WO2014035009A1 - 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 - Google Patents

전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 Download PDF

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cooled
coolant
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노희천
김호식
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Korea Advanced Institute of Science and Technology KAIST
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a reactor system for electricity production, and more particularly to an intrinsically safe water cooled reactor system for electricity production.
  • the Republic of Korea Patent No. 10-0668048 has disclosed a reactor direct wall cooling direct injection system and method thereof, the system includes at least one pump for the circulation of the cooling water.
  • the present inventors are studying the development of intrinsically safe water-cooled reactor that can safely remove the decay heat without additional safety system, and in case of the coolant loss accident or the power loss accident, the decay heat generated immediately after the reactor stops may be separated from the safety system or the separate safety system.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor that can be removed only by the water in the reactor without supply of cooling water was developed, and the present invention was completed.
  • a water-cooled reactor that uses water as a coolant and a moderator and generates thermal energy through nuclear fission
  • a power conversion system connected to the water-cooled reactor to generate electricity by indirectly receiving heat energy generated at the core of the water-cooled reactor through a heat exchanger in a containment vessel;
  • It provides a unique safety water-cooled reactor system for electricity production, including; a steel containment vessel surrounding the entire reactor system including the water-cooled reactor and the reload tank.
  • a water-cooled reactor that uses water as a coolant and a moderator and generates thermal energy through nuclear fission
  • a power conversion system connected to the water cooled reactor to generate electricity by directly receiving heat energy generated at the core of the water cooled reactor without a heat exchanger;
  • It provides a unique safety water-cooled reactor system for electricity production, including; a steel containment vessel surrounding the entire reactor system including the water-cooled reactor and the reload tank.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production according to the present invention has a unique safety unlike conventional water-cooled reactors, so it can be utilized as a very stable energy source in which safety related problems are fundamentally solved.
  • FIG. 1 and 2 are schematic views of the intrinsically safe water cooled reactor system according to the present invention.
  • FIG. 3 is a schematic diagram showing a cross section of a water-cooled reactor having a square ring-shaped nuclear fuel assembly arrangement according to an embodiment of the present invention.
  • 1, 2 and 3 show a schematic diagram of the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production according to an embodiment of the present invention.
  • Intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production using the water 100 as a coolant and a moderator, a water-cooled reactor (1) for generating thermal energy through nuclear fission;
  • a power conversion system connected to the water-cooled reactor 1 to indirectly receive heat energy generated at the core of the water-cooled reactor through heat exchanger 15 in the containment vessel 4 to produce electricity; 2);
  • a reload tank 3 used for reloading the nuclear fuel of the water cooled reactor 1;
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production using the water 100 as a coolant and a moderator, a water-cooled reactor (1) for generating thermal energy through nuclear fission;
  • a power conversion system (2) connected to the water-cooled reactor (1) to generate electricity by directly receiving heat energy generated at the core of the water-cooled reactor without a heat exchanger;
  • a reload tank 3 used for reloading the nuclear fuel of the water cooled reactor 1;
  • Water 100 used as a coolant and a moderator of the water-cooled reactor 1 may use heavy water or hard water.
  • Intrinsically safe water-cooled reactor system is for the production of electricity
  • the water-cooled reactor (1) is a water-cooled reactor that must be able to operate in a high temperature environment of several hundred °C or more and several MPa or more to obtain sufficient power generation efficiency As such, it may be operated at a pressure condition of 1 to 30 MPa, and may have a reactor outlet temperature of 200 to 700 ° C.
  • the water-cooled reactor (1) is a boiling reactor that is allowed to boil the coolant according to the pressure and temperature conditions, a pressurized reactor that is not allowed to boil the coolant, or a supercritical pressure water-cooled reactor using a supercritical water. Can be applied.
  • the water-cooled reactor 1 may employ a pool type reactor capable of retaining a large amount of water. This is to ensure that even in the event of a serious accident such as a loss of coolant or a loss of power, even if there is no separate safety system or separate supply of cooling water, a high level of decay heat immediately after the reactor stops can be removed with only a large amount of water in the pool type reactor. .
  • the water-cooled reactor 1 includes a nuclear fuel assembly 7 arranged in a ring form as shown in FIG. This is to safely remove the low level of decay heat continuously generated in the fuel rods of the fuel assembly 7 even if all the water in the reactor evaporates due to a serious accident to the outside of the reactor without cooling water through radiant heat transfer.
  • the nuclear fuel assembly arranged in such a ring is a large difference from the existing water-cooled nuclear power plant, and the reactor core of the conventional water-cooled nuclear power plant has a nuclear fuel assembly arranged in a circle from the center of the core.
  • the circularly arranged fuel assemblies have a very high temperature distribution in the center of the core when all the water in the reactor evaporates, so it is necessary to remove the decay heat through a separate safety injection system.
  • the nuclear fuel assembly 7 arranged in a ring shape can easily remove low levels of decay heat through radiant heat transfer, so that a separate safety system is not required.
  • the water-cooled reactor 1 is made of silicon carbide (SiC) or corn carbide (ZrC) such as cladding, control rod surface, control rod guide tube, core diaphragm (5, 6), etc. Replaced with a ceramic material. This is to safely remove the low level of decay heat continuously generated in the fuel rods of the fuel assembly 7 even after all the water in the reactor evaporates due to the accident, to the outside of the reactor without cooling water through radiant heat transfer.
  • cladding in particular, by replacing the existing metal material with ceramic material such as silicon carbide or cornium nitrate, critical heat flux, which is the maximum heat transfer from the outer wall of the reactor vessel to the cooling water, may be allowed during the worst transition process. In addition, it is possible to prevent the problem that the metal material coating material of the existing water-cooled reactor reacts with water at high temperature to generate hydrogen gas, thereby indicating the danger of hydrogen explosion.
  • the water cooled reactor 1 has a structure located underground. By placing the reactor underground, the concrete walls surrounding the steel brazing vessels can be removed.
  • the concrete wall is originally a structure for protecting the reactor system from external shocks and shielding of radioactivity, but the concrete wall is unnecessary because the reactor is lowered underground.
  • the water cooled reactor 1 may be located underground below the ground surface, and thus may naturally have a reactor cavity 10.
  • the reactor cavity 10 is for discharging core decay heat, and the external cooling of the reactor vessel 9 by filling the reactor cavity 10 with water in the event of a serious accident such as a loss of coolant or a loss of power. This makes it possible to effectively cool the reactor.
  • the reactor cavity can be filled with water to quickly lose coolant inside the reactor, preventing the core from being exposed to the air when the initial high level of decay heat occurs.
  • the reactor cavity 10 includes a reload tank 3 in the containment vessel. Cooling water can be actively supplied using pumps and valves that require power.
  • cooling water may be passively supplied to the reactor cavity 10 using only a valve and gravity using a battery, thereby effectively cooling the collapse heat of the reactor even without a separate cooling system.
  • the cooling water in the reactor may evaporate in the process of removing the decay heat.
  • the generated water vapor is condensed in the inner wall of the containment vessel and the inner wall of the reactor cavity after being discharged to the outside of the reactor, it is collected by the force of the reactor to the reactor cavity 10 by gravity, and serves as a cooling water.
  • the water-cooled reactor 1 is a reactor that uses water 100 as a coolant, a method using a reactor coolant pump (RCP) that requires power supply to circulate the coolant water, or any active Natural Circulation method using only the density difference of coolant can be applied without equipment.
  • RCP reactor coolant pump
  • the steel containment vessel (4) has an effect capable of removing the decay heat through the conduction, radiation and convection heat transfer compared to the concrete containment vessel.
  • the steel containment container 4 may include a fin structure as an inner wall. As the containment vessel 4 includes a fin structure, the heat transfer area is increased, thereby enabling more effective removal of decay heat.
  • the containment vessel 4 is not limited thereto, and a general steel containment vessel not including the fin structure and a steel brazing vessel including the fin structure may be used.
  • the reload tank 3 in the containment vessel may be used as a coolant supply tank for cooling the reactor core in the event of a serious accident such as a loss of coolant or a loss of power.
  • the water in the reload tank 3 in the containment vessel is supplied as the coolant of the reactor through a coolant supply valve 12 installed in the core coolant supply pipe 11 of the reload tank in the containment vessel. Valves that require supply or battery operated valves can be used in case of power loss. However, the water in the reload tank 3 in the containment vessel is not only supplied into the reactor 1 for core cooling, but may also be supplied to the reactor cavity 10 for cooling the reactor vessel outside.
  • the reactor system according to the present invention may include a flow path for collecting the condensed and flowing water into the reloading tank 3 in the containment vessel. .
  • the water condensed through the flow path can be collected into the reloading tank 3 and used as cooling water, through which the continuous cooling water can be supplied from the reloading tank in the containment vessel.
  • a coolant loss accident such as a reactor pipe breakage accident occurs. Since the generated water vapor does not escape to the outside of the reactor, the pressure in the reactor 1 may increase, thereby degrading the decay heat removal efficiency. In addition, when the pressure in the reactor continues to rise, an accident such as breakage of the coolant pipe may occur due to failure of the pressure in the reactor system, resulting in an accident such as loss of the coolant.
  • the reactor system according to the present invention includes a reload tank 3 and a water-cooled reactor 1 in a containment vessel. Is connected to the reactor decompression pipe (13) to discharge the steam generated in the reactor to the reloading water tank (3) in the containment vessel to condense in the reloading tank, through which the pressure in the reactor can be easily controlled. .
  • the reactor pressure reducing pipe 13 is provided with a reactor pressure reducing valve 14, the reactor pressure reducing valve 14 must be opened in order to remove the water vapor continuously generated due to the collapse heat in the situation that the loss of coolant accident does not occur. do.
  • the reactor system according to the present invention when the pressure in the reactor reaches a specific set value is pushed to the internal pressure to open the reactor pressure reducing valve 14 passively, after opening the pressure does not close even if the pressure drops below the set value. Do not. Accordingly, even if water vapor is continuously generated due to decay heat, water vapor may be discharged to the reloading water tank 3 in the storage container through the pressure reducing valve 14.
  • the water in the reloading tank 3 in the containment vessel may be supplied through a pump in order to supply the cooling water more efficiently when a power loss accident does not occur, and the water in the reloading tank 3 By smoothly supplying the reactor, the cooling efficiency of the reactor can be further improved.
  • the reloading tank 3 may be provided in a form in which an upper portion of the side is opened, and through this, when the reloading tank 3 is already filled with water, out of the reloading tank Water overflows and collects passively into the reactor cavity.
  • the power conversion system 2 receives heat energy generated in the core of the water-cooled reactor indirectly through the heat exchanger 15 in the containment vessel or directly receives heat energy without the heat exchanger. Both ways are possible.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production has no safety system even in the event of a serious accident such as a loss of coolant or a loss of power. All decay heat can be safely removed. That is, even when no additional cooling water is supplied from the reloading water tank 3 in the containment vessel and the reactor pressure reducing valve 14 is not operated, the low level after the evaporation of all the water in the reactor from the high level of decay heat It is a water-cooled reactor designed to safely remove all decay heat up to the level of decay heat without exceeding all safety-related thresholds such as reactor internal temperature conditions or containment pressure.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production may be used as a coolant supply tank in the reloading water tank (3) in the containment when removing the decay heat after the accident, the reloading water tank in the containment vessel ( Since the cooling water can be passively supplied to the reactor core or the reactor cavity from 3), it is possible to supply the cooling water stably even in the event of a power loss accident or other serious accidents involving power loss accidents. Effective decay heat removal is possible.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production according to the present invention has inherent safety, various safety-related systems required by the existing water-cooled reactor can be removed, thereby lowering the construction cost. And economical electricity production is possible.
  • the intrinsically safe water-cooled reactor system for electricity production according to the present invention is most suitable for electricity production, but if the reactor system of the present invention provides a temperature range, seawater desalination, district heating, petroleum refining, hydrogen production, and other industrial heating. Or other processes such as reaction processes.

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Description

전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
본 발명은 전기생산을 위한 원자로 계통에 관한 것으로, 보다 상세하게는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통에 관한 것이다.
2011년 3월 11일 일본 후쿠시마에서 발생한 일본원전사고로 인해 원자력발전소의 안전성에 대한 일반대중의 의구심이 매우 커져 있는 상황이며, 이로 인해 기존 원전의 안전성을 보다 향상시키기 위한 노력들을 기울이고 있다. 일본원전사고의 원자로를 비롯하여 전 세계 원전의 원자로 대부분은 수냉각형 원자로이다. 수냉각형 원자로는 노심의 냉각재로 물을 사용하는 것으로, 가압경수로(Pressurized Water Reactor), 가압중수로(Pressurized Heavy Water Reactor), 비등수로(Boiling Water Reactor) 등이 존재한다. 이러한 수냉각형 원자로의 안전성을 높이기 위해 해결해야하는 가장 중요한 과제는 원자로가 정지된 이후에 핵분열생성물들의 방사능붕괴로 인해 계속해서 발생하는 붕괴열을 효과적으로 제거해주는 것으로, 현재 수냉각형 원자로에서는 이러한 상황을 대비하기 위하여 비상노심냉각계통이 존재한다.
한편, 대한민국 등록특허 제10-0668048호에서는 원자로 외벽 냉각 직접 주입 시스템 및 그 방법이 개시된 바 있으며, 상기 시스템은 냉각수의 순환을 위하여 펌프를 적어도 하나 이상 포함하고 있다.
즉, 상기 선행특허와 같이 지금까지는 안전계통들이 전력공급을 필요로 하는 능동기기에 많이 의존하고 있으며, 이에 따라 전원상실사고까지 발생할 경우 능동기기를 필요로 하는 안전계통들이 무용지물이 되는 것을 일본원전사고를 통해 확인할 수 있었다. 그 결과 일본의 원전사고 이후 원자로에서 발생한 붕괴열을 능동기기 없이 중력이나 자연순환과 같은 자연원리만을 이용해서 피동적으로 제거할 수 있는 안전계통에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있다. 그러나, 피동적 안전계통 역시 현재 수냉각형 원자로가 가지는 문제를 근본적으로 해결하는 방안이 될 수는 없다. 만약 최악의 상황으로 전력이 차단될 뿐 아니라 지진 등 자연재해로 인해 안전계통에 문제가 생겨서 안전계통을 사용할 수 없는 상황이 되면, 노심의 용융을 비롯한 방사선 물질의 누출을 피할 수 없게 되기 때문이다. 나아가, 이러한 안전계통을 추가함으로 인해 원자로의 건설비용이 증가한다는 단점도 존재한다.
결국 피동형 안전계통을 추가하는 것이 아닌 부가적인 안전계통이 없이도 붕괴열을 효과적으로 안전하게 제거할 수 있는 새로운 개념의 고유안전 수냉각형 원자로 개발의 필요성이 대두되고 있는 실정이다.
이에, 본 발명자들은 부가적인 안전계통이 없이도 붕괴열을 안전하게 제거할 수 있는 고유안전 수냉각형 원자로 개발을 연구하던 중, 냉각재 상실 사고 또는 전원 상실 사고 발생시 원자로 정지 직후 발생하는 붕괴열을 별도의 안전계통이나 별도의 냉각수 공급 없이 원자로 내의 물만으로 제거할 수 있는 고유안전 수냉각형 원자로를 개발하고, 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통을 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은
물을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로;
상기 수냉각형 원자로에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 격납용기 내의 열교환기를 통해 간접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System);
상기 수냉각형 원자로의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크; 및
상기 수냉각형 원자로 및 재장전수탱크를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기;를 포함하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통을 제공한다.
또한, 본 발명은
물을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로;
상기 수냉각형 원자로에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 열교환기 없이 직접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System);
상기 수냉각형 원자로의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크; 및
상기 수냉각형 원자로 및 재장전수탱크를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기;를 포함하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통을 제공한다.
본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 기존의 수냉각형 원자로와 달리 고유한 안전성을 가지므로 안전관련 문제가 근본적으로 해결된 매우 안정적인 에너지원으로 활용가능하다.
또한, 고유안전성을 갖기 때문에 기존의 수냉각형 원자로에서 필요로 하는 다양한 안전관련 계통들을 제거할 수 있기에 건설비용을 낮출 수 있어 기존의 원전에 비해 좀 더 경제성 있는 전기생산이 가능하다.
나아가, 본 발명에 따른 원자로 계통이 제공 가능한 온도 범위라면 전기생산 외에도 다른 어떠한 공정에도 활용가능한 효과가 있다.
도 1 및 도 2는 본 발명에 따른 고유안전 수냉각형 원자로 계통을 개략적으로 나타낸 도면이고;
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 정사각형 고리 형태의 핵연료 집합체 배치를 갖는 수냉각형 원자로의 단면을 나타낸 모식도이다.
*부호의 설명*
1: 수냉각형 원자로
2: 동력변환계통
3: 재장전수탱크
4: 강철 격납용기
5, 6: 노심격막
7: 핵연료 집합체
8: 노심동체
9: 원자로 용기
10: 원자로 공동
11: 격납용기내 재장전수탱크의 노심 냉각수 공급배관
12: 격납용기내 재장전수탱크의 노심 냉각수 공급밸브
13: 원자로 감압배관
14: 원자로 감압밸브
15: 열교환기
100 : 물
이하, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 본 발명의 기술적 사상을 용이하게 실시할 수 있을 정도로 상세히 설명하기 위하여, 본 발명의 가장 바람직한 실시예를 첨부 도면을 참조하여 설명하기로 한다. 우선 각 도면의 구성요소들에 참조부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성요소들에 대해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하고 있음에 유의해야 한다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어, 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략한다.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다.
도 1, 2, 3은 본 발명의 일실시예에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통에 대한 모식도를 나타낸다.
본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 도 1에 나타낸 바와 같이, 물(100)을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로(1);
상기 수냉각형 원자로(1)에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 격납용기(4) 내의 열교환기(15)를 통해 간접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System, 2);
상기 수냉각형 원자로(1)의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크(3); 및
상기 수냉각형 원자로(1) 및 재장전수탱크(3)를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기(4);로 이루어질 수 있다.
또한, 본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 도 2에 나타낸 바와 같이, 물(100)을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로(1);
상기 수냉각형 원자로(1)에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 열교환기 없이 직접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System, 2);
상기 수냉각형 원자로(1)의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크(3); 및
상기 수냉각형 원자로(1) 및 재장전수탱크(3)를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기(4);로 이루어질 수 있으며,
상기 수냉각형 원자로(1)의 냉각재 및 감속재로 사용하는 물(100)은 중수 또는 경수를 사용할 수 있다.
본 발명에 따른 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 전기생산을 위한 것으로, 상기 수냉각형 원자로(1)는 충분한 발전효율을 얻기 위해 수백 ℃ 이상의 고온과 수 MPa 이상의 고압 환경에서도 운전이 가능해야 하는 수냉각형 원자로로써, 바람직하게는 1 내지 30 MPa의 압력 조건에서 운전될 수 있으며, 200 내지 700 ℃의 원자로 출구온도를 가질 수 있다.
또한, 상기 수냉각형 원자로(1)는 압력 및 온도 조건에 따라서 냉각재의 비등이 허용되는 비등형 원자로, 냉각재의 비등이 허용되지 않는 가압형 원자로, 또는 초임계수를 이용하는 초임계압 수냉각형 원자로가 모두 적용될 수 있다.
나아가, 상기 수냉각형 원자로(1)는 많은 양의 물을 보유할 수 있는 풀형 원자로(pool type reactor)를 적용할 수 있다. 이는 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고와 같은 중대사고 발생시에서도 별도의 안전계통이나 별도의 냉각수 공급이 없더라도 원자로 정지 직후의 높은 수준의 붕괴열을 풀형 원자로 내의 많은 양의 물만으로 충분히 제거할 수 있도록 하기 위함이다.
상기 수냉각형 원자로(1)는 도 3에 나타낸 바와 같이 고리 형태로 배치된 핵연료 집합체(7)를 포함한다. 이는 중대사고가 발생하여 원자로 내의 물이 모두 증발 하는 경우에도 핵연료 집합체(7)의 연료봉에서 지속해서 발생하는 낮은 수준의 붕괴열을 복사열전달을 통해 냉각수 없이도 원자로 외부로 안전하게 제거하기 위함이다. 이러한 고리 형태로 배치된 핵연료 집합체는 기존의 수냉각형 원전과의 큰 차이로, 기존의 수냉각형 원전의 원자로 노심은 노심 중심부부터 원형으로 배치된 핵연료 집합체를 갖는다. 그러나, 원형으로 배치된 핵연료 집합체는 원자로 내의 물이 모두 증발할 경우 노심 중심부에서 매우 높은 온도분포를 갖게 되기에 별도의 안전주입계통을 통한 붕괴열 제거가 반드시 필요하다. 그러나, 상기한 바와 같이 고리 형태로 배치된 핵연료 집합체(7)는 복사열전달을 통해 낮은 수준의 붕괴열을 용이하게 제거할 수 있어 별도의 안전계통이 요구되지 않는 장점이 있다.
상기 수냉각형 원자로(1)는 피복재, 제어봉표면, 제어봉안내관, 노심격막(5, 6) 등과 같이 붕괴열 제거시 원자로 내의 고온을 견뎌야하는 구성들의 재질을 탄화규소(SiC) 또는 탄화질코늄(ZrC)과 같은 세라믹물질로 대체하였다. 이는 사고발생으로 인하여 원자로 내의 물이 모두 증발한 이후에도 핵연료 집합체(7)의 연료봉에서 지속해서 발생하는 낮은 수준의 붕괴열을 복사열전달을 통해 냉각수 없이도 원자로 외부로 안전하게 제거하기 위한 것이다. 특히 피복재의 경우 기존의 금속재료를 탄화규소 또는 탄화질코늄과 같은 세라믹물질로 대체함으로써, 최악의 천이과정에서 원자로 용기 외벽에서 냉각수로의 열전달 최대값인 임계열속(Critical Heat Flux)을 허용할 수 있으며, 나아가 기존의 수냉각형 원자로의 금속재료 피복재가 고온에서 물과 반응하여 수소기체를 생성하여 수소폭발의 위험성을 나타내었던 문제를 방지할 수 있다.
상기 수냉각형 원자로(1)는 지하에 위치하는 구조를 갖는다. 원자로를 지하에 배치시킴으로 강철 경납용기를 둘러싸는 콘크리트 벽을 제거할 수 있다. 상기 콘크리트 벽은 본래 원자로 계통을 외부충격으로부터 보호하고 방사능의 차폐를 위한 구조물이지만 원자로가 지하로 내려감으로 인해 콘크리트 벽이 불필요하게 되기 때문이다.
상기 수냉각형 원자로(1)는 지표면 아래의 지하에 위치할 수 있으며, 이에 따라 자연스럽게 원자로 공동(10)을 가질 수 있다. 상기 원자로 공동(10)은 노심잔열(Core decay heat)을 방출하기 위한 것으로, 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고와 같은 중대사고 발생시 원자로 공동(10)을 물로 채움으로 원자로 용기(9)의 외부냉각이 가능하며, 이에 따른 원자로의 효과적인 냉각이 가능해진다. 뿐만 아니라 원자로 용기가 깨져서 냉각수가 상실되는 사고 발생시에도 원자로 공동에 물을 채움으로 원자로 내부의 냉각수가 빠르게 상실되어 초기 높은 수준의 붕괴열이 발생할 때 노심이 공기 중에 노출되는 것을 막을 수도 있다.
이때, 원자로 냉각재 배관 파단 사고 등 냉각재 상실 사고가 발생하는 경우 유출된 냉각재가 중력에 의해 자연스럽게 원자로 공동(10)에 모이게 되며, 또한, 상기 원자로 공동(10)으로는 격납용기내 재장전수탱크(3)로부터 전원을 필요로 하는 펌프 및 밸브를 이용해 냉각수가 능동적으로 공급될 수 있다.
나아가, 전원 상실 사고 발생시에는 배터리를 이용하는 밸브와 중력만을 이용하여 상기 원자로 공동(10)으로 냉각수를 피동적으로 공급할 수 있으며, 이를 통해 별도의 냉각계통이 없더라도 원자로의 붕괴열을 효과적으로 냉각시킬 수 있다.
한편, 원자로 냉각재 배관 파단 사고 등으로 냉각재 상실 사고가 발생할 경우, 붕괴열 제거 과정에서 원자로 내의 냉각수가 증발하여 수증기가 발생할 수 있다. 이때, 발생된 수증기는 원자로 외부로 나온 후 격납용기 내벽 및 원자로 공동 내벽 등에서 응축되어 중력에 의해 피동적으로 원자로 공동(10)으로 모아지며, 냉각수 역할을 수행하게 된다.
상기 수냉각형 원자로(1)는 물(100)을 냉각재로 사용하는 원자로로써, 냉각재인 물을 순환시키기 위해 전원공급을 필요로 하는 원자로냉각재펌프(Reactor Coolant Pump, RCP)를 이용하는 방식, 또는 어떠한 능동기기도 없이 냉각재의 밀도차만을 이용한 자연순환(Natural Circulation) 방식을 적용할 수 있다.
상기 강철 격납용기(4)는 콘크리트 격납용기에 비해 전도, 복사 및 대류 열전달을 통한 효과적인 붕괴열 제거가 가능한 효과가 있다. 이때, 상기 강철 격납용기(4)는 내벽으로 핀 구조물을 포함할 수 있다. 격납용기(4)가 핀 구조물을 포함함으로써 열전달면적이 증가하여 더욱 효과적인 붕괴열 제거가 가능하다. 그러나, 상기 격납용기(4)가 이에 제한되는 것은 아니며, 상기 핀 구조물을 포함하지 않는 일반적인 강철 격납용기와 핀 구조물을 포함하는 강철 경납용기를 모두 사용할 수 있다.
상기 격납용기내 재장전수탱크(3)는 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고와 같은 중대사고 발생시 원자로 노심 냉각을 위한 냉각수 공급 탱크로 사용될 수 있다.
격납용기내 재장전수탱크(3)의 물은 격납용기내 재장전수탱크의 노심 냉각수 공급배관(11)에 설치된 냉각수 공급밸브(12)를 통해 원자로의 냉각수로써 공급되며, 상기 냉각수 공급밸브로는 전원공급을 필요로 하는 밸브 또는 전원 상실 사고를 대비해 배터리를 이용하는 밸브를 사용할 수 있다. 그러나, 상기 격납용기내 재장전수탱크(3)의 물이 노심 냉각을 위해 원자로(1) 내부로만 공급되는 것은 아니며, 원자로 용기 외부냉각을 위해 원자로 공동(10)으로 공급될 수도 있다.
한편, 원자로 냉각재 배관 파단 사고 등으로 냉각재 상실 사고가 발생할 경우 원자로 내의 냉각수가 붕괴열을 제거하면서 증발하여 원자로 외부로 방출된다. 방출된 수증기는 격납용기 내벽에서 응축되면서 내벽을 타고 흘러내리게 되며, 본 발명에 따른 원자로 계통은 이러한 응축되어 흘러내리는 물을 격납용기내 재장전수탱크(3)로 모이게 하기 위한 유로를 포함할 수 있다. 상기 유로를 통해 응축된 물을 재장전수탱크(3)로 모아 냉각수로 이용할 수 있으며, 이를 통해 격납용기내 재장전수탱크로부터 지속적인 냉각수 공급이 가능하다.
냉각재 상실 사고는 발생하지 않은 상태에서 전원 상실 사고와 같은 중대사고가 발생하는 경우, 붕괴열에 의해 원자로(1) 내의 냉각수가 증발하여 수증기가 생성되더라도, 원자로 냉각재 배관 파단 사고 등의 냉각재 상실 사고가 발생하지 않았기 때문에 발생된 수증기가 원자로 외부로 빠져나가지 못하여 원자로(1) 내의 압력이 올라갈 수 있으며, 이로 인하여 붕괴열 제거 효율이 저하될 수 있다. 또한, 원자로 내의 압력이 지속해서 올라가는 경우 원자로 계통 내의 압력을 견디지 못해 냉각재 배관 파단 등의 사고가 발생하여 냉각재 상실 등의 사고가 발생할 수 있다.
따라서, 전원 상실 사고와 같은 중대사고가 발생하는 경우 원자로(1) 내의 압력을 제어하는 수단이 요구되며, 본 발명에 따른 원자로 계통은 격납용기내 재장전수탱크(3)와 수냉각형 원자로(1)를 원자로 감압배관(13)으로 연결하여 원자로 내에서 발생한 수증기를 격납용기내 재장전수탱크(3)로 배출하여 재장전수탱크 내에서 응축시킬 수 있도록 하였으며, 이를 통해 원자로 내의 압력을 손쉽게 제어할 수 있다.
한편, 상기 원자로 감압배관(13)으로는 원자로 감압밸브(14)가 구비되며, 냉각재 상실 사고가 발생하지 않은 상황에서 붕괴열로 인해 지속해서 발생하는 수증기를 제거하기 위해서는 원자로 감압밸브(14)가 열려야 한다. 이에 본 발명에 따른 원자로 계통은, 원자로 내의 압력이 특정 설정값에 도달하게 되면 내부 압력에 밀려서 상기 원자로 감압밸브(14)가 피동적으로 개방되도록 하였으며, 개방 후에는 압력이 설정값 아래로 떨어지더라도 닫히지 않도록 한다. 이에 따라 붕괴열로 인하여 수증기가 지속적으로 발생하더라도 감압밸브(14)를 통해 수증기를 격납용기내 재장전수탱크(3)로 배출시킬 수 있다.
나아가, 상기 감압배관(13) 및 감압밸브(14)를 통해 수냉각형 원자로(1) 내부의 압력을 손쉽게 감압함으로써, 별도의 펌프를 사용하지 않고도 전원 상실 사고와 같은 중대사고 이후 중력만을 이용하여 피동적으로 원자로로 냉각수를 공급할 수 있다.
또한, 상기 격납용기내 재장전수탱크(3)의 물은 전원 상실 사고가 발생하지 않는 경우에는 더욱 효율적으로 냉각수를 공급하기 위하여, 펌프를 통해 공급될 수 있으며, 상기 재장전수탱크(3)의 물을 원활하게 공급함에 따라 원자로의 냉각효율을 더욱 향상시킬 수 있다.
한편, 냉각재 상실 사고는 발생하지 않고 전원 상실 사고만 발생한 상황에서는 붕괴열 제거 과정에서 원자로 내에서 발생한 수증기가 원자로 감압배관(13) 및 감압밸브(14)를 통해 격납용기내 재장전수탱크(3)로 방출되어 응축된다. 이때 원자로 내부로 냉각수를 공급하기 위한 냉각수 공급밸브(12)와 원자로 공동(10)으로 냉각수를 공급하기 위한 밸브가 배터리에 의해서도 작동하지 않을 때에는 밸브를 통한 냉각수 공급이 불가능하다. 이에, 본 발명에 있어서 상기 재장전수탱크(3)는 측면의 상부 일부가 개방된 형태로 구비될 수 있으며, 이를 통해 재장전수탱크(3)에 이미 물이 차있는 상태인 경우, 재장전수탱크 밖으로 물이 넘쳐흘러 피동적으로 원자로 공동으로 모이게 된다.
상기 동력변환계통(2)은 도 1 및 도 2에 나타낸 바와 같이 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 격납용기 내의 열교환기(15)를 거쳐 간접적으로 전달받거나 열교환기 없이 열에너지를 직접적으로 전달받는 방식이 모두 가능하다.
본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고와 같은 중대사고가 발생하더라도 별도의 안전계통 없이, 정상 운전시 사용되는 원자로 계통 구성 요소들만으로도 자체적으로 원자로 내의 붕괴열을 모두 안전하게 제거할 수 있다. 즉, 상기 격납용기내 재장전수탱크(3)로부터 별도의 냉각수 공급이 이루어지지 않고, 상기 원자로 감압밸브(14)가 작동하지 않는 상황에서도 높은 수준의 붕괴열부터 원자로 내의 물이 모두 증발한 이후의 낮은 수준의 붕괴열까지 모든 붕괴열을 원자로 내부 온도 조건이나 격납용기의 압력 조건 등 모든 안전관련 기준치를 넘지 않고 안전하게 제거할 수 있도록 설계된 수냉각형 원자로이다.
또한, 본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 사고 이후 붕괴열 제거시 상기 격납용기내 재장전수탱크(3)가 냉각수 공급탱크로 이용될 수 있으며, 상기 격납용기내 재장전수탱크(3)로부터 원자로 노심 또는 원자로 공동에 냉각수 공급이 피동적으로 이루어질 수 있기 때문에 전원 상실 사고 또는 전원 상실 사고를 동반한 다른 중대사고가 발생하더라도 안정적으로 냉각수를 공급할 수 있어 냉각수 공급이 없을 경우와 비교하여 더욱 효과적인 붕괴열 제거가 가능하다.
나아가, 본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 고유안전성을 갖기 때문에 기존의 수냉각형 원자로에서 필요로 하는 다양한 안전관련 계통들을 제거할 수 있고, 이에 따라 건설비용을 낮출 수 있는 효과가 있으며, 경제성 있는 전기생산이 가능하다.
한편, 본 발명에 따른 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통은 전기생산에 가장 적합하나, 본 발명의 원자로 계통이 제공 가능한 온도 범위라면 해수담수화, 지역난방, 석유정제, 수소생산, 기타 공업용 가열 또는 반응공정 등의 다른 공정에도 활용가능하다.
이상에서 본 발명에 따른 바람직한 실시예에 대해 설명하였으나, 다양한 형태로 변형이 가능하며, 본 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 특허청구범위를 벗어남이 없이 다양한 변형예 및 수정예를 실시할 수 있을 것으로 이해된다.

Claims (30)

  1. 물을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로;
    상기 수냉각형 원자로에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 격납용기 내의 열교환기를 통해 간접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System);
    상기 수냉각형 원자로의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크; 및
    상기 수냉각형 원자로 및 재장전수탱크를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기;를 포함하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  2. 물을 냉각재 및 감속재로 사용하며, 핵분열을 통해 열에너지를 발생시키는 수냉각형 원자로;
    상기 수냉각형 원자로에 연결되어 상기 수냉각형 원자로의 노심에서 발생된 열에너지를 열교환기 없이 직접적으로 전달받아 전기를 생산하는 동력변환계통(Power Conversion System);
    상기 수냉각형 원자로의 핵연료 재장전시 사용되는 재장전수탱크; 및
    상기 수냉각형 원자로 및 재장전수탱크를 포함하는 전체 원자로 계통을 감싸는 강철 격납용기;를 포함하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 1 내지 30 MPa의 압력 조건에서 운전되며, 200 내지 700 ℃의 원자로 출구온도를 가지는 것을 특징으로 하는 전기 생산을 위한 고유 안전 수냉각형 원자로 계통.
  4. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로의 냉각재 및 감속재로 사용되는 물은 중수 또는 경수인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  5. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 비등형 원자로, 가압형 원자로, 또는 초임계압 수냉각형 원자로인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  6. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 풀형(pool type) 원자로인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  7. 제6항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고, 또는 냉각재 상실사고와 전원 상실 사고가 동시에 발생하는 경우, 원자로 정지 직후 발생하는 붕괴열을 별도의 안전계통이나 별도의 냉각수 공급 없이 원자로 내의 물만으로 제거할 수 있는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  8. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 고리 형태로 배치된 핵연료 집합체를 포함하는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  9. 제8항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고, 또는 냉각재 상실사고와 전원 상실 사고가 동시에 발생하여 원자로 내의 물이 모두 증발하여도, 복사열전달을 통해 원자로 정지 이후 발생하는 붕괴열을 원자로 외부로 안전하게 제거할 수 있는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  10. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 탄화규소 또는 탄화질코늄 재질의 피복재, 제어봉표면, 제어봉 안내관 및 노심격막을 포함하는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  11. 제10항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 수소기체가 생성되는 것을 방지할 수 있는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  12. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 지하에 위치하는 원자로인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  13. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 수냉각형 원자로는 원자로 공동(cavity)을 구비하는 원자로인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  14. 제13항에 있어서, 냉각재 상실 사고 발생시 상기 원자로 공동으로는
    격납용기내 재장전수탱크로부터 전원을 필요로 하는 펌프 및 밸브를 이용하여 능동적으로 공급되는 물이 채워지는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  15. 제13항에 있어서, 전원 상실 사고 발생시 상기 원자로 공동으로는
    격납용기내 재장전수탱크로부터 배터리를 이용하는 밸브와 중력만을 이용하여 피동적으로 공급되는 물이 채워지는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  16. 제13항에 있어서, 냉각재 상실 사고가 발생하는 경우, 상기 원자로 공동으로는 유출되는 냉각재가 중력에 의해 피동적으로 흘러들어 채워지는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  17. 제13항에 있어서, 냉각재 상실 사고가 발생하는 경우 상기 원자로 공동으로는 원자로 내의 냉각재가 증발하여 발생한 수증기가 원자로 외부로 나온 후 격납용기 내벽, 원자로 공동 내벽, 또는 격납용기 내벽과 원자로 공동 내벽 모두에서 응축되어 중력에 의해 피동적으로 흘러드는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  18. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 재장전수탱크는 수냉각형 원자로와 원자로 감압배관을 통해 연결되는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  19. 제18항에 있어서, 상기 원자로 감압배관에는 원자로 감압밸브가 구비되는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  20. 제19항에 있어서, 상기 원자로 감압밸브는 원자로 내의 압력이 특정 설정값에 도달하게 되면 내부 압력에 밀려서 피동적으로 개방되되, 개방 후에는 원자로 내의 압력이 설정값 아래로 떨어지더라도 닫히지 않는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  21. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 재장전수탱크는 냉각재 상실 사고, 전원 상실 사고, 또는 냉각재 상실사고와 전원 상실 사고가 동시에 발생하는 경우, 원자로 노심 냉각을 위한 냉각수 공급 탱크로 사용되는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  22. 제21항에 있어서, 상기 재장전수탱크는 공급밸브가 구비된 공급배관을 통해 원자로로 냉각수를 공급하는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  23. 제22항에 있어서, 상기 공급밸브는 전원공급이 필요한 공급밸브 또는 배터리를 이용한 공급밸브인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  24. 제21항에 있어서, 냉각재 상실 사고 발생시 원자로 노심으로는
    상기 재장전수탱크로부터 전원을 필요로 하는 펌프 및 밸브를 이용하여 능동적으로 공급되는 물이 채워지는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  25. 제21항에 있어서, 전원 상실 사고 발생시 원자로 노심으로는
    상기 재장전수탱크로부터 배터리를 이용하는 밸브와 중력만을 이용하여 피동적으로 공급되는 물이 채워지는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  26. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 원자로 계통은
    냉각재 상실 사고시 발생하는 수증기가 응축된 후, 이를 격납용기내 재장전수탱크로 모이게 하는 유로를 포함하며, 상기 유로를 통해 재장전수탱크로는 응축된 수증기가 모이는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  27. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 원자로 계통은
    냉각재인 물을 순환시키기 위해 전원공급을 필요로 하는 원자로냉각재펌프(Reactor Coolant Pump, RCP)를 이용하는 방식, 또는 어떠한 능동기기도 없이 냉각재의 밀도차만을 이용한 자연순환(Natural Circulation) 방식을 적용하는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  28. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 강철 격납용기는 핀 구조물을 포함하는 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  29. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 재장전수 탱크는 측면의 상부 일부가 개방된 형태인 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
  30. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 원자로 계통은 해수담수화, 지역난방, 석유정제, 수소생산, 공업용 가열공정 또는 반응공정으로도 활용가능한 것을 특징으로 하는 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통.
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