (BWR) 를 포함하는 원자로로서,
    - 원자로 코어 (1);
    - 원자로의 1차 또는 2차 회로로부터 증기를 취출하기 위한 취출 수단에 폐루프 (closed loop) 로 연결된 열교환 수단 및 상기 열교환 수단으로부터 물을 상기 1차 또는 2차 회로의 수단에 공급하기 위한 제 1 펌프 (30) 를 포함하는 냉각 회로;
    - 상기 원자로 코어의 붕괴 열의 적어도 일부를 제거하기 위한 시스템을 포함하고, 상기 시스템은
    증기 발생기 아래에 배치된 제 1 물 저장조 또는 풀 (pool) (5) 로서, 내부에 수용된 물이 상기 취출 수단으로부터 나오는 증기를 냉각시키도록 상기 열교환 수단이 침지되는, 상기 제 1 물 저장조 또는 풀 (5);
    유기 랭킨 사이클 (ORC) 엔진 (6) 으로서,
    - 팽창기 (60);
    - 응축기 (61);
    - 제 2 펌프 (62);
    - 상기 풀이 ORC 의 히트 소스를 구성하도록 상기 풀과 접촉하여 배치되는 증발기 (63);
    - 작동 유체가 폐루프로 흐르는 유체 회로 (64) 로서, 상기 팽창기 (60) 를 상기 응축기 (61) 에, 상기 응축기 (61) 를 상기 제 2 펌프 (62) 에, 상기 제 2 펌프 (62) 를 상기 증발기 (63) 에, 그리고 상기 증발기 (63) 를 상기 팽창기 (60) 에 연결하는, 상기 유체 회로 (64);
    를 포함하는, 상기 유기 랭킨 사이클 (ORC) 엔진 (6);
    상기 풀로부터 분리된 제 2 물 저장조 (7), 및 상기 제 2 물 저장조에 연결되고 ORC 의 상기 응축기에 연결되어 ORC 의 히트 싱크로서 물을 상기 응축기에 공급하는 제 3 펌프 (8);
    를 포함하는, 원자로.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압수형 원자로이고, 증기 발생기 및 상기 풀에 침지되어 상기 증기 발생기에 폐루프로 연결되는 물 응축기를 포함하는 냉각 회로를 포함하는, 원자로.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압수형 원자로이고, 상기 1차 회로에 존재하는 붕괴 열을 회수하기 위한 수단은 액체/액체 교환기이고, 상기 열교환 수단은 상기 풀에 침지된 물 교환기이며, 상기 풀에 수용된 물은 상기 액체/액체 교환기에서 흐르는 상기 1차 회로의 물을 냉각시키는, 원자로.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 비등수형 원자로 (BWR) 이고, 냉각 회로를 포함하고, 상기 냉각 회로는
    - 공급 라인으로부터 원자로의 터빈으로의 1차 증기의 취출장치;
    - 상기 풀에 침지되고 상기 증기의 취출장치에 폐루프로 연결되는 물 응축기;
    를 포함하는, 원자로.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압수형 원자로 (PWR) 또는 비등수형 원자로 (BWR) 이고, 상기 원자로의 코어로부터 나오는 붕괴 열을 제거하기 위한 수단은 격납 건물에 존재하는 증기를 감압하기 위한 시스템이고, 상기 열교환 수단은 한편으로는 상기 풀에 침지된 열교환기 (4) 이거나 또는 상기 풀 (5) 의 물을 직접 취출하는 장치이고, 다른 한편으로는 원자로의 격납 건물 (100) 에 존재하는 증기와 직접 접촉하는 격납 벽 응축기 (11) 인, 원자로.
  6. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 제 1 물 저장조 또는 상기 풀은 지상에 또는 지중에 배치되는, 원자로.
  7. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 제 2 물 저장조는 지상에 또는 지중에 배치되는, 원자로.
  8. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 증발기 (63) 는 상기 풀에 침지되거나 그로부터 원격에 있는, 원자로.
  9. 제 8 항에 있어서,
    침지된 상기 증발기는 튜브 교환기인, 원자로.
  10. 제 8 항에 있어서,
    침지된 상기 증발기는 플레이트 교환기인, 원자로.
  11. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    냉동 사이클 (9) 을 더 포함하고, 상기 냉동 사이클은
    - 압축기 (90);
    - 상기 제 3 펌프 (8) 에 연결되어 상기 제 3 펌프에 물을 공급하는 응축기 (61);
    - 감압 부재 (92);
    - 공기 증발기 (93);
    - 작동 유체가 폐루프로 흐르는 유체 회로 (94) 로서, 상기 압축기 (90) 를 상기 응축기 (61) 에, 상기 응축기 (61) 를 상기 감압 부재 (92) 에, 상기 감압 부재를 상기 공기 증발기 (93) 에, 상기 공기 증발기 (93) 를 상기 압축기 (90) 에 연결하는, 상기 유체 회로 (94);
    를 포함하는, 원자로.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 냉동 사이클의 상기 응축기 (61) 는 ORC 의 응축기인, 원자로.
  13. 제 11 항에 있어서,
    상기 냉동 사이클의 작동 유체는 ORC 의 작동 유체인, 원자로.
  14. 제 11 항에 있어서,
    ORC 팽창기의 샤프트 (11) 가 상기 냉동 사이클의 상기 압축기의 샤프트에 결합되는, 원자로.
  15. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 시스템의 하부 부분에 배치되고 상기 시스템의 상부 부분에 배치된 상기 제 3 펌프에 연결되는 인젝터를 포함하고, 상기 인젝터는 상기 제 3 펌프를 준비시키도록 구성되는, 원자로.
  16. 제 1 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    펌프들, ORC 의 전기 부품들 및 선택적으로 냉동 사이클의 전기적 스타트-업을 위해 구성된 배터리들 (10) 을 포함하는, 원자로.
KR1020230007446A 2022-01-19 2023-01-18 지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr) KR20230112079A (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FRFR2200436 2022-01-19
FR2200436A FR3131974A1 (fr) 2022-01-19 2022-01-19 Réacteur nucléaire à eau légère (REL), notamment à eau pressurisée (REP) ou à eau bouillante (REB), à source froide au sol et intégrant un système autonome d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR).

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR20230112079A true KR20230112079A (ko) 2023-07-26

Family

ID=81927433

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020230007446A KR20230112079A (ko) 2022-01-19 2023-01-18 지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr)

Country Status (5)

Country Link
US (1) US20230230712A1 (ko)
EP (1) EP4216233A3 (ko)
KR (1) KR20230112079A (ko)
CN (1) CN116469586A (ko)
FR (1) FR3131974A1 (ko)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9803510B2 (en) 2011-04-18 2017-10-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials, and method of the same
US20130028365A1 (en) 2011-07-29 2013-01-31 Westinghouse Electric Company Llc Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool cooling and monitoring
CN109166637B (zh) * 2018-07-25 2024-05-14 华北电力大学 一种基于orc的压水堆核电站核安全系统及方法

Also Published As

Publication number Publication date
EP4216233A3 (fr) 2023-10-11
FR3131974A1 (fr) 2023-07-21
CN116469586A (zh) 2023-07-21
EP4216233A2 (fr) 2023-07-26
US20230230712A1 (en) 2023-07-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101884073B (zh) 用于核反应堆的浸没式安全壳
JP6336986B2 (ja) モジュール型の可搬式原子力発電機および当該可搬式原子力発電機への燃料補給方法
US20130028365A1 (en) Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool cooling and monitoring
US20130044851A1 (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
KR101973996B1 (ko) 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템
KR20180137805A (ko) 원자로 냉각 및 발전 시스템
EP2973594B1 (en) Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
US20120328068A1 (en) Decay heat conversion to electricity and related methods
Peterson Multiple-reheat Brayton cycles for nuclear power conversion with molten coolants
US20150016581A1 (en) System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor
KR20190092508A (ko) 부하추종 및 열병합 발전 능력을 갖춘 소형 모듈형 원자로 전력 플랜트 및 사용 방법
US11302452B2 (en) Nuclear reactor cooling arrangement having a stirling engine
Schulenberg et al. SuperCritical Water-cooled Reactors (SCWRs)
CA1245718A (en) System of generating electricity using a swimming pool type nuclear reactor
Dazhong The design characteristics and construction experiences of the 5 MWt nuclear heating reactor
KR20230112079A (ko) 지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr)
Barbier et al. Main operation procedures for ASTRID gas power conversion system
US20230230711A1 (en) Light-water nuclear reactor (lwr), in particular a pressurised water reactor (pwr) or boiling water reactor (bwr), incorporating an integral, autonomous, passive decay heat removal system
Toshinsky et al. Safety aspects of SVBR-75/100 reactor
Zhao et al. Safety evaluation of the flashing-driven natural circulation IPWR against loss-of-feedwater accident
KR102550139B1 (ko) 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템
Forsberg Passive emergency cooling systems for boiling water reactors (PECOS-BWR)
Cheon et al. Design Characteristics of the Passive Auxiliary Feedwater System in APR+
Beeley et al. THE SODIUM GRAPHITE REACTOR: TOMMORROW'S POWER PLANT
Arnold et al. 10 MWe Pressurized Water Reactor for Defense Terrestrial Power Application