WO2013035919A1 - 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템 - Google Patents

원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템 Download PDF

Info

Publication number
WO2013035919A1
WO2013035919A1 PCT/KR2011/007082 KR2011007082W WO2013035919A1 WO 2013035919 A1 WO2013035919 A1 WO 2013035919A1 KR 2011007082 W KR2011007082 W KR 2011007082W WO 2013035919 A1 WO2013035919 A1 WO 2013035919A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
water
cooling
heat exchanger
cooled heat
air
Prior art date
Application number
PCT/KR2011/007082
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
이상종
김영백
백병찬
양해남
이대진
최영재
이재규
허균
심경우
전성은
Original Assignee
한전원자력연료 주식회사
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 한전원자력연료 주식회사 filed Critical 한전원자력연료 주식회사
Publication of WO2013035919A1 publication Critical patent/WO2013035919A1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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
    • 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
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a passive cooling system of a nuclear power plant, and more particularly, to a cooling system implementing a secondary system heat removal method required for natural circulation core cooling in the event of an accident of a nuclear power plant.
  • an auxiliary water supply system is an important system for securing the safety of nuclear reactors.
  • the auxiliary water supply system maintains the steam generator level when the main water supply system is inoperable and maintains the steam generator level so that the reactor cooling system can be switched from stand-by to high temperature.
  • decay heat (or residual heat) can be removed through a secondary steam generator for cooling the nuclear fuel in the core.
  • a heat removal function through a steam generator is performed by using a condensate storage tank and an auxiliary feedwater pump.
  • the water supply system using the pump requires power, and operation of the water supply system is impossible if there is no power supply.
  • a cooling system of a nuclear power plant according to the prior art is disclosed in Korean Patent Laid-Open Publication No. 2002-0037105 (published on May 18, 2002).
  • the cooling system of the conventional nuclear power plant is an active type that can be operated only by the electricity supply, there is a problem that the electricity supply may not be operated in the event of an accident.
  • the object is, according to the present invention, a water cooling water storage tank for storing water for cooling water therein;
  • a steam generating unit connected to the water cooling water storage tank to supply water cooling water, and the supplied water cooling water is heated to generate steam;
  • a water-cooled heat exchanger connected to the steam generator and provided inside the water-cooling water storage tank;
  • an air-cooled heat exchanger connected to the steam generator and provided outside of the water-cooling water storage tank.
  • the water-cooled heat exchanger and the air-cooled heat exchanger are disposed above the steam generator so that the circulating flow of water-cooling water and steam can be continued by self-weight and convection.
  • the passive cooling system of the nuclear power plant preferably further includes a cooling tower provided therein.
  • the water cooling tank for water cooling is provided inside the cooling tower, and the water cooling heat exchanger is provided inside the water cooling water storage tank, and the air cooling heat exchanger is provided outside of the water cooling water storage tank in the cooling tower. It is preferable.
  • the lower portion of the cooling tower is preferably formed in the outside air inlet so that the outside air can be introduced.
  • the passive cooling system of the nuclear power plant includes a steam pipe provided to connect an upper portion of the steam generator, an upper portion of the water-cooled heat exchanger, and an air-cooled heat exchanger, a lower portion of the water-cooled heat exchanger, an air-cooled heat exchanger, and a lower portion of the steam generator. It is preferable to further include a water supply pipe provided to connect.
  • the driven cooling system of the nuclear power plant may include: a branch valve provided at a branch point of the steam pipe so that steam generated from the steam generator may flow into the water-cooled heat exchanger and the air-cooled heat exchanger;
  • the steam pipe further includes an on / off valve provided at a point past the branch valve.
  • the cooling system of the nuclear power plant can be driven passively in the secondary system of the auxiliary water supply system so as to cool down the core decay heat (or residual heat) even if the electricity supply is interrupted in the event of an accident.
  • cooling is performed by using a water-cooled heat exchanger having a large cooling capacity and an air-cooled heat exchanger together (the size of the water-cooled heat exchanger may be reduced compared to a conventional PAFS), and the cooling water of the water-cooled heat exchanger is heated In the mid and late stages of the accident, air cooling can be used to perform the cooling.
  • FIG. 1 is a configuration diagram of a passive cooling system of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention
  • FIG. 2 is a configuration diagram of a passive cooling system of a nuclear power plant according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 3 is a block diagram of a passive cooling system of a nuclear power plant according to another embodiment of the present invention.
  • Cooling system 100 of the PWR-type nuclear power plant according to the present invention as shown in Figure 1, the primary system (nuclear reactor) as an important system for securing the safety of the reactor, such as pressurized water reactor, pressurized water reactor, boiling water reactor, boiling heavy water reactor, etc.
  • cooling the secondary system in an emergency can remove the decay heat (or residual heat) in the core. More specifically, as the steam is generated in the steam generating unit 120, the steam is discharged to the upper portion of the steam generating unit 120, the light is introduced into the heat exchange unit 130 and passes through the heat exchange unit 130, the steam When the cooling condensation is re-introduced into the lower portion of the steam generating unit 120, it is re-introduced in the state of water, so that the cooling system 100 of the nuclear power plant so as to cool down the core decay heat (or residual heat) even if the electricity supply is stopped in the event of an accident. It can be driven in a secondary system without a configuration.
  • the passive cooling system 100 of the nuclear power plant as shown in Figure 1, the upper portion of the steam generating unit 120, the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133 Steam pipe 140 and the water supply pipe 125 provided to connect the lower portion of the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133 and the lower portion of the steam generator 120 and the steam generator 120 Branch valve 145 and the steam pipe 140 is provided at the point where the steam pipe 140 is branched so that the steam generated in the flow rate is introduced into the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133. It is preferable to further include an on-off valve 147 provided at the point past the branch valve (145).
  • the water cooling water 10 may be recovered from the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133 through the water supply pipe 125 to be re-introduced into the steam generator 120, and the steam pipe 140 may be recovered.
  • the steam generator 120 may be introduced into the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133, the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger by the branch valve 145 and the opening / closing valve 147.
  • the steam supply to 133 may be selected or opened or closed.
  • the water supply pipe 125 is provided on top of the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133, respectively, the steam pipe 140 is a water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133. It is preferable to be provided at the bottom of each).
  • Control of the branch valve (145) (control of the flow path of steam to the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133) is provided with a control unit (not shown) and is automatically calculated or performed according to the cooling heat capacity or the water-cooled heat exchanger ( 131 and the air-cooled heat exchanger 133 may be changed according to the heat removal capacity, or the operator may directly operate it. At this time, it is preferable to control the water level of the steam generating unit 120 is always kept constant.
  • the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger so that the circulation flow of the water-cooled water 10 and the steam can be continuously driven by self-weight and convection.
  • 133 is preferably disposed above the steam generating unit 120.
  • the circulation of the water-cooling water 10 and the steam may be continuously driven without a separate power such as electric power by natural convection and gravity using light and heavy water.
  • the water cooling water storage tank 110 is provided to discharge the water cooling water supply pipe 111 and the water cooling water 10 therein to be supplied to the water cooling water 10 from the outside. It is preferable that the water cooling water extraction pipe 113 is provided.
  • the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133 are provided together inside and outside the water-cooled water storage tank 110, thereby cooling water, which is a disadvantage of the conventional passive auxiliary water supply system (PAFS). It solves the problem that cooling is stopped when exhausted, it is possible to make permanent cooling using air cooling, and to alleviate the thermal shock problem when only water cooling is configured. In addition, since the cooling can be divided into air cooling and water cooling, the size of the water-cooled heat exchanger and the water-cooled water storage tank can be reduced.
  • PAFS passive auxiliary water supply system
  • cooling is performed by using the water-cooled heat exchanger and the air-cooled heat exchanger having a large cooling capacity (the size of the water-cooled heat exchanger can be reduced compared to the conventional PAFS), and the cooling water of the water-cooled heat exchanger is heated.
  • air cooling can be used to perform the cooling.
  • the passive cooling system 100 of a nuclear power plant may further include a cooling tower 150 having an air-cooled heat exchanger 133 therein. Can be.
  • the cooling tower 150 may provide an installation place of the air-cooled heat exchanger 133, and may increase the heat exchange efficiency of air-cooled by using a phenomenon in which wind blows from the bottom to the top by an atmospheric pressure difference.
  • an outside air inlet 151 is formed so that external air may naturally flow into the cooling tower 150.
  • the outside air flows into the cooling tower 150 to increase the heat exchange efficiency of the air-cooled heat exchanger 133.
  • This process of cooling the heat of the steam generator 120 is a cycle of cooling-condensing-gravity-falling-water supply-gasification of the vaporization-convection-rise-water-cooled heat exchanger 131,133 of the water supply in the steam generator 120. It is composed. Therefore, there is no need for a flow generating device using a pump or the like, and thus no equipment operation energy supply is required.
  • a passive cooling system 100 is implemented in which cooling is achieved through heat exchange between atmospheric air and water cooling water. Water-cooling and air-cooling are complementary to each other, and the problem of increasing in size due to the limitation of each heat-exchanging capacity can be solved by the introduction of the water-cooling heat exchanger 131.
  • the size is increased due to the cooling capacity, so that the rapid cooling occurs at the beginning of the cooling, and thermal shock is applied to the pipe by adjusting the thermal cooling performance by coexistence of air cooling and water cooling. I can solve it.
  • the present invention is applicable to all nuclear power plants in which the steam generator 120 is installed, and may be applied whether the steam generator 120 is directly connected to the core or indirectly connected or exists separately.
  • the cooling tower 150 is provided with a water cooling water storage tank 110 is a water-cooled heat exchanger inside the water cooling water storage tank 110
  • the unit 131 is provided, and the air-cooled heat exchanger 133 is preferably provided outside the water cooling tank 110 for water cooling inside the cooling tower 150.
  • Heat generated in the core is transferred to the steam generator 120 through the primary system, heat is exchanged in the steam generator 120 to transfer heat to the secondary system.
  • a water supply is filled in the steam generator 120, and the water is heated by the heat of the core to which the water is delivered and vaporized into steam.
  • the vaporized steam flows along the steam pipe 140 installed on the upper portion of the steam generator 120, and a branch valve 145 is provided at the branch point of the steam pipe 140 to provide steam to the air-cooled heat exchanger 133.
  • the flow path is adjusted to be supplied to at least one of the water-cooled heat exchanger 131.
  • the steam supplied to the water-cooled heat exchanger 131 passes through the water-cooled heat exchanger 131 installed in the water-cooled water storage tank 110 in which the water-cooled water 10 is contained, and the water-cooled heat exchanger 131 In the course of passing the steam is heat-exchanged with the water for cooling water (10).
  • the steam condensed during the heat exchange process is lowered by gravity and reintroduced into the steam generator 120 along the water supply pipe 125 connected to the lower portion of the water-cooled heat exchanger 131 to be recovered.
  • the steam supplied to the air-cooled heat exchanger 133 passes through the air-cooled heat exchanger 133 through which heat is exchanged with the atmosphere, thereby exchanging heat with the atmosphere.
  • the steam condensed during the heat exchange process is lowered by gravity and reintroduced into the steam generator 120 along the water supply pipe 125 connected to the lower portion of the air-cooled heat exchanger 133 to be recovered. Since this process is achieved by natural convection-condensation-gravity drop, the water-cooled heat exchanger 131 and the air-cooled heat exchanger 133 are preferably installed above the steam generator 120.
  • an air cooling space may be separately installed.
  • an air cooling space in the form of a cooling tower 150 may be introduced.
  • the cooling tower 150 is provided in an open top and bottom, and the air-cooled heat exchanger 133 is installed inside the cooling tower 150. Due to the air pressure difference due to the height of the cooling tower 150 structure, atmospheric air introduced from the bottom blows up. Therefore, while the wind is in contact with the surface of the air-cooled heat exchanger 133 installed therein can increase the efficiency of air cooling.
  • the cooling system 100 of the nuclear power plant can be driven passively to remove the core collapse heat (or residual heat) even if the electricity supply is interrupted in the event of an accident.

Abstract

본 발명은 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템에 관한 것으로서, 수냉용 용수가 내부에 저장된 수냉용 용수 저장탱크; 상기 수냉용 용수 저장탱크에 연결되어 수냉용 용수가 공급되고, 공급된 수냉용 용수가 가열되어 증기가 발생되는 증기발생부; 상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 내부에 구비된 수냉식 열교환부; 및, 상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 외부에 구비된 공냉식 열교환부;를 포함하는 것을 특징으로 한다. 이에 의하여, 사고시 전기 공급이 중단되더라도 노심 붕괴열(또는 잔열)을 냉각시키도록 원자력 발전소의 피동형 냉각시스템으로 가동될 수 있다.

Description

원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템
본 발명은 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 원자력 발전소의 사고 발생시 자연순환방식의 노심 냉각에 필요한 이차계통열제거 방법을 피동형 장치로 구현한 냉각 시스템에 관한 것이다.
원자력 발전소에 있어서, 원자로의 안전성 확보에 중요한 계통으로 보조급수계통이 있다.
보조급수계통은 주급수 계통이 운전 불가능한 경우 증기발생기(steam generator)의 수위를 유지하고, 원자로 냉각계통이 고온대기 상태에서 정지상태로 전환할 수 있도록 증기발생기 수위를 유지하도록 한다.
원자력 발전소에서 사고가 발생하면 노심에 장전된 핵연료 냉각을 위해 이차계통인 증기발생기를 통해 붕괴열(또는 잔열)을 제거할 수 있다.
종래에는 응축수 저장탱크(condensate storage tank)와 보조급수펌프(auxiliary feedwater pump)를 이용하여 증기발생기를 통한 열 제거 기능을 수행한다. 펌프를 이용한 급수시스템은 전원을 필요로 하며, 전원이 공급되지 못하는 경우에는 급수 계통의 운전은 불가능하다.
이러한 종래기술에 따른 원자력 발전소의 냉각 시스템이 한국공개특허공보 제2002-0037105호(2002.05.18. 공개)에 개시되어 있다.
종래기술에 따른 냉각 시스템으로 급수를 증기발생기에 공급하여 냉각시키면 일차계통을 통해 전달된 노심 붕괴열(또는 잔열)이 증기발생기에서 제거된다.
그러나, 이러한 종래의 원자력 발전소의 냉각 시스템은 전기 공급에 의해서만 가동될 수 있는 능동형이기 때문에 사고시 전기 공급이 중단될 경우에는 가동되지 못할 수 있다는 문제점이 있다.
따라서, 본 발명의 목적은 사고시 전기 공급이 중단되더라도 노심 붕괴열(또는 잔열)을 제거하도록 피동형으로 보조급수계통에서 가동될 수 있는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템을 제공하는 것이다.
상기 목적은, 본 발명에 따라, 수냉용 용수가 내부에 저장된 수냉용 용수 저장탱크; 상기 수냉용 용수 저장탱크에 연결되어 수냉용 용수가 공급되고, 공급된 수냉용 용수가 가열되어 증기가 발생되는 증기발생부; 상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 내부에 구비된 수냉식 열교환부; 및, 상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 외부에 구비된 공냉식 열교환부;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템에 의하여 달성된다.
여기서, 수냉용 용수와 증기의 순환 흐름이 자중과 대류에 의해 연속될 수 있도록, 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부는 상기 증기발생부보다 상부에 배치된 것이 바람직하다.
상기 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템은 상기 공냉식 열교환부가 내부에 구비된 냉각탑을 더 포함하는 것이 바람직하다.
상기 냉각탑의 내부에는 상기 수냉용 용수 저장탱크가 구비되어 상기 수냉용 용수 저장탱크의 내부에는 상기 수냉식 열교환부가 구비되고, 상기 공냉식 열교환부는 상기 냉각탑의 내부에서 상기 수냉용 용수 저장탱크의 외부에 구비된 것이 바람직하다.
상기 냉각탑의 하부에는 외부의 공기가 유입될 수 있도록 외기 유입구가 형성된 것이 바람직하다.
상기 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템은, 상기 증기발생부의 상부와 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부의 상부를 연결하도록 구비된 증기관과, 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부의 하부와 상기 증기발생부의 하부를 연결하도록 구비된 급수관을 더 포함하는 것이 바람직하다.
그리고, 상기 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템은 상기 증기발생부에서 발생되는 증기가 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부로 유량이 조절되어 유입될 수 있도록 상기 증기관이 분기되는 지점에 구비된 분기 밸브와, 상기 증기관에서 상기 분기 밸브를 지난 지점에 구비된 개폐 밸브를 더 포함하는 것이 바람직하다.
본 발명에 따르면, 사고시 전기 공급이 중단되더라도 노심 붕괴열(또는 잔열)을 냉각시키도록 원자력 발전소의 냉각 시스템이 피동형으로 보조급수계통의 이차계통에서 가동될 수 있다.
또한, 기존 PAFS(Passive Auxiliary Feedwater System: 피동형 보조급수 시스템)의 단점인 냉각수 고갈시 냉각이 중단되는 문제를 해결하고, 공냉을 이용한 항구적인 냉각이 가능하며, 수냉으로만 구성되었을 때의 열충격 문제를 완화할 수 있다. 냉각을 공냉과 수냉에서 나눠서 할 수 있기 때문에 수냉식 열교환부와 수냉용 용수 저장탱크의 크기를 줄일 수 있다. 즉, 열이 많이 발생되는 사고 초기에는 냉각 용량이 큰 수냉식 열교환부와 공냉식 열교환부를 함께 이용하여 냉각을 수행하고(수냉식 열교환부의 크기는 기존 PAFS에 비해서 줄어들 수 있다), 수냉식 열교환부의 냉각수가 데워지는 사고 중반, 후반 이후에는 공냉을 이용해서 냉각을 수행할 수 있다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템의 구성도,
도 2는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템의 구성도,
도 3은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템의 구성도이다.
** 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 **
110 : 수냉용 용수 저장탱크 120 : 증기발생부
125 : 급수관 131 : 수냉식 열교환부
133 : 공냉식 열교환부 140 : 증기관
145 : 밸브 150 : 냉각탑
151 : 외기 유입구
이하에서는 첨부된 도면을 참조하여 본 발명에 대해 상세히 설명한다.
본 발명에 따른 가압경수로형 원자력 발전소의 냉각 시스템(100)은, 도 1에 도시된 바와 같이, 가압경수로, 가압중수로, 비등경수로, 비등중수로 등과 같은 원자로의 안전성 확보에 중요한 계통으로 일차계통(원자로-고온관-증기발생기-냉각재펌프-저온관-원자로)이 아닌 일차계통과 연결된 증기발생기를 통해 터빈과 연결되는 계통인 이차계통(증기발생기-증기관-고온터빈-저온터빈-복수기-급수관-증기발생기)에 적용되는 것으로서, 이차계통의 열을 물과 교환하는 수냉 파트와, 이차계통의 열을 공기와 교환하는 공냉파트로 크게 나누어지며, 좀더 구체적으로는, 수냉용 용수(10)가 내부에 저장된 수냉용 용수 저장탱크(110)와, 수냉용 용수 저장탱크(110)에 연결되어 수냉용 용수(10)가 공급되고 공급된 수냉용 용수(10)가 가열되어 증기가 발생되는 증기발생부(120)와, 증기발생부(120)에 연결되되 수냉용 용수 저장탱크(110)의 내부에 구비된 수냉식 열교환부(131)와, 증기발생부(120)에 연결되되 수냉용 용수 저장탱크(110)의 외부에 구비된 공냉식 열교환부(133)를 포함한다.
이에 따라, 비상시 이차계통을 냉각시키면 노심 내 붕괴열(또는 잔열)을 제거시킬 수 있다. 좀더 구체적으로는, 증기발생부(120)에서 증기가 발생됨에 따라 증기가 증기발생부(120)의 상부로는 가벼운 증기가 배출되어 열교환부(130)로 유입되고 열교환부(130)를 거치며 증기가 냉각 응축되어 증기발생부(120)의 하부로 재유입될 때에는 물의 상태로 재유입됨으로써 사고시 전기 공급이 중단되더라도 노심 붕괴열(또는 잔열)을 냉각시키도록 원자력 발전소의 냉각 시스템(100)이 펌프 등의 구성이 없이도 피동형으로 이차계통에서 가동될 수 있다.
또한, 본 발명에 따른 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템(100)은, 도 1에 도시된 바와 같이, 증기발생부(120)의 상부와 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)의 상부를 연결하도록 구비된 증기관(140)과, 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)의 하부와 증기발생부(120)의 하부를 연결하도록 구비된 급수관(125)과, 증기발생부(120)에서 발생되는 증기가 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)로 유량이 조절되어 유입될 수 있도록 증기관(140)이 분기되는 지점에 구비된 분기 밸브(145)와, 증기관(140)에서 분기 밸브(145)를 지난 지점에 구비된 개폐 밸브(147)를 더 포함하는 것이 바람직하다.
이에 따라, 급수관(125)을 통하여 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)로부터 수냉용 용수(10)가 증기발생부(120)로 재유입되도록 회수될 수 있고, 증기관(140)을 통하여 증기발생부(120)로부터 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)로 유입될 수 있으며, 분기 밸브(145) 및 개폐 밸브(147)에 의해 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)로의 증기 공급이 선택되거나 개폐될 수 있다.
본 발명의 일실시예로서, 급수관(125)은 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)의 상부에 각각 구비되고, 증기관(140)은 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)의 하부에 각각 구비된 것이 바람직하다.
분기 밸브(145)의 조절(수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)로의 증기의 유로 조절)은 제어부(미도시)가 구비되어 냉각 열용량에 따라 자동으로 계산되어 수행되거나 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)의 열제거 용량에 따라 변경될 수 있고, 그렇지 않을 경우엔 운전원이 직접 조작할 수도 있다. 이때, 증기발생부(120)의 수위는 항상 일정하게 유지되도록 제어하는 것이 바람직하다.
본 발명의 일실시예로서, 도 1에 도시된 바와 같이, 수냉용 용수(10)와 증기의 순환 흐름이 자중과 대류에 의해 피동형으로 연속될 수 있도록, 수냉식 열교환부(131) 및 공냉식 열교환부(133)는 증기발생부(120)보다 상부에 배치된 것이 바람직하다.
이에 따라, 증기는 가볍고 물은 무거운 성질을 이용한 자연 대류 및 중력에 의해 수냉용 용수(10)와 증기의 순환 흐름이 전력과 같은 별도의 동력이 없이도 피동형으로 연속될 수 있다.
한편, 수냉용 용수 저장탱크(110)에는 외부로부터 수냉용 용수(10)가 공급될 수 있도록 구비된 수냉 용수 공급관(111)과 내부의 수냉용 용수(10)를 외부로 배출할 수 있도록 구비된 수냉 용수 취출관(113)이 구비된 것이 바람직하다.
이에 따라, 수냉식 열교환기(131) 및 공냉식 열교환기(133)가 수냉용 용수 저장탱크(110)의 내부와 외부에 함께 구비됨으로써 기존 PAFS(Passive Auxiliary Feedwater System: 피동형 보조급수 시스템)의 단점인 냉각수 고갈시 냉각이 중단되는 문제를 해결하고, 공냉을 이용한 항구적인 냉각이 가능하며, 수냉으로만 구성되었을 때의 열충격 문제를 완화할 수 있다. 또한, 냉각을 공냉과 수냉에서 나눠서 할 수 있기 때문에 수냉식 열교환부와 수냉용 용수 저장탱크의 크기를 줄일 수 있다. 즉, 열이 많이 발생되는 사고 초기에는 냉각 용량이 큰 수냉식 열교환부와 공냉식 열교환부를 함께 이용하여 냉각을 수행하고(수냉식 열교환부의 크기는 기존 PAFS에 비해서 줄어들 수 있다), 수냉식 열교환부의 냉각수가 데워지는 사고 중반, 후반 이후에는 공냉을 이용해서 냉각을 수행할 수 있다.
한편, 도 2 및 도 3에 도시된 바와 같이, 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템(100)은 공냉식 열교환부(133)가 내부에 구비된 냉각탑(150)을 더 포함할 수 있다.
이에 따라, 냉각탑(150)은 공냉식 열교환부(133)의 설치 장소를 제공하고, 대기압차에 의해 하부로부터 바람이 상부로 불어 올라가는 현상을 이용해 공냉의 열교환 효율을 높일 수 있다.
냉각탑(150)의 하부에는 외부의 공기가 냉각탑(150)의 내부로 자연 유입될 수 있도록 외기 유입구(151)가 형성된 것이 바람직하다.
이에 따라, 냉각탑(150)의 내부로 외기가 유입됨으로써 공냉식 열교환기(133)의 열교환 효율을 높일 수 있다.
증기발생부(120)의 열을 식히는 이 과정은 증기발생부(120) 내 급수의 기화-대류-상승-수공냉 열교환부(131,133)에서의 냉각-응축-중력 하강-급수 공급-기화의 사이클로 구성된다. 따라서, 펌프 등을 이용한 유동 발생 장치가 필요 없고, 이에 따른 기기 가동 에너지 공급이 필요 없다. 대기와 수냉용수와의 열교환을 통해서 냉각이 이뤄지는 피동형 냉각 시스템(100)이 구현된다. 수냉과 공냉은 서로 보완 관계이며 각각의 열교환 용량의 한계 때문에 크기가 커지는 문제를 수냉식 열교환부(131)의 도입으로 해결할 수 있고 수냉식 열교환부(131)만으로 구성됐을 때 수냉 용수가 증발된 뒤 냉각이 중단되는 문제를 해결하고 수냉식 열교환부(131)만으로 구성됐을 때 냉각 용량 때문에 크기가 커지게 되어 냉각 초반에 급냉이 이뤄져 배관에 열충격이 가해지는 문제를 공냉과 수냉의 공존으로 열냉각 성능을 조절하여 해결할 수 있다.
본 발명은 증기발생부(120)가 설치되어 있는 원전에는 모두 적용이 가능하며 증기발생부(120)가 노심과 직접 연결되어 있든지 간접 연결되어 있든지 아니면 별도로 존재하든지 모두 적용될 수 있다.
한편, 도 3에 도시된 바와 같이, 본 발명의 또 다른 실시예로서, 냉각탑(150)의 내부에는 수냉용 용수 저장탱크(110)가 구비되어 수냉용 용수 저장탱크(110)의 내부에는 수냉식 열교환부(131)가 구비되고, 공냉식 열교환부(133)는 냉각탑(150)의 내부에서 수냉용 용수 저장탱크(110)의 외부에 구비된 것이 바람직하다.
노심에서 생성된 열은 일차계통을 통해 증기발생부(120)로 전달되고, 증기발생부(120)에서 열교환이 이루어져 이차계통으로 열이 전달된다.
증기발생부(120)의 내부에는 급수가 채워져 있고, 이 급수가 전달된 노심의 열에 의해 가열되어 증기로 기화된다.
기화된 증기는 증기발생부(120)의 상부에 설치된 증기관(140)을 따라 유동하게 되고, 증기관(140)이 분기되는 지점에는 분기 밸브(145)가 구비되어 증기가 공냉식 열교환부(133) 및 수냉식 열교환부(131) 중 적어도 어느 한 곳으로 공급되도록 유로를 조절한다. 한편, 수냉식 열교환부(131)로 공급된 증기는 수냉용 용수(10)가 담겨져 있는 수냉용 용수 저장탱크(110)의 내부에 설치된 수냉식 열교환부(131)를 통과하게 되고 수냉식 열교환부(131)를 통과하는 과정에서 증기는 수냉용 용수(10)와 열교환 하게 된다. 열교환이 이뤄지는 과정에서 응축된 증기는 중력에 의해 하강되어 수냉식 열교환부(131)의 하부에 연결된 급수관(125)을 따라 증기발생부(120)로 재유입되어 회수된다. 한편, 공냉식 열교환부(133)로 공급된 증기는 대기와 열교환이 이뤄지는 공냉식 열교환부(133)를 통과하면서 대기와 열교환 하게 된다. 열교환이 이뤄지는 과정에서 응축된 증기는 중력에 의해 하강되어 공냉식 열교환부(133)의 하부에 연결된 급수관(125)을 따라 증기발생부(120)로 재유입되어 회수된다. 이 과정은 자연 대류-응축-중력 하강에 의해 이뤄지므로 수냉식 열교환부(131)와 공냉식 열교환부(133)는 증기발생부(120)보다 상부에 설치된 것이 바람직하다.
공냉의 효율을 높이기 위해 공냉 공간이 별도로 설치될 수 있다. 예를 들어, 냉각탑(150) 형태의 공냉 공간이 도입될 수 있다. 냉각탑(150)은 상부와 하부가 개방된 형태로 마련되고, 냉각탑(150)의 내부에는 공냉식 열교환부(133)가 설치된다. 냉각탑(150) 구조물의 높이에 의한 기압차 때문에 하부에서 유입된 대기 바람이 상부로 불어 올라간다. 따라서, 내부에 설치된 공냉식 열교환부(133)의 표면에 바람이 접촉되면서 공냉의 효율을 높여 줄 수 있다.
이에, 본 발명에 따르면, 사고시 전기 공급이 중단되더라도 노심 붕괴열(또는 잔열)을 제거하도록 원자력 발전소의 냉각 시스템(100)이 피동형으로 가동될 수 있다.

Claims (7)

  1. 수냉용 용수가 내부에 저장된 수냉용 용수 저장탱크;
    상기 수냉용 용수 저장탱크에 연결되어 수냉용 용수가 공급되고, 공급된 수냉용 용수가 가열되어 증기가 발생되는 증기발생부;
    상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 내부에 구비된 수냉식 열교환부; 및
    상기 증기발생부에 연결되되, 상기 수냉용 용수 저장탱크의 외부에 구비된 공냉식 열교환부;
    를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    수냉용 용수와 증기의 순환 흐름이 자중과 대류에 의해 연속될 수 있도록, 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부는 상기 증기발생부보다 상부에 배치된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 공냉식 열교환부가 내부에 구비된 냉각탑을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 냉각탑의 내부에는 상기 수냉용 용수 저장탱크가 구비되어 상기 수냉용 용수 저장탱크의 내부에는 상기 수냉식 열교환부가 구비되고, 상기 공냉식 열교환부는 상기 냉각탑의 내부에서 상기 수냉용 용수 저장탱크의 외부에 구비된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  5. 제3항 또는 제4항에 있어서,
    상기 냉각탑의 하부에는 외부의 공기가 유입될 수 있도록 외기 유입구가 형성된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  6. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 증기발생부의 상부와 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부의 상부를 연결하도록 구비된 증기관과, 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부의 하부와 상기 증기발생부의 하부를 연결하도록 구비된 급수관을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
  7. 제6항에 있어서,
    상기 증기발생부에서 발생되는 증기가 상기 수냉식 열교환부 및 상기 공냉식 열교환부로 유량이 조절되어 유입될 수 있도록 상기 증기관이 분기되는 지점에 구비된 분기 밸브와, 상기 증기관에서 상기 분기 밸브를 지난 지점에 구비된 개폐 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템.
PCT/KR2011/007082 2011-09-08 2011-09-27 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템 WO2013035919A1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR10-2011-0091159 2011-09-08
KR1020110091159A KR101229954B1 (ko) 2011-09-08 2011-09-08 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2013035919A1 true WO2013035919A1 (ko) 2013-03-14

Family

ID=47748282

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/KR2011/007082 WO2013035919A1 (ko) 2011-09-08 2011-09-27 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9595357B2 (ko)
JP (1) JP5616322B2 (ko)
KR (1) KR101229954B1 (ko)
CN (1) CN103000233B (ko)
FR (1) FR2980029B1 (ko)
WO (1) WO2013035919A1 (ko)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9589685B2 (en) 2012-05-21 2017-03-07 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
US10096389B2 (en) 2012-05-21 2018-10-09 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
JP6004438B2 (ja) * 2013-03-18 2016-10-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉冷却システム
KR101407129B1 (ko) * 2013-04-05 2014-06-13 한국원자력연구원 개방수조형 연구로 피동잔열제거계통
KR101480046B1 (ko) * 2013-05-08 2015-01-09 한국원자력연구원 비상냉각탱크 냉각설비 및 이를 구비하는 원전
CN103310856B (zh) * 2013-05-20 2016-04-20 清华大学 一种具有固有安全性的压水堆发电系统
SI3005373T1 (sl) * 2013-05-28 2020-10-30 Smr Inventec, Llc Pasivni reaktorski hladilni sistem
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统
JP2015124945A (ja) * 2013-12-26 2015-07-06 三菱重工業株式会社 空気冷却器、及び空気冷却方法
CN104021823A (zh) * 2014-05-23 2014-09-03 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
JP6479406B2 (ja) * 2014-10-20 2019-03-06 三菱重工業株式会社 冷却装置および原子力設備
KR101669765B1 (ko) 2015-07-24 2016-10-26 이창건 원자력 발전소의 증기를 이용한 냉각매체 생성장치 및 그 냉각방법
US10745195B1 (en) * 2017-08-21 2020-08-18 Murray Services Inc. Surface mounted secondary containment system
CN111128414B (zh) * 2019-12-31 2022-07-26 中国核动力研究设计院 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060002360A (ko) * 2004-07-02 2006-01-09 권영현 공냉-수냉 겸용의 히트펌프 냉난방 시스템 및 그 제어방법
KR20090021722A (ko) * 2007-08-28 2009-03-04 한국원자력연구원 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치
KR20090102079A (ko) * 2008-03-25 2009-09-30 한국원자력연구원 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통
KR20100090990A (ko) * 2009-02-09 2010-08-18 한국원자력연구원 일체형원자로의 피동 잔열제거계통

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3270522A (en) * 1965-03-30 1966-09-06 Carrier Corp Absorption refrigeration
US4299660A (en) * 1978-06-16 1981-11-10 General Atomic Company Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
FR2500676A1 (fr) * 1981-02-24 1982-08-27 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau
FR2507373B1 (fr) * 1981-06-09 1987-08-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire
DE3613725A1 (de) * 1986-04-23 1987-10-29 Gamal El Din Dipl Ing Nasser Verfahren und vorrichtung zur stromerzeugung
US5102617A (en) * 1990-09-11 1992-04-07 General Electric Company Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants
US5215708A (en) * 1992-06-19 1993-06-01 General Electric Company Reactor building assembly and method of operation
US5268943A (en) * 1992-06-24 1993-12-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system
JP3159820B2 (ja) * 1993-02-12 2001-04-23 株式会社日立製作所 原子炉格納設備
US5488828A (en) * 1993-05-14 1996-02-06 Brossard; Pierre Energy generating apparatus
JPH0772280A (ja) * 1993-09-02 1995-03-17 Toshiba Corp 原子炉格納容器冷却系
US5398267A (en) * 1993-10-12 1995-03-14 Reinsch; Arnold O. W. Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors
US5612982A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear power plant with containment cooling
KR100419194B1 (ko) * 2000-11-13 2004-02-19 한국전력공사 원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과장치
JP2002303692A (ja) * 2001-04-04 2002-10-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 軽水炉用燃料集合体、軽水炉およびその炉心
KR100503214B1 (ko) * 2002-12-12 2005-07-25 한국전자통신연구원 무선랜 단말의 매체 접근 제어 프레임 전송 장치 및 그 방법
JP2006138744A (ja) * 2004-11-12 2006-06-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の冷却装置
CN100578682C (zh) * 2005-09-29 2010-01-06 中国核动力研究设计院 反应堆非能动专设安全设施
JP2009243924A (ja) * 2008-03-28 2009-10-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉型原子力発電システム
CN101710494B (zh) * 2009-11-17 2012-02-08 华北电力大学 一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置
CN101719386B (zh) * 2009-12-21 2012-07-04 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN201836969U (zh) * 2010-10-26 2011-05-18 北京国电电科院节能技术有限公司 利用直接空冷机组余热供热的热电联产节能装置

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060002360A (ko) * 2004-07-02 2006-01-09 권영현 공냉-수냉 겸용의 히트펌프 냉난방 시스템 및 그 제어방법
KR20090021722A (ko) * 2007-08-28 2009-03-04 한국원자력연구원 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치
KR20090102079A (ko) * 2008-03-25 2009-09-30 한국원자력연구원 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통
KR20100090990A (ko) * 2009-02-09 2010-08-18 한국원자력연구원 일체형원자로의 피동 잔열제거계통

Also Published As

Publication number Publication date
JP2013057655A (ja) 2013-03-28
CN103000233B (zh) 2016-02-03
FR2980029B1 (fr) 2016-05-06
US9595357B2 (en) 2017-03-14
US20130064342A1 (en) 2013-03-14
KR101229954B1 (ko) 2013-02-06
JP5616322B2 (ja) 2014-10-29
FR2980029A1 (fr) 2013-03-15
CN103000233A (zh) 2013-03-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2013035919A1 (ko) 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템
EP0389231B1 (en) Containment heat removal system
WO2013035917A1 (ko) 사용후핵연료 저장조 피동형 냉각장치
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
US20160247585A1 (en) Passive safety equipment and nuclear power plant including same
CA2150275C (en) Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
US11830631B2 (en) Nuclear reactor cooling system that can discharge steam into refueling water
CN110517796A (zh) 一种改进的非能动余热排出系统
KR101490177B1 (ko) 피동잔열제거계통 및 이를 구비하는 원전
KR101250479B1 (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
CA2409004C (en) Cooling system
CN104205239A (zh) 用于排除压水核反应堆的残余能量的系统
US4761260A (en) Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
CN101221823A (zh) 池式钠冷快堆事故余热排放系统
WO2013035920A1 (ko) 원자력 발전소의 피동형 보조응축장치
KR101897985B1 (ko) 비상전력 생산 시스템 및 이를 구비한 원전
JP7199634B2 (ja) 原子力発電所
KR101502393B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전
CN104854661A (zh) 核电站被动辅助给水系统的充水装置
CN104737236B (zh) 核电站被动辅助给水系统的充水装置
KR101677981B1 (ko) 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전
KR101628170B1 (ko) 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
KR101278906B1 (ko) 응축수 혼합 저장탱크를 갖는 열충격 방지장치
WO2022233141A1 (zh) 核电厂非能动专设安全系统及供水系统
WO2017086563A1 (ko) 히트파이프를 이용한 사용후 핵연료 피동 냉각시스템

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 11872063

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 11872063

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1