WO2015050410A1 - 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 - Google Patents

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WO2015050410A1
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cooling
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한훈식
김영인
강경준
이성재
김긍구
윤주현
하재주
최순
박천태
유승엽
문주형
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한국원자력연구원
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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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same, which increase the fluid circulation performance inside the containment unit and introduce a filtration facility to improve the cooling performance inside the containment unit and to reduce radioactive material.
  • Reactors are divided into separate reactors and integrated reactors, depending on the location of the main equipment.
  • the main equipment steam generator, pressurizer, pump, etc.
  • it is divided into separate reactor (eg commercial reactor: Korea).
  • the main equipment is installed inside the reactor vessel, it is classified as an integrated reactor (eg SMART reactor: Korea).
  • the reactor is divided into an active reactor and a passive reactor depending on the implementation of the safety system.
  • Active reactors use active devices such as pumps driven by electric power such as emergency generators to drive safety systems.
  • the driven reactor uses driven equipment operated by driven force such as gravity or gas pressure to drive the safety system.
  • passive reactors a passive safety system is used in the system without operator action or safety-grade AC power such as an emergency diesel generator for more than 72 hours, as required by regulatory requirements in the event of an accident.
  • the built-in natural force keeps the reactor safe.
  • the dead-circuit system is a system that can be assisted by operator actions or unsafe systems after 72 hours. In general, in-use circuits have been preferred to active-safe systems in recent years because they can safely maintain a nuclear power plant without an AC power source or an operator's action for a considerable time after an accident.
  • the passive residual heat removal system and the passive containment building cooling system were constructed using the secondary side of the steel containment vessel and the steam generator (Korean Patent Publication No. 10-2013-0047871).
  • the steel containment container applied in the prior art is in the form of a containment building using reinforced concrete due to difficulties in manufacturing, maintenance, and economics.
  • the passive residual heat removal system and the passive containment cooling system will be described.
  • the passive residual heat removal system is adopted as a system that removes the heat of the reactor coolant system (the sensible heat of the reactor coolant system and the residual heat of the core) in case of an accident in various reactors including an integrated reactor.
  • the primary coolant of the reactor is directly circulated to cool the reactor coolant system (AP1000: Westinghouse, USA) and the steam generator to circulate the secondary coolant to cool the reactor coolant system.
  • AP1000 Westinghouse, USA
  • the steam generator to circulate the secondary coolant to cool the reactor coolant system.
  • the method of cooling the outside of the heat exchanger (condensation heat exchanger) of the passive residual heat removal system is water-cooled (AP1000) and some air-cooled (WWER 1000: Russia) used in most reactors.
  • a water-air-cooled combination method (IMR: Japan) is used.
  • the heat exchanger of the passive residual heat removal system transfers the heat received from the reactor coolant system to the outside (final heat sink) through the emergency coolant storage unit.
  • a condensation heat exchanger having excellent heat transfer efficiency using steam condensation is widely used.
  • the passive containment cooling system is one of several safety systems that reduce the concentration of pressure, temperature and radioactive material inside the containment.
  • the passive containment cooling system is used as a system for suppressing the pressure rise inside the containment (nuclear reactor building, containment vessel, or safety protective vessel) and removing heat in case of an accident in various reactors including an integral reactor.
  • the passive containment cooling system uses a compression tank to reduce the steam released into the containment building (commercial BWR, CAREM: Argentina, IRIS: Westinghouse, USA), and steel containment containers. And the outer wall is cooled (spray, air) (AP1000: Westinghouse, USA), and a heat exchanger (SWR1000: France Pramatom ANP, AHWR: India, SBWR: GE, USA).
  • a heat source (emergency coolant storage unit) is generally installed outside the containment unit, the cooling water cooled in the condensation heat exchanger is supplied to the steam generator, and the heat of the reactor coolant system is maintained. Steam is removed while removing the natural circulation to the condensation heat exchanger using a lot of methods (Korean Patent Publication No. 10-2013-0047871).
  • the passive containment cooling system is generally used in a manner of removing heat inside the containment by a natural circulation flow formed inside the containment without any means for inducing a separate flow.
  • the passive residual heat removal system and the passive containment cooling system are generally used as a separate system.
  • the performance of the conventional passive containment cooling system is determined only by natural circulation flow without a separate device for forming the flow.
  • the heat transfer coefficient of the surface where air (air and steam) flows is small, especially when the flow is weak in natural convection conditions, there is a problem that the size of the heat exchanger must be increased relatively.
  • the heat exchanger is a structure that forms a pressure boundary of the containment part, there is a problem that if the size of the heat exchanger increases, the possibility of damage of the pressure boundary increases, which may lower the safety.
  • One object of the present invention is to propose a nuclear power plant having an improved blood flow facility and an apparatus having the same, by using a facility that improves circulating flow away from a simple natural circulation flow.
  • Another object of the present invention is to perform both the functions of the passive residual heat removal system and the passive containment building cooling system of the prior art, and a nuclear power plant having a blood transfer facility capable of releasing heat transferred from the reactor coolant system to the external environment and a nuclear power plant having the same. It is to provide.
  • Still another object of the present invention is to disclose a subsea plant and a nuclear power plant having the same, which can improve heat transfer performance without increasing the size of the heat exchanger.
  • Still another object of the present invention is to disclose a nuclear power plant having a blood-bearing facility that can reduce the concentration of radioactive material in the containment early by improving circulation flow inside the containment and a nuclear power plant having the same.
  • Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant and a nuclear power plant having the same to collect the radioactive material to reduce the concentration of radioactive material within the containment early.
  • the blood-bearing equipment is formed to cool the first fluid discharged from the reactor coolant system or the steam generator together with the second fluid inside the containment unit. Cooling unit; And at least a portion of the first fluid discharged from the reactor coolant system or the steam generator to inject the second fluid by a pressure drop induced while injecting the first fluid. It is open toward the inside of the containment portion, and includes a circulation induction injection mechanism for injecting the introduced second fluid with the first fluid.
  • the circulation injecting injection mechanism may include: a first fluid injector connected to the reactor coolant system or the steam generator to receive the first fluid, and configured to spray the supplied first fluid; A second fluid inlet formed in an annular shape around the first fluid ejection part to introduce a second fluid inside the containment part; And a circulating fluid ejection part surrounding the first fluid ejection part with a portion having an inner diameter larger than the first fluid ejection part to form the second fluid inlet part, and supplying the first fluid and the second fluid to the cooling part. can do.
  • the first fluid injection unit includes a nozzle for injecting the first fluid into the circulation fluid injection unit, and the circulation fluid injection unit is formed to have an inner diameter narrower than the periphery to induce a local pressure drop while injecting the first fluid.
  • neck It may include a diffuser to guide the first fluid and the second fluid passed through the neck to the cooling unit.
  • the circulation injecting injection mechanism may include: a turbine blade rotatably installed at an outlet of the first fluid injection unit to induce injection of the first fluid; And a pump impeller connected to the turbine blade and rotating together with the turbine blade to induce the introduction of the second fluid through the second fluid inlet.
  • the pre-sealing facility may further include a filtering facility connected to the outlet of the cooling unit to collect the non-condensable gas discharged from the cooling unit and collecting the radioactive material filtered from the non-condensable gas.
  • the filtration plant comprises a filter or adsorbent configured to separate the radioactive material from the non-condensable gas; A gas discharge part configured to discharge the filtered non-condensable gas into the storage part while passing through the filter or the adsorbent; And a gas pipe connected to an outlet of the cooling unit to supply the non-condensable gas to the filter or the adsorbent.
  • the cooling unit cools the first fluid and the second fluid to form condensed water
  • the pre-season facility further includes a cooling water storage unit configured to store the cooling water therein, and the cooling water storage unit is discharged from the cooling unit. It may be installed in the lower portion of the cooling unit to recover the condensate.
  • the cooling water storage unit may include: a first cooling water storage unit storing pure coolant to be supplied to the steam generator to remove sensible heat and residual heat of the core inside the reactor coolant system; And a second cooling water storage unit storing boric acid water to be injected into the reactor coolant system to maintain the level of the reactor coolant system.
  • the pre-sealing facility further includes an additive injecting unit for injecting an additive for inhibiting revolatation of the condensate collected in the cooling water storage unit into the condensate, wherein the additive is configured to maintain the pH of the condensate above a predetermined value.
  • an additive injecting unit for injecting an additive for inhibiting revolatation of the condensate collected in the cooling water storage unit into the condensate, wherein the additive is configured to maintain the pH of the condensate above a predetermined value.
  • the cooling water storage unit collects the condensate into the first cooling water storage unit, and when the level of the collected condensate water exceeds a reference level, the cooling water storage unit introduces the condensate collected in the first cooling water storage unit into the second cooling water storage unit.
  • the additive injector may be installed in a passage from the first coolant reservoir to the second coolant reservoir so as to inject the additive into the condensate flowing into the second coolant reservoir.
  • the additive injector may be installed in a flow path from the cooling unit to the cooling water storage unit to inject the additive into the condensate collected in the cooling water storage unit.
  • the pre-sealing facility may further include a condensate collecting unit installed between the cooling unit and the cooling water storage unit to collect the condensate falling from the cooling unit and recover the collected condensate to the cooling water storage unit.
  • the pre-sealing facility may further include a recovery pipe extending from the outlet of the cooling unit or the condensate collecting unit to the cooling water storage unit to recover the condensed water generated during the cooling process of the cooling unit to the cooling water storage unit.
  • the pre-sealing facility further includes a filtration facility connected to the outlet of the cooling unit to collect the non-condensable gas discharged from the cooling unit and collecting the radioactive material filtered from the non-condensable gas, wherein the recovery pipe is the A first recovery pipe connected to a lower portion of the casing to form a flow path of condensate collected in the casing; And a second recovery pipe connected to a lower portion of the filtration facility so as to form a flow path of condensate collected in the filtration facility.
  • the pre-fungal facility further includes a fluid circulation unit configured to circulate the cooling water of the cooling water storage unit to the circulation induction injection mechanism through the reactor coolant system or the steam generator, and the fluid circulation unit is configured to supply cooling water inside the cooling water storage unit.
  • a fluid supply pipe connected to the coolant storage unit to supply the reactor coolant system or the steam generator;
  • a steam discharge pipe connected to the reactor coolant system or the steam generator and the circulation induction injection mechanism to supply the first fluid discharged from the reactor coolant system or the steam generator to the circulation induction injection mechanism.
  • the cooling unit is installed inside the storage unit, and exchanges heat with the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism by passing through the coolant of the emergency coolant storage unit or the atmosphere outside the storage unit. ; And at least a portion of the casing surrounding the heat exchanger to protect the heat exchanger, the casing configured to receive the first fluid and the second fluid injected from the circulation injecting injection mechanism.
  • the connection pipe may include: a first connection pipe connected to the emergency coolant storage unit and the heat exchanger to form a flow path for supplying cooling water to the heat exchanger of the emergency coolant storage unit; A second connection pipe extending from the heat exchanger to the outside of the storage unit to discharge the cooling water of the emergency coolant storage unit having passed through the heat exchanger to the outside; A third connection pipe branching from the second connection pipe and extending to the outside of the storage part to form a flow path for supplying air outside the storage part to the heat exchanger; And a fourth connection pipe branched from the first connection pipe to extend the outside of the storage unit to discharge the heated air to the outside while passing through the heat exchanger, wherein the pre-sealing facility includes the first connection pipe or the like. And isolating valves respectively installed on the fourth connection pipes, wherein the isolation valves are configured to switch from water-cooled cooling using the cooling water to air-cooling cooling using the atmosphere when the emergency cooling water storage unit is depleted. Can be opened and closed by.
  • the pre-sealing facility further includes a filtration facility connected to an outlet of the cooling unit to filter the non-condensable gas discharged from the cooling unit, and collecting the radioactive material filtered from the non-condensable gas. It is installed outside the containment unit and is connected to the connection pipe passing through the containment, the first fluid and the second fluid flowing from the circulation induction injection mechanism through the connection pipe through the cooling water or the emergency coolant storage unit or And a heat exchanger configured to exchange heat with the atmosphere outside the containment unit, and the filtration facility may be installed inside the containment unit, and may be connected to the heat exchanger by the connection pipe to receive a non-condensable gas and condensate from the heat exchanger. .
  • the cooling unit may include: a first heat exchanger installed inside the storage unit to cool the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism; And a heat exchanger installed at an exterior of the containment unit and connected to the first heat exchanger through a connection pipe passing through the containment unit to form a waste passage, and transferring heat transferred to the fluid circulating through the waste passage. It may include a second heat exchanger for delivering to the coolant or the atmosphere outside the containment.
  • the containment unit a containment vessel formed of iron and surrounding the reactor coolant system; And a containment building formed of concrete and surrounding the containment vessel at a position spaced apart from the containment vessel to form an air circulation passage, wherein the circulation injecting injection mechanism includes the first fluid and the second fluid in the containment vessel. It is made to be sprayed on the inner wall surface, the cooling unit may cool the containment vessel by using the water circulated through the air circulation passage and the water of the passive containment vessel spray system.
  • the present invention can increase the size of the heat exchanger for cooling the containment, increase the cost, and reduce safety. I can solve it.
  • the present invention can lower the concentration of radioactive material in the interior of the containment unit early by using a filtration facility.
  • the present invention can reduce the restricted area boundary distance by lowering the concentration of radioactive material.
  • FIG. 1 is a conceptual diagram showing the normal operation of the nuclear power plant and the nuclear power plant having the same according to an embodiment of the present invention.
  • Figure 2 is a conceptual view showing an enlarged circulating induction injection mechanism shown in FIG.
  • FIG. 3 is a conceptual diagram showing an accident occurrence time of the nuclear power plant and the nuclear power plant having the same shown in FIG.
  • Figure 4 is a conceptual diagram showing the normal operation of the nuclear power plant and the nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • 5a and 5b is an enlarged conceptual view showing the circulation induction injection mechanism shown in FIG.
  • FIG. 6 is a conceptual diagram showing an accident occurrence time of the nuclear power plant and the nuclear power plant having the same shown in FIG.
  • FIG. 7 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 8 is a conceptual diagram showing an accident occurrence time of the nuclear power plant and the nuclear power plant having the same shown in FIG.
  • Figure 9 is a conceptual diagram showing the normal operation of the nuclear power plant and a nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 10A and 10B are enlarged conceptual views illustrating a circulation injecting injection mechanism shown in FIG. 9;
  • FIG. 11 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of a nuclear power plant and a nuclear power plant having the same shown in FIG. 9;
  • FIG. 12 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 13 is a conceptual diagram illustrating an occurrence of an accident in a nuclear power plant including the bloodborne electric system shown in FIG. 12 and the same;
  • FIG. 13 is a conceptual diagram illustrating an occurrence of an accident in a nuclear power plant including the bloodborne electric system shown in FIG. 12 and the same;
  • FIG. 14 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 15 is a conceptual view illustrating an accident occurrence time of a nuclear power system and a nuclear power plant having the same shown in FIG. 14.
  • FIG. 16 is a conceptual diagram illustrating normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 16 is a conceptual diagram illustrating normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 17 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of a power system and a nuclear power plant having the same shown in FIG. 16.
  • FIG. 18 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 19 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence time of a nuclear power system and a nuclear power plant having the same shown in FIG. 18.
  • 20 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 21 is a conceptual diagram illustrating an occurrence of an accident of a nuclear power plant including the bloodborne electric system shown in FIG. 20 and the same;
  • FIG. 22 is a conceptual diagram illustrating normal operation of a plant to be operated and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 22 is a conceptual diagram illustrating normal operation of a plant to be operated and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 23 and FIG. 24 are conceptual views illustrating an occurrence of an accident of the nuclear power system and the nuclear power plant having the same shown in FIG. 22.
  • 25 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a nuclear power plant and a nuclear power plant including the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 26 is an enlarged conceptual view of a portion of the bloodborne system shown in FIG. 25; FIG.
  • 27 to 29 is a conceptual diagram showing a circulation induction injection mechanism and its modification.
  • FIG. 1 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of an underage facility 1100 and a nuclear power plant 110 having the same according to an embodiment of the present invention.
  • the nuclear power plant 110 includes a reactor coolant system 111, a containment unit 112, and an electricity supply facility 1100.
  • the core 111a and the steam generator 111b are provided in the reactor coolant system 111, and the lower portion of the steam generator 111b is connected to the water supply system 113 by the water supply pipe 113a and the steam generator 111b.
  • the upper part of) is connected to the turbine system 114 by the steam pipe 114a.
  • the containment unit 112 surrounds the reactor coolant system 111 to prevent the radioactive material from leaking into the external environment.
  • radioactive material may leak from the reactor coolant system 111, and the containment part 112 may be connected to the reactor coolant system 111 outside of the reactor coolant system 111. It is formed to surround) to prevent the leakage of radioactive material.
  • the containment unit 112 serves as a final barrier to prevent the leakage of radioactive material from the reactor coolant system 111 to the external environment.
  • the containment unit 112 is divided into a containment building (or a nuclear reactor building) and a steel container containing a reinforced concrete and a safety protection container according to a material constituting the pressure boundary.
  • the containment container is a large container designed at a low pressure like a containment building, and the safety protective container is a small container designed to be small by increasing the design pressure.
  • the storage unit 112 collectively refers to a containment building, a reactor building, a containment container, or a safety protective container.
  • the containment unit 112 illustrated in FIG. 1 shows a containment building formed of reinforced concrete.
  • the reactor coolant system 111 is filled with a fluid for cooling the core 111a.
  • the fluids for various accidents are also stored in the storage 112.
  • the fluid discharged from the reactor coolant system 111 among the fluids inside the containment unit 112 is classified into a first fluid, and the fluid present in the space between the reactor coolant system 111 and the storage unit 112 is separated.
  • the description will be made by separating the second fluid.
  • this distinction between fluids is not related to the nature of the fluid or the materials that make up the fluid.
  • the first fluid and the second fluid may be fluids of the same kind.
  • the pre-season facility 1100 circulates the fluid to the reactor coolant system 111 to remove heat from the reactor coolant system 111 by using the first coolant circulation method or the second coolant circulation method, and the reactor coolant system 111.
  • the first fluid discharged from the coolant and the second fluid inside the storage unit 112 are cooled together to release heat inside the storage unit 112 to the external environment.
  • the pre-season facility 1100 is free from the conventional method using the pure natural convection flow generated inside the containment 112, and uses the structure formed to promote circulation flow in the containment 112 in a passive manner. It is made to increase the heat and pressure reduction efficiency and the removal efficiency of the radioactive material.
  • the pre-installation facility 1100 includes a cooling unit 1110 and a circulation induction injection mechanism 1120.
  • the cooling unit 1110 is formed to cool the first fluid discharged from the reactor coolant system 111 together with the second fluid inside the storage unit 112. As the cooling unit 1110 cools the first fluid and the second fluid, the cooling unit 1110 releases heat transferred from the first fluid and the second fluid to the external environment, and cools the storage unit with the cooled first fluid and the second fluid. 1130 to recover.
  • the cooling unit 1110 includes an emergency coolant storage unit 1111 and a heat exchanger 1112.
  • the emergency cooling water storage unit 1111 is formed to store the cooling water therein, and receives heat from the first fluid and the second fluid, and when the temperature of the cooling water rises, the cooling water is evaporated to release the received heat to the external environment. At least a portion of the emergency cooling water storage unit 1111 is open to allow the cooling water to evaporate to the external environment.
  • the heat exchanger 1112 is installed in the emergency cooling water storage unit 1111 and is connected to a connection pipe 1113 passing through the storage unit 112 so as to communicate with the interior of the storage unit 112.
  • the heat exchanger 1112 passes through the fluid flowing through the connection pipe 1113 in the storage unit 112 to exchange heat with the cooling water stored in the emergency coolant storage unit 1111.
  • the fluid flowing through the connection pipe 1113 in the storage part 112 includes a first fluid discharged from the reactor coolant system 111 and a second fluid inside the storage part 112.
  • the cooling unit 1110 may be air-cooled by exposing the heat exchanger 1112 to the atmosphere and installing a duct (not shown) without installing the emergency cooling water storage unit 1111.
  • an inlet header 1112a for distributing the first fluid and the second fluid to the internal flow path of the heat exchanger 1112 is installed.
  • the outlet of the heat exchanger 1112 is provided with an outlet header 1112b for collecting heated cooling water from the internal flow path.
  • connection pipe 1113 passes through the containment unit 112 and the emergency coolant storage unit 1111 to connect the inside of the containment unit 112 with the heat exchanger 1112.
  • At least one isolation valve 1114 may be installed in the connection pipe 1113 for closing and isolating the isolation valve 1114 when the system is damaged during an accident, or at a time required for maintenance.
  • the circulation injecting injection mechanism 1120 is formed to inject the first fluid and the second fluid into the cooling unit 1110.
  • the second fluid inside the containment unit 112 is introduced by the pressure drop caused by the first fluid to be injected together with the first fluid.
  • the specific structure and operating mechanism of the circulation injecting injection mechanism 1120 will be described with reference to FIG. 2.
  • FIG. 2 is an enlarged conceptual view illustrating the circulation injecting injection mechanism 1120 illustrated in FIG. 1.
  • the circulation induction injection mechanism 1120 includes a first fluid injection part 1121, a second fluid inlet part 1122b, and a circulation fluid injection part 1122.
  • the first fluid injector 1121 is connected to the reactor coolant system 111 (see FIG. 1) or the steam generator 111b to inject a first fluid provided from the reactor coolant system 111 or the steam generator 111b. . As illustrated in FIG. 1, the first fluid injection unit 1121 may be connected to the steam generator 111b to receive a first fluid from the steam generator 111b.
  • the first fluid sprayer 1121 includes a nozzle 1121a that is formed to spray the first fluid. As the first fluid discharged through the nozzle 1121a passes through the neck 1121a having a small flow path area, its speed increases rapidly and the pressure decreases. Accordingly, a local pressure drop is caused in the circulation injecting injection mechanism 1120.
  • the second fluid inlet part 1122b is formed in an annular shape around the first fluid injection part 1121 to draw in a second fluid inside the containment part. Due to the pressure drop caused by the injection of the first fluid, a pressure difference is formed inside and outside the circulation induction injection mechanism 1120. Since the pressure inside the circulation induction injection mechanism 1120 is lower than the external pressure, the second fluid existing outside the circulation induction injection mechanism 1120 is connected to the circulation induction injection mechanism through the second fluid inlet part 1122b. It is drawn into the interior of 1120.
  • the circulating fluid injection part 1122 surrounds the first fluid injection part 1121 with a portion having an inner diameter larger than that of the first fluid injection part 1121 to form the second fluid inlet part 1122b. Accordingly, an annular second fluid inlet portion 1122b is formed between the outer circumferential surface of the first fluid injection portion 1121 and the inner circumferential surface of the circulation fluid injection portion 1122.
  • the circulation injecting injection mechanism 1120 supplies the first fluid and the second fluid to the cooling unit 1110 together.
  • the circulating injecting injection mechanism 1120 includes a neck 1122a and a diffuser 1122c.
  • the neck 1122a is formed with an inner diameter narrower than the periphery so as to cause a local pressure drop during the injection of the first fluid. As shown in FIG. 2, the neck 1122a has an inner diameter that is narrower than the second fluid inlet 1122b or the diffuser 1122c.
  • the diffuser 1122c naturally leads the first fluid and the second fluid to the cooling unit 1110 without causing a large pressure loss to the first fluid and the second fluid passing through the neck 1122a. If the flow of the first fluid and the second fluid passing through the neck 1122a does not naturally diffuse, the flow path resistance may increase to decrease the circulation flow rate. The diffuser 1122c naturally reduces the flow path resistance by changing the dynamic pressure to the static pressure, thereby smoothly supplying the first fluid and the second fluid to the cooling unit 1110.
  • the neck 1122a and the diffuser 1122c are sequentially connected.
  • the inner diameter decreases gradually from the second fluid inlet 1122b to the neck 1122a, and the inner diameter increases again from the neck 1122a to the diffuser 1122c.
  • the circulating fluid injection part 1122 is connected to a connection pipe 1113 penetrating through the containment part 112.
  • the circulating fluid injection unit 1122 injects the first fluid and the second fluid into the connection pipe 1113.
  • the injected first and second fluids exchange heat with the cooling water in the emergency coolant storage unit 1111 while passing through the heat exchanger 1112.
  • the present invention overcomes the limitations of the prior art, which relies on pure natural convection inside the containment 112, and promotes circulating flow of the first fluid and the second fluid. In this case, the cooling efficiency of the interior of the storage unit 112 can be improved.
  • the blood pre-installation facility 1100 further includes a cooling water storage unit 1130, a fluid circulation unit 1140, a condensate collection unit 1150, and a recovery pipe 1160.
  • the cooling water storage unit 1130 is formed to store the cooling water to be injected into the reactor coolant system 111 therein.
  • the coolant storage unit 1130 is installed at a position higher than the reactor coolant system 111 to enable injection of coolant by gravity head.
  • the blood system 1110 generally refers to i) the function of the passive residual heat removal system and ii) the safety function of the latter half of the blood injection system.
  • the cooling water circulation system of the blood system 1110 may use a secondary cooling water circulation method using the steam generator 111b or a primary cooling water circulation method of directly injecting cooling water into the reactor coolant system 111.
  • the coolant stored in the coolant storage unit 1130 may be used for at least one of removing residual heat of the reactor coolant system 111 and safety injection into the reactor coolant system 111 according to a purpose.
  • Residual heat generated from the sensible heat and the core (111a) is present in the reactor coolant system 111 when an accident occurs, it is possible to safely maintain the core (111a) to remove the sensible heat and residual heat.
  • a cooling water is circulated to the steam generator 111b to remove sensible heat and residual heat of the core 111a inside the reactor coolant system 111.
  • the coolant storage unit 1130 may be connected to the water supply pipe 113a to use the coolant stored therein to remove residual heat.
  • the cooling water storage unit 1130 may be connected to the safety injection pipe 115a by the pipe 1115 to use the cooling water stored therein for the safety injection.
  • the coolant storage unit 1130 may include a first coolant storage unit 1130a and a second coolant storage unit to separately store pure coolant to be used for removing residual heat and boric acid to be used for safety injection. 1130b) may be provided separately.
  • the first cooling water storage unit 1130a stores the pure cooling water to be supplied to the steam generator 111b to remove the sensible heat in the reactor coolant system 111 and the residual heat of the core 111a.
  • the second coolant storage unit 1130b stores boric acid water to be directly injected into the reactor coolant system 111 to maintain the level of the reactor coolant system 111.
  • the fluid circulation unit 1140 is formed to circulate the first fluid from the coolant storage unit 1130 through the reactor coolant system 111 or the steam generator 111b to the circulation injecting injection mechanism 1120.
  • the fluid circulation part 1140 includes a fluid supply pipe 1141 and a vapor discharge pipe 1142.
  • the fluid supply pipe 1141 is connected to the coolant storage unit 1130 to supply the coolant inside the coolant storage unit 1130 to the reactor coolant system 111 or the steam generator 111b.
  • the fluid supply pipe 1141 may be directly or indirectly connected to the reactor coolant system 111.
  • the fluid supply pipe 1141 may be connected to the water supply pipe 113a to supply cooling water to the steam generator 111b inside the reactor coolant system 111 as shown.
  • the steam discharge pipe 1142 is connected to the circulation induction injection mechanism 1120 to supply the first fluid that has passed through the reactor coolant system 111 or the steam generator 111b to the circulation induction injection mechanism 1120. As illustrated, the steam discharge pipe 1142 may be connected to the steam generator 111b to supply the first fluid discharged from the steam generator 111b to the circulation injecting injection mechanism 1120.
  • the condensate collecting unit 1150 collects the condensate formed by cooling the first and second fluids in the cooling unit 1110.
  • the condensate collecting unit 1150 opens at least a portion of the upper portion to collect condensate falling from the cooling unit 1110 and is installed between the cooling unit 1110 and the cooling water storage unit 1130.
  • the recovery pipe 1160 extends from the condensate collection unit 1150 to the cooling water storage unit 1130 to recover the condensed water collected in the condensate collection unit 1150 to the cooling water storage unit 1130 again.
  • the recovery pipe 1160 may be provided with a flow regulator (1160a) for adjusting the flow rate of the condensate.
  • the circulation of the fluid starting from the cooling water storage unit 1130 is completed. Since the present invention induces the circulation of the fluid in a passive manner by natural force, the circulation of the fluid does not end in one cycle. As long as steam is generated in the reactor coolant system 111 or the steam generator 111b, sufficient driving force to induce the circulation of the fluid in the containment portion 112 may be maintained.
  • FIG. 3 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 1100 and a nuclear power plant 110 having the same shown in FIG. 1.
  • the isolation valves 113b and 114b respectively installed in the water supply pipe 113a and the steam pipe 114a are closed.
  • the valves 115b installed in the safety injection pipe 115a are opened and safety injection is performed from the safety injection facility 115 to the reactor coolant system 111.
  • the second coolant storage unit 1130b Boric acid water stored in is also injected into the reactor coolant system 111 by gravity head. Boric water stored in the second cooling water storage unit 1130b serves to maintain the water level inside the reactor coolant system 111 together with the safety injection facility 115.
  • the isolation valve 1141a and the check valve 1141b installed in the fluid supply pipe 1141 connecting the first cooling water storage unit 1130a and the water supply pipe 113a are also opened to supply the cooling water by gravity head. Cooling water of the first cooling water storage unit 1130a is supplied to the lower portion of the steam generator 111b through the water supply pipe 113a, and the sensible heat and the residual heat of the core 111a in the reactor coolant system 111 are supplied from the steam generator 111b. Is removed and discharged to the top of the steam generator 111b.
  • the isolation valve 1142a installed in the steam discharge pipe 1142 is also opened, and the first fluid discharged to the upper portion of the steam generator 111b evaporates through the steam discharge pipe 1142.
  • the first fluid is supplied to the circulation injecting injection mechanism 1120, and the circulation induction injection mechanism 1120 is drawn from the inside of the containment part 112 by the pressure drop and the first fluid supplied through the steam discharge pipe 1142.
  • the injected second fluid into the connection pipe 1113.
  • the first fluid and the second fluid injected from the circulation injecting injection mechanism 1120 pass through the heat exchanger 1112 to transfer heat to the cooling water inside the emergency coolant storage unit 1111, and are cooled and condensed.
  • the coolant inside the emergency coolant storage unit 1111 evaporates when the temperature rises, and releases heat to the external environment.
  • the condensate formed by cooling and condensing the first fluid and the second fluid in the heat exchanger 1112 is introduced into the containment unit 112 again through the connection pipe 1113 and is installed in the lower portion of the connection pipe 1113.
  • the water is collected in the water unit 1150.
  • the non-condensable gas discharged together with the condensate from the connection pipe 1113 is discharged into the containment unit 112.
  • the condensate collected in the condensate collection unit 1150 is recovered to the cooling water storage unit 1130 again through the recovery pipe 1160, and the circulation of the fluid is continuously and continuously performed.
  • the condensate collecting unit 1150 may not be separately provided.
  • FIG. 4 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of an under-powered facility 1200 and a nuclear power plant 120 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the pre-installation facility 1200 includes a cooling unit 1210 and a circulation induction injection mechanism 1220.
  • the cooling unit 1210 includes an emergency coolant storage unit 1211 and a heat exchanger 1212.
  • the emergency coolant storage unit 1211 is installed outside the storage unit 122, and the coolant is stored therein.
  • the heat exchanger 1212 is installed not in the emergency coolant storage unit 1211 but in the storage unit 122, and the emergency coolant storage unit 1211 is provided by a connection pipe 1213 penetrating through the storage unit 122. Connected with At the end of the connection pipe 1213, a sparger 1213 ′ for spraying cooling water may be installed.
  • the heat exchanger 1212 is configured to pass through the cooling water inside the emergency coolant storage unit 1211 to exchange heat with the first fluid and the second fluid injected from the circulation injecting injection mechanism 1220.
  • a duct (not shown) may be installed to configure the cooling unit 1210 by air cooling.
  • FIG. 5A and 5B are enlarged conceptual views illustrating the circulation injecting injection mechanism 1220 illustrated in FIG. 4.
  • 5A is a conceptual view of the circulation injecting injection mechanism 1220 viewed from the front
  • FIG. 5B is a conceptual view of the circulation induction injection mechanism 1220 viewed from the side.
  • the circulating fluid injection unit 1222 injects the first fluid and the second fluid into the heat exchanger 1212.
  • the injected first fluid and the second fluid exchange heat with the cooling water in the heat exchanger 1212.
  • Inlet of the heat exchanger 1212 is provided with an inlet header 1212a for distributing the coolant supplied from the emergency coolant storage unit 1211 (see FIG. 4) to the internal flow path of the heat exchanger 1212.
  • the outlet of the heat exchanger 1212 is provided with an outlet header 1212b for collecting heated cooling water from the internal flow path.
  • a tube 1212c is provided between the inlet header 1212a and the outlet header 1212b.
  • a casing 1215 is installed to protect the tube 1212c from flying products (debris) in an accident.
  • the circulating injecting injection mechanism 1220 is formed to inject the first fluid and the second fluid onto the surface of the heat exchanger 1212.
  • the shell and the tube-side flow path may be configured to be interchanged.
  • the first fluid and the second fluid injected from the circulating induction injection mechanism 1220 pass through the internal flow path of the heat exchanger 1212 to exchange heat with the cooling water of the emergency coolant storage unit 1211 to cool and condense.
  • the blood pre-installation facility 1200 includes a coolant storage unit 1230 ′ and 1230 ′′.
  • the cooling water storage unit 1230 ′ and 1230 ′′ may be formed as a tank or a tank in which the first cooling water storage unit and the second cooling water storage unit are integrated without the first cooling water storage unit and the second cooling water storage unit.
  • the cooling water storage units 1230 ′ and 1230 ′′ may be provided in plurality, and some of the cooling water storage units 1230 ′ are connected to the water supply pipe 123a by the fluid supply pipe 1241, and the other cooling water storage units of the other parts. 1230 ′′ may be connected to the safety injection pipe 125a.
  • FIG. 6 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 1200 shown in FIG. 4 and a nuclear power plant 120 having the same.
  • the isolation valves 123b and 124b respectively installed in the water supply pipe 123a and the steam pipe 124a are closed. Then, the isolation valve 1241a and the check valve 1241b provided in the fluid supply pipe 1241 are opened. The isolation valve 1215a and the check valve 1215b provided in the pipe 1215 connecting the cooling water storage unit 1230 ′′ and the safety injection pipe 125a are also opened.
  • the cooling water of the cooling water storage unit 1230 "is safely injected into the reactor coolant system 121 together with the cooling water of the safety injection facility 125.
  • the cooling water of the cooling water storage unit 1230 ' is vaporized through the fluid supply pipe 1241. It is supplied to the generator 121b to remove the sensible heat and the residual heat of the core 121a in the reactor coolant system 121.
  • the first fluid discharged from the steam generator 121b is evaporated through the steam discharge pipe 1242 in which the isolation valve 1242a is opened, and is supplied to the circulation induction injection mechanism 1220.
  • the first fluid is injected into the heat exchanger 1212 by the circulation induction injection mechanism 1220.
  • the second fluid is also introduced into the circulation injecting injection mechanism 1220 and is injected into the heat exchanger 1212 together with the first fluid.
  • the first fluid and the second fluid are cooled and condensed by exchanging heat with the cooling water supplied from the emergency cooling water storage unit 1211 on the surface of the heat exchanger 1212. And the condensate formed by the condensation of the first fluid and the second fluid falls by gravity.
  • Falling condensate is collected in the condensate collection unit 1250, and is recovered to the cooling water storage unit 1230 through the recovery pipe 1260, the circulation of the fluid is made continuously.
  • FIG. 7 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of an under-powered facility 1300 and a nuclear power plant 130 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the pre-installation facility 1300 includes a cooling unit 1310 and a circulation induction injection mechanism 1320.
  • the cooling unit 1310 includes an emergency coolant storage unit 1311, a first heat exchanger 1312 ′, and a second heat exchanger 1312 ′′.
  • the emergency coolant storage unit 1311 is replaced with the one described with reference to FIGS. 1 and 4.
  • the first heat exchanger 1312 ′ is installed inside the storage unit 132 to exchange heat with the fluid inside the storage unit 132.
  • the second heat exchanger 1312 ′′ is installed inside the emergency cooling water storage unit 1311 and is connected to the first heat exchanger 1312 ′ by the connecting pipe 1313 to form a waste flow path with the second heat exchanger 1312 ′′.
  • the fluid circulates in the waste flow path independently of the coolant in the emergency coolant storage unit 1311 or the fluid in the containment unit 132.
  • the second heat exchanger 1312 " The heat transmitted to the fluid circulating in the waste passage at 1312 ′ is transferred to the coolant inside the emergency coolant storage unit 1311.
  • the heat transferred to the emergency cooling water storage unit 1311 is discharged to the external environment by the evaporation of the cooling water.
  • connection pipe 1313 is connected to the first heat exchanger 1312 'and the second heat exchanger 1312 "by passing through the containment unit 132 and the emergency coolant storage unit 1311.
  • the replenishment tank 1316 is connected to each other. It is formed to store the replenishment fluid therein, and is connected to the connecting pipe 1313 to replenish the replenishment fluid with the waste passage.
  • the first coolant storage unit 1330a may be used to remove sensible heat and residual heat of the core 131a in the reactor coolant system 131, and the safety injection facility (not shown) may include the first coolant storage unit 1330a. It may be provided separately from.
  • FIG. 8 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 1300 and a nuclear power plant 130 having the same shown in FIG. 7.
  • the isolation valves 133b and 134b respectively installed in the water supply pipe 133a and the steam pipe 134a are closed.
  • the isolation valve 1341a and the check valve 1341b provided in the fluid supply pipe 1341 are opened to supply the cooling water to the steam generator 131b.
  • the cooling water supplied to the steam generator 131b is evaporated by receiving sensible heat and residual heat.
  • the first fluid discharged from the steam generator 131b is supplied to the circulation induction injection mechanism 1320 through the steam discharge pipe 1342.
  • the circulation injecting injection mechanism 1320 injects the first fluid supplied through the vapor discharge pipe 1342 and the second fluid introduced from the containment part 132 onto the surface of the first heat exchanger 1312 '.
  • the first fluid and the second fluid sprayed onto the surface of the first heat exchanger 1312 ' are the waste flow paths formed by the first heat exchanger 1312', the second heat exchanger 1312 "and the connecting pipe 1313. Heat exchanges with the cooling water flowing in the inside of the condensate to cool and condensate the condensed water, which falls into the condensate collecting unit 1350.
  • the fluid flowing in the waste flow passage continuously receives heat from the inside of the containment unit 132 while circulating the waste flow passage, and transfers the received heat to the coolant inside the emergency coolant storage unit 1311.
  • the supplementary fluid is supplemented from the supplement tank 1316 to continue the circulation.
  • the cooling water inside the emergency cooling water storage unit 1311 increases in temperature as it receives heat, and evaporates to release heat to the external environment.
  • FIG. 9 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of the PSI 1400 and the nuclear power plant 140 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the nuclear power plant 140 includes a reactor coolant system 141, a containment unit 142, a passive containment spraying system 146, and an electricity supply facility 1400.
  • the storage unit 142 includes a storage container 142a and a storage building 142b unlike the storage unit described above.
  • the containment vessel 142a is formed of iron and is formed to surround the reactor coolant system 141.
  • the containment building 142b is formed of concrete and is formed to surround the containment vessel 142a at a position spaced apart from the containment vessel 142a to form an air circulation passage 142c between the containment vessel 142a.
  • the containment building 142b includes at least one air inlet 142b 'to introduce external air to cool the containment vessel 142a while circulating the air circulation passage 142c.
  • the passive containment vessel spraying system 146 includes a spraying water cooling unit 146a, a spraying pipe 146b, a spraying containment valve 146c, and a spraying nozzle 146d.
  • the water spray cooling water storage unit 146a is formed to store the cooling water and is installed on the upper portion of the containment building 142b.
  • the sprinkling pipe 146b forms a flow path through which the coolant of the sprinkling water cooling unit 146a flows, and the sprinkling pipe 146b may be provided with a sprinkling isolation valve 146c.
  • a watering nozzle 146d may be installed at the end of the watering pipe 146a.
  • the passive containment sprinkler system 146 sprinkles the cooling water on the outer surface of the containment vessel 142a to cool the containment vessel 142a.
  • the pre-installation facility 1400 includes a coolant storage unit 1430 and a circulation induction injection mechanism 1420.
  • the coolant storage unit 1430 includes a first coolant storage unit 1430a and a second coolant storage unit 1430b.
  • the first cooling water storage unit 1430a is connected to the water supply pipe 143a to inject cooling water into the steam generator 141b.
  • the first fluid discharged from the steam generator 141b is supplied to the circulation injecting injection mechanism 1420 through the steam discharge pipe 1442.
  • the second cooling water storage unit 1430b is connected to the safety injection pipe 145a to inject boric acid water into the reactor coolant system 141.
  • the coolant safely injected from the second coolant storage unit 1430b circulates through the reactor coolant system 141 and the first fluid discharged from the reactor coolant system 141 passes through the steam discharge pipe 1442. Is supplied.
  • the circulation injecting injection mechanism 1420 will be described with reference to FIGS. 10A and 10B.
  • FIG. 10A and 10B are enlarged conceptual views illustrating the circulation injecting injection mechanism 1420 illustrated in FIG. 9.
  • 10A is a conceptual view of the circulation induction injection mechanism 1420 viewed from the front
  • FIG. 10B is a conceptual view of the circulation induction injection mechanism 1420 viewed from the side.
  • the circulation induction injection mechanism 1420 is formed to inject the first fluid and the second fluid to the inner wall surface of the containment vessel 142a.
  • the outlet of the circulation induction injection mechanism 1420 is installed to face the inner wall surface of the containment vessel 142a.
  • the first fluid supplied from the vapor discharge pipe 1442 (see FIG. 9) is injected from the first fluid injection unit 1421.
  • the second fluid is also drawn into the circulation induction injection mechanism 1420 by the pressure drop.
  • the first fluid and the second fluid are sprayed on the inner wall surface of the containment vessel 142a.
  • the first fluid and the second fluid injected into the containment vessel 142a are cooled and condensed on the inner wall surface of the containment vessel 142a.
  • the cooling unit is not installed as a separate device in the nuclear power plant 140, but the storage container 142a functions as a cooling unit.
  • the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism 1120 transfer heat to the containment vessel 142a.
  • Air circulating through the air circulation passage 142c through the air inlet 142b 'and the cooling water sprayed from the passive containment spraying system 146 continuously cool the containment vessel 142a. Heat is released to the external environment by the air circulating in the air circulation passage 142c and the cooling water sprayed on the outer surface of the containment vessel 142a.
  • the condensate collection unit 1450 may be installed at a lower portion of the outlet of the circulation injecting injection mechanism to collect condensate that is condensed and dropped from the inner wall surface of the containment vessel 142a.
  • the condensate collection unit 1450 is not separately installed in the nuclear power plant 140, and the cooling water storage unit 1430 is installed below the outlet of the circulating injecting injection mechanism 1420 and condensed on the inner wall surface of the containment vessel 142a. It is also possible to collect condensate.
  • FIG. 11 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 1400 and a nuclear power plant 140 having the same shown in FIG. 9.
  • the isolation valves 143b and 144b respectively installed in the water supply pipe 143a and the steam pipe 144a are closed.
  • the isolation valve 145b installed in the safety injection pipe 145a connecting the safety injection facility 145 and the reactor coolant system 141 is opened.
  • An isolation valve 1415a and a check valve 1415b installed in the pipe 1415 connecting the safety injection pipe 145a and the second cooling water storage unit 1430b are also opened.
  • the first fluid which receives heat from the reactor coolant system 141, is evaporated through the vapor discharge pipe 1442, and is formed on the inner wall surface of the containment vessel 142a together with the second fluid through the circulation induction injection mechanism 1420. Sprayed. Accordingly, heat is transferred from the first fluid and the second fluid to the containment vessel 142a.
  • the condensate formed by cooling and condensing the first fluid and the second fluid on the inner wall surface of the containment vessel 142a drops and is recovered to the coolant storage unit 1430 through the condensate collection unit 1450.
  • FIG. 12 is a conceptual diagram of a power plant 2100 and a nuclear power plant 210 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the nuclear power plant 210 includes a containment unit 212, a reactor coolant system 211, a core 211a, a steam generator 211b, a reactor coolant pump 211c and a pressurizer 211d.
  • the nuclear power plant 210 may include various systems for securing the safety of the nuclear power plant 210 and the systems for the normal operation of the nuclear power plant 210 in addition to the components shown in FIG.
  • the reactor coolant system 211 is installed inside the containment unit 212.
  • the reactor coolant system 211 is a coolant system that transfers and transports thermal energy generated by nuclear fission in the core 211a.
  • the primary fluid is filled in the reactor coolant system 211.
  • steam may be discharged from the reactor coolant system 211, and the containment unit 212 may prevent the radioactive material contained in the steam from leaking to the outside.
  • the steam generator 211b generates steam using heat transferred from the core.
  • the lower inlet of the steam generator 211b is connected to the water supply system 213 by the water supply pipe 213a, and the upper outlet of the steam generator 211b is connected to the turbine system 214 by the steam pipe 214a.
  • the water supplied to the steam generator 211b through the water supply pipe 213a evaporates from the steam generator 211b to become steam.
  • Steam is supplied to the turbine system 214 through the steam pipe (214a).
  • the reactor coolant pump 211c induces circulation of the primary fluid, and the pressurizer 211d maintains a pressurized state exceeding the saturation pressure to prevent boiling of the coolant in the core 211a of the pressurized hard water reactor.
  • the containment unit 212 surrounds the reactor coolant system 211 to prevent the radioactive material from leaking into the external environment. Since a radioactive material may leak from the reactor coolant system 211 when an accident such as a coolant loss accident or a non-coolant loss accident occurs, the containment unit 212 may be connected to the reactor coolant system 211 outside the reactor coolant system 211. It is formed to surround) to prevent the leakage of radioactive material.
  • the reactor coolant system 211 is filled with a fluid for cooling the core 211a.
  • the fluids for various accidents are also stored in the storage 212.
  • the fluid discharged from the reactor coolant system 211 among the fluids inside the containment unit 212 is classified into a first fluid, and the fluid present in the space between the reactor coolant system 211 and the containment unit 212 is divided. The description will be made by separating the second fluid.
  • the first fluid and the second fluid may be fluids of the same kind.
  • the first fluid and the second fluid should be distinguished from the primary fluid and the secondary fluid.
  • the primary fluid and the secondary fluid may be the first fluid or the second fluid.
  • the blood pre-treatment facility 2100 uses a method of circulating a secondary fluid using a steam generator 211b. Accordingly, both the first fluid and the second fluid in the pre-season facility 2100 shown in FIG. 12 indicate a secondary fluid. If the main fluid is a circulating system in which the primary fluid is circulated, both the first fluid and the second fluid will refer to the primary fluid.
  • the pre-warming facility 2100 removes the sensible heat of the reactor coolant system 211 and the residual heat of the core 211a by using the circulation method of the primary fluid or the circulation method of the secondary fluid.
  • the pre-fungal facility 2100 circulates the primary fluid to the reactor coolant system 211.
  • the pre-season facility 2100 circulates the secondary fluid to the steam generator 211b.
  • the pre-season facility 2100 cools the first fluid discharged from the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b and the second fluid inside the containment unit 212 to cool the heat inside the containment unit 212. To release to the environment.
  • FIG. 12 shows a pre-sealing facility 2100 using a circulation method of a secondary fluid.
  • the pre-season facility 2100 uses a facility that is formed to promote circulating flow, away from the conventional method using pure natural convection flow.
  • the pre-installation facility 2100 is configured to increase the removal efficiency of the radioactive material as well as the reduction efficiency of heat and pressure inside the containment unit 212 in a passive manner.
  • the blood pre-vehicle facility 2100 includes a cooling unit 2110, a circulation induction injection mechanism 2120, and a filtration facility 2170.
  • the cooling unit 2110 is formed to cool the first fluid discharged from the steam generator 211b together with the second fluid inside the storage unit 212.
  • the cooling unit 2110 is configured to discharge heat received from the first fluid and the second fluid to the environment outside the storage unit 212 as the first fluid and the second fluid are cooled.
  • the cooling unit 2110 includes an emergency coolant storage unit 2111, a heat exchanger 2112, a connection pipe 2113, and an isolation valve 2114.
  • the emergency coolant storage unit 2111 is formed to store the coolant therein.
  • the coolant filled in the emergency coolant storage unit 2111 receives heat from the first fluid and the second fluid by the heat exchanger 2112.
  • the coolant evaporates and heat transferred to the coolant is discharged to the external environment.
  • At least a portion of the emergency cooling water storage unit 2111 is open to allow the cooling water to evaporate to the external environment.
  • the heat exchanger 2112 is configured to heat-exchange the cooling water of the emergency cooling water storage unit 2111 with the first fluid and the second fluid.
  • the heat exchanger 2112 may be installed inside the containment unit 212, and may be connected to the emergency coolant storage unit 2111 by a connection pipe 2113 passing through the containment unit 212.
  • the heat exchanger 2112 cools the first fluid and the second fluid by passing the coolant flowing from the emergency coolant storage unit 2111 through the connection pipe 2113.
  • an inlet header 2112a for distributing the coolant supplied from the emergency coolant storage unit 2111 to the internal flow path of the heat exchanger 2112 is installed.
  • the outlet of the heat exchanger 2112 is provided with an outlet header 2112b for collecting the heated cooling water from the internal flow path of the heat exchanger 2112.
  • connection pipe 2113 is connected to the heat exchanger 2112 and the emergency coolant storage unit 2111 to form a circulation flow path of the coolant stored in the emergency coolant storage unit 2111.
  • a plurality of connection pipes 2113 are provided and connected to the inlet header 2112a and the outlet header 2112b of the heat exchanger 2112, respectively.
  • the connection pipe 2113 penetrates at least a portion of the storage unit 212 and extends to the inside of the emergency coolant storage unit 2111.
  • connection pipe 2113 At the end of the connection pipe 2113, a sparger 2113 ′ for spraying cooling water may be installed.
  • the cooling water recovered from the heat exchanger 2112 to the emergency cooling water storage unit 2111 by the connection pipe 2113 may be injected into the emergency cooling water storage unit 2111 by the sparger 2113 ′.
  • the isolation valve 2114 may be installed at each connection pipe 2113. If the system is damaged in the event of an accident, the isolation valve 2114 may be closed and isolated, or may be opened and closed when necessary for maintenance.
  • the cooling unit 2110 may be classified according to the operation mechanisms of the emergency cooling water storage unit 2111 and the heat exchanger 2112. As shown in FIG. 12, the heat exchanger 2112 is connected to the emergency coolant storage unit 2111 by a connecting pipe 2113, and the coolant of the emergency coolant storage unit 2111 continuously supplies the heat exchanger 2112.
  • the cooling unit 2110 in a circulating manner may be divided into a circulation type.
  • the circulating cooling unit 2110 uses natural circulation based on the density difference due to the difference in temperature or phase of the cooling water.
  • the cooling unit 2110 may be divided into an immersion type or an injection type in addition to the circulation type, and the configuration of the immersion type and the injection type will be described later.
  • the circulation induction injection mechanism 2120 is configured to inject the first fluid discharged from the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b to the cooling unit 2110.
  • a local pressure drop is caused to the circulation induction injection mechanism 2120.
  • At least a portion of the circulation induction injection mechanism 2120 is opened toward the inside of the containment unit 212 so that the second fluid is introduced by the pressure drop caused by the injection of the first fluid.
  • the circulation induction injection mechanism 2120 injects the drawn second fluid together with the first fluid to the cooling unit 2110.
  • the specific structure and operating mechanism of the circulation injecting injection mechanism 2120 are replaced with those described above.
  • the circulating fluid injection mechanism 2120 injects the first fluid and the second fluid into the heat exchanger 2112.
  • the injected first fluid and the second fluid exchange heat with the cooling water in the heat exchanger 2112.
  • an inlet header 2112a for distributing the coolant supplied from the emergency coolant storage unit 2111 to the internal flow path of the heat exchanger 2112 is installed.
  • the outlet of the heat exchanger 2112 is provided with an outlet header 2112b for collecting heated cooling water from the internal flow path.
  • a casing 2115 is installed around the heat exchanger 2112 to protect the heat exchanger 2112 from flying products (debris) in an accident.
  • the circulating injecting injection mechanism 2120 is formed to spray the first fluid and the second fluid on the surface of the heat exchanger 2112.
  • the shell and the tube-side flow paths may be configured to be interchanged with each other.
  • the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism 2120 exchange heat with the cooling water passing through the internal flow path of the heat exchanger 2112 on the surface of the heat exchanger 2112 to cool and condense.
  • the present invention overcomes the limitations of the prior art, which was dependent on pure natural convection inside the containment unit 212, and promotes circulation of the first fluid and the second fluid. Cooling efficiency inside the storage unit 212 can be improved.
  • Casing 2115 surrounds heat exchanger 2112 to protect heat exchanger 2112.
  • the casing 2115 is configured to accommodate the first fluid and the second fluid that are injected from the circulation induction injection mechanism 2120.
  • the upper portion 2115a of the casing 2115 is connected to the circulation induction injection mechanism 2120.
  • the lower portion 2115b of the casing 2115 is sealed except for the gas pipe 2173 and the recovery pipe 2160.
  • An intermediate portion 2115c connecting the upper portion 2115a and the lower portion 2115b of the casing 2115 surrounds the heat exchanger 2112. The condensed water formed by cooling the first fluid and the second fluid may be collected in the lower portion 2115b of the casing 2115.
  • the filtration facility 2170 is connected to the outlet of the cooling unit 2110 to filter the non-condensable gas discharged from the cooling unit 2110.
  • the outlet of the cooling unit 2110 in the pre-pending facility 2100 illustrated in FIG. 12 indicates the lower portion 2115b of the casing 2115.
  • Filtration facility 2170 collects the filtered radioactive material from the non-condensable gas.
  • Filtration facility 2170 includes a filter or adsorbent 2171, and includes a gas discharge portion 2172 and a gas pipe 2173.
  • Filter or adsorbent 2171 is configured to separate the radioactive material from the non-condensable gas.
  • the filter may use a high efficiency particle filter (2HEPA filter).
  • Gaseous radioactive material contained in the non-condensable gas is removed while passing through the filter.
  • the radioactive material is iodine
  • the iodine passes through the filter and combines with silver nitrate to convert to iodic silver.
  • Iodic silver is a form that can be separated from non-condensable gases.
  • the filter is made to react silver nitrate with iodine contained in the non-condensable gas to form iodic silver.
  • the filter is then formed to remove iodic silver from the fluid.
  • the adsorbent may use activated carbon. Iodine organic compounds are combined with substances impregnated in activated carbon, converted into quaternary ammonium salts, and adsorbed on activated carbon. Iodine in molecular form is bound to activated carbon through chemical adsorption. Activated carbon is used as an adsorbent material because of its large internal adhesion area due to its porous structure. Thus, the adsorbent is made to remove iodine contained in the non-condensable gas through chemical adsorption made by activated carbon.
  • the filter and the adsorbent described above are just described, for example, and the types of the filter and the adsorbent are not necessarily limited thereto.
  • the gas discharge portion 2172 is configured to discharge the filtered non-condensable gas into the containment portion 212 while passing through the filter or the adsorbent 2171. Since the radioactive material is mostly collected by the filter or the adsorbent (2171), there is almost no radioactive material in the non-condensable gas discharged from the gas discharge portion (2172).
  • the gas pipe 2173 is connected to the outlet of the cooling unit 2110 to supply non-condensable gas to the filter or the adsorbent 2171. As shown in FIG. 12, the gas pipe may be connected to the lower portion 2115b of the casing 2115.
  • the pre-sealing facility 2100 may further include a coolant storage unit 2130, a fluid circulation unit 2140, a recovery pipe 2160, and an additive injection unit 2180.
  • the cooling water storage unit 2130 is formed to store the cooling water to be injected into the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b.
  • the cooling water storage unit may be installed at the lower portion of the cooling water to collect the condensate collected in the lower portion 2115b of the casing 2115.
  • the coolant storage unit 2130 may be installed at a position higher than the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b to enable injection of the coolant by gravity head.
  • the coolant stored in the coolant storage unit 2130 may be used to remove sensible heat in the reactor coolant system 211 and residual heat of the core 211a according to the design.
  • the coolant stored in the coolant storage unit 2130 may be used for the purpose of being injected into the reactor coolant system 211.
  • the cooling water is circulated to the steam generator 211b to remove sensible heat and residual heat.
  • the cooling water storage unit 2130 may be connected to the water supply pipe 213a to use the cooling water stored therein to remove residual heat. This structure refers to the coolant storage unit 2130 shown on the right side of FIG.
  • the cooling water storage unit 2130 may be connected to the safety injection pipe 215a by the pipe 2115 to use the cooling water stored therein for safety injection. This structure refers to the coolant storage unit 2130 shown in the left side of FIG.
  • the safety injection facility 215, which is another safety system of the nuclear power plant 210, injects coolant into the reactor coolant system 211 to maintain the level of the reactor coolant system 211.
  • the safety injection facility 215 includes various tanks (not shown) for storing safety injection water, a safety injection pipe 215a, a valve 215b, and the like.
  • the safety injection pipe 215a connects the tanks to the reactor coolant system 211, and the valve 215b may be installed in the safety injection pipe 215a.
  • the coolant storage unit 2130 may be connected to the safety injection pipe 215a for safety injection.
  • the coolant storage unit 2130 may include a first coolant storage unit 2130a and a second coolant storage unit to separately store pure coolant to be used for residual heat removal and boric acid to be used for safety injection. 2130b).
  • the first coolant storage unit 2130a stores the pure coolant to be supplied to the steam generator 211b to remove the sensible heat in the reactor coolant system 211 and the residual heat of the core 211a.
  • the second coolant storage unit 2130b stores boric acid water to be directly injected into the reactor coolant system 211 to maintain the level of the reactor coolant system 211.
  • the fluid circulation unit 2140 is formed to circulate the cooling water of the cooling water storage unit 2130 to the circulation induction injection mechanism 2120 through the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b.
  • the fluid circulation part 2140 includes a fluid supply pipe 2141 and a vapor discharge pipe 2142.
  • the fluid supply pipe 2141 is connected to the coolant storage unit 2130 to supply the coolant inside the coolant storage unit 2130 to the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b.
  • the fluid supply pipe 2141 may be directly or indirectly connected to the reactor coolant system 211.
  • the fluid supply pipe 2141 may be connected to the water supply pipe 213a to supply cooling water to the steam generator 211b as shown in FIG. 12.
  • An isolation valve 2141a and a check valve 2141b may be installed in the fluid supply pipe 2141.
  • the steam discharge pipe 2142 is circulated with the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b to supply the first fluid discharged from the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b to the circulation induction injection mechanism 2120. It is connected to the induction injection mechanism (2120). As illustrated, the steam discharge pipe 2142 may be connected to the steam generator 211b to supply the first fluid discharged from the steam generator 211b to the circulation injecting injection mechanism 2120. An isolation valve 2142a may be installed in the steam discharge pipe 2142.
  • the recovery pipe 2160 extends from the casing 2115 to the cooling water storage unit to supply the condensed water collected in the lower portion 2115b of the casing 2115 to the cooling water storage unit 2130.
  • Recovery pipe 2160 may be provided with a flow regulator (2160a) for adjusting the flow rate of the condensate.
  • the circulation of the fluid is induced in a passive way by natural force, the circulation of the fluid does not end in one cycle.
  • the circulation of the fluid may continue as long as steam is generated in the reactor coolant system 211 or the steam generator 211b to maintain sufficient driven force to induce the circulation of the fluid in the containment portion 212.
  • the additive injecting unit 2180 injects the additive into the condensate, which suppresses the revolving of the condensate collected in the cooling water storage unit 2130.
  • the additive is made to maintain the pH of the condensate above a predetermined value.
  • Radioactive iodine dissolved in cooling water is present in the form of anions. Radioactive iodine can significantly increase the amount of revolatiles when the pH of the dissolved cooling water is low. The reason is that the amount of radioactive iodine in the cooling water of pH 7 or lower is greatly increased in the form of volatilizable elemental iodo (2I 2).
  • the amount converted to elemental iodine is related to the temperature of the dissolved cooling water and the concentration of iodine in the solution.
  • the converted elemental iodine may be re-volatile to the atmosphere according to the separation coefficient defined by the ratio of iodine concentration in the cooling water and iodine concentration in the atmosphere. Relevant regulatory requirements indicate that when the pH of the dissolved cooling water is above 7.0, the amount of conversion to elemental iodine is drastically reduced, allowing re-volatility to be neglected.
  • the additive may use trisodium phosphate, for example. Trisodium phosphate adjusts the pH of the cooling water in order to prevent corrosion and containment of radionuclides inside the containment unit 212 during an accident.
  • Trisodium phosphate adjusts the pH of the cooling water in order to prevent corrosion and containment of radionuclides inside the containment unit 212 during an accident.
  • the type of the additive in the present invention is not necessarily limited thereto.
  • the additive may be added to the boric acid to suppress the reactivity of the core 211a or other additives for inhibiting the corrosion of the device to passively manage the water quality of the cooling water storage unit 2130.
  • the cooling water storage unit 2130 converts the condensed water collected in the first cooling water storage unit 2130a into the second cooling water storage unit 2130b. Inflow is made. For example, when the water level of the first cooling water storage unit 2130a gradually rises due to the collection of condensate water and exceeds the reference water level, the condensed water collected in the first cooling water storage unit 2130a overflows to the second cooling water storage unit 2130b. Can be introduced into.
  • the additive injector 2180 may be installed in a flow path from the first cooling water storage unit 2130a to the second cooling water storage unit 2130b to inject an additive into the condensate flowing into the second cooling water storage unit 2130b. Accordingly, the additive injector 2180 may inject an additive into the condensed water introduced into the second cooling water storage unit 2130b.
  • FIG. 13 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 2100 and a nuclear power plant 210 having the same shown in FIG. 12.
  • the isolation valves 213b and 14b respectively installed in the water supply pipe 213a and the steam pipe 214a are closed, and the valves 215b provided in the safety injection pipe 215a are opened. Then, the safety injection is made to the reactor coolant system 211 by the safety injection facility (215).
  • An isolation valve 2115a and a check valve 2115b are installed in the pipe 2115 connecting the second cooling water storage unit 2130b and the safety injection pipe 215a, and check the isolation valve 2115a with the check valve when an accident occurs.
  • the valve 2115b is also open. Accordingly, when the pressure inside the reactor coolant system 211 decreases, boric acid water stored in the second coolant storage unit 2130b may also be injected into the reactor coolant system 211 by gravity head. Boric acid water stored in the second cooling water storage unit 2130b serves to maintain the water level inside the reactor coolant system 211 together with the safety injection facility 215.
  • the isolation valve 2141a and the check valve 2141b provided in the fluid supply pipe 2141 are also opened, and the supply of the cooling water by the gravity head is started from the first cooling water storage unit 2130a. Cooling water is supplied to the lower inlet of the steam generator 211b through the water supply pipe 213a. Cooling water is removed from the steam generator 211b to remove the sensible heat inside the reactor coolant system 211 and the residual heat of the core 211a and is discharged to the upper outlet of the steam generator 211b.
  • the isolation valve 2142a installed in the steam discharge pipe 2142 is also opened, and the first fluid discharged to the upper portion of the steam generator 211b evaporates through the steam discharge pipe 2142.
  • the first fluid is supplied to the circulation induction injection mechanism 2120, and the circulation induction injection mechanism 2120 is drawn in from the interior of the containment unit 212 by the pressure drop and the first fluid supplied through the vapor discharge pipe 2142.
  • the prepared second fluid is injected into the casing 2115.
  • the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism 2120 exchange heat with the cooling water of the emergency coolant storage unit 2111 in the heat exchanger 2112.
  • the cooling water of the emergency cooling water storage unit 2111 is supplied to the heat exchanger 2112 through the connection pipe 2113, and exchanges heat with the first fluid and the second fluid while passing through the internal flow path of the heat exchanger 2112.
  • the cooling water of the emergency coolant storage unit 2111 continuously circulates through the emergency coolant storage unit 2111 and the heat exchanger 2112 through the connection pipe 2113.
  • Heat is transferred from the first fluid and the second fluid to the cooling water.
  • the first fluid and the second fluid are cooled and condensed, and the cooling water is heated.
  • the cooling water inside the emergency cooling water storage unit 2111 evaporates when the temperature rises. The heat is thus released to the outside environment.
  • the condensed water formed by cooling and condensing the first fluid and the second fluid in the heat exchanger 2112 is collected in the lower portion 2115b of the casing 2115.
  • the collected condensate is guided through the recovery pipe 2160 and recovered to the first cooling water storage unit 2130a.
  • the circulation of cooling water is continuous and continuous.
  • the level of the first cooling water storage unit 2130a gradually increases. As the water level of the first cooling water storage unit 2130a rises, the condensed water flows into the second cooling water storage unit 2130b from the first cooling water storage unit 2130a. In this process, the additive injecting unit 2180 injects the additive to the condensate. As a result, re-volatile volatilization of the condensate introduced into the second cooling water storage unit 2130b may be suppressed.
  • the non-condensable gas discharged with the condensate is introduced into the filtering facility 2170 and filtered.
  • the non-condensable gas is supplied to the filter or the adsorbent 2171 through a flow path formed by the gas pipe 2173.
  • Filter or adsorbent 2171 separates the radioactive material from the non-condensable gas.
  • the filtered non-condensable gas is discharged into the interior of the containment portion 212 through the gas discharge portion 2172.
  • the concentration of radioactive material in the containment unit 212 can be lowered early by the filtering facility 2170.
  • the Exclusion Area Boundary (EAB) is set for the safety of the general public in case of an accident, and the residence of the public is restricted.
  • the present invention can reduce the restricted area boundary distance by the filtration facility (2170).
  • FCVS Filtered Containment Ventilation System
  • the conventional containment filtration system does not operate in the event of a design criterion accident (where a design criterion accident means an accident in which the internal pressure of the containment is within the design pressure range). Therefore, the conventional containment filtration system has a problem in that the amount of radioactive material leaking to the outside of the containment cannot be significantly suppressed because the concentration of the radioactive material inside the containment cannot be lowered when a design standard accident occurs.
  • the filtration facility 2170 of the present invention is configured to operate at the occurrence of all accidents including design criteria accidents as well as design criteria accidents.
  • Filtration facility 2170 is configured to discharge noncondensable gas having a very low radioactive concentration into the interior of containment 212. Radioactive material is collected in filtration facility 2170 while passing through a filter or adsorbent 2171. Since the present invention can very effectively reduce the concentration of radioactive material in the containment unit 212, the amount of radioactive material leaking out of the containment unit 212 can be significantly lowered. In addition, the present invention can reduce the restricted area boundary distance.
  • FIG. 14 is a conceptual diagram of a power plant 2200 and a nuclear power plant 220 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the emergency coolant storage unit 2211 is installed outside the storage unit 222, and the coolant is stored inside the emergency coolant storage unit 2211.
  • the heat exchanger 2212 is installed inside the emergency coolant storage unit 2211.
  • the inlet header 2212a and the outlet header 2212b of the heat exchanger 2212 are respectively connected to a connecting pipe 2213 through the containment part 222.
  • the connection pipe 2213 is connected to the circulation induction injection mechanism 2220 to supply the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism 2220 to the heat exchanger 2212.
  • the other connecting pipe 2213 is connected to the filtration facility 2270 to supply condensate and non-condensable gas formed by the cooling of the first fluid and the second fluid to the filtration facility 2270.
  • the heat exchanger 2212 illustrated in FIG. 14 is immersed in the cooling water of the emergency cooling water storage unit 2211.
  • the cooling unit 2210 of FIG. 14 may be classified by an immersion type.
  • the immersion type is illustrated as an example, but the heat exchanger 2212 is exposed to the atmosphere without the emergency coolant storage unit 2211 installed in accordance with the characteristics of the nuclear power plant 220, and a duct (not shown) is installed.
  • the cooling part 2210 can also be comprised by air cooling.
  • the circulation injecting injection mechanism 2220 is connected to the steam discharge pipe 2242 to supply the first fluid from the steam generator 221b.
  • the circulating induction injection mechanism 2220 is connected to the connection pipe 2213 to inject the first fluid supplied from the steam discharge pipe 2242 and the second fluid introduced by the pressure drop into the connection pipe 2213.
  • the heat exchanger 2212 passes the first fluid and the second fluid introduced through the connection pipe 2213 into the internal flow path to exchange heat with the cooling water of the emergency coolant storage unit 2211.
  • the filtration facility 2270 is installed inside the containment unit 222.
  • the containment unit 222 is connected to the heat exchanger 2212 by a connection pipe 2213 to receive the condensed water and the non-condensable gas from the heat exchanger 2212.
  • the recovery pipe 2260 extends from the lower portion of the filtering facility 2270 to the first cooling water storage unit 2230a to deliver the condensed water supplied to the filtering facility 2270 to the first cooling water storage unit 2230a.
  • FIG. 15 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 2200 and a nuclear power plant 220 having the same shown in FIG. 14.
  • the isolation valves 223b and 224b respectively installed in the water supply pipe 223a and the steam pipe 224a are closed.
  • an isolation valve 2241a and a check valve 2241b installed in the fluid supply pipe 2241 are opened, and an isolation provided in a pipe 2215 connecting the second cooling water storage unit 2230b and the safety injection pipe 225a.
  • the valve 2215a and the check valve 2215b are also opened.
  • the cooling water of the second cooling water storage unit 2230b is safely injected into the reactor coolant system 221 together with the safety injection facility 225.
  • the cooling water of the first cooling water storage unit 2230a is supplied to the steam generator 221b through the fluid supply pipe 2241 to remove the sensible heat and the residual heat of the core 221a inside the reactor coolant system 221.
  • the isolation valve 2242a of the steam discharge pipe 2224 is also opened.
  • the first fluid discharged from the steam generator 221b is evaporated through the steam discharge pipe 2242 and is supplied to the circulation induction injection mechanism 2220.
  • the second fluid is introduced into the circulation injecting injection mechanism 2220 and is injected into the connection pipe 2213 together with the first fluid.
  • the first fluid and the second fluid are supplied to the heat exchanger 2212 through the connection pipe 2213.
  • the first fluid and the second fluid are cooled and condensed by the cooling water of the emergency coolant storage unit 2211 while passing through the internal flow path of the heat exchanger 2212.
  • the condensed water and the non-condensable gas discharged from the heat exchanger 2212 are supplied to the filtering facility 2270 through another connecting pipe 2213.
  • the condensed water in the filtration facility 2270 is recovered to the first cooling water storage unit 2230a through the recovery pipe 2260.
  • the non-condensable gas is filtered while passing through the filter or the adsorbent 2251.
  • the filtered non-condensable gas is discharged into the interior of the containment portion 222 through the gas discharge portion 2272.
  • FIG. 16 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a power plant 2300 and a nuclear power plant 230 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 17 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 2300 and a nuclear power plant 230 having the same shown in FIG. 16.
  • the pre-season facility 2300 is distinguished from the previous embodiment in that it includes a first cooling water storage unit 2330a and no second cooling water storage unit.
  • the pre-pending facility 2300 removes residual heat from the sensible heat and the core 231a in the reactor coolant system 231 using the secondary system.
  • the pure cooling water of the first cooling water storage unit 2330a is supplied to the steam generator 231b for the passive residual heat removal function.
  • the cooling unit 2310 illustrated in FIGS. 16 and 17 is the same as the cooling unit 2110 illustrated in FIG. 12, and thus may be classified into a circulation type. The remaining configuration and operation are replaced with those described in FIGS. 12 and 13.
  • FIG. 18 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of the PSI 2400 and a nuclear power plant 240 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 19 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of an underage facility 2400 illustrated in FIG. 18 and a nuclear power plant 240 having the same.
  • the pigeon equipment 2400 uses a primary system.
  • the second coolant storage unit 2430b stores boric acid water to be injected into the reactor coolant system 241 to maintain the level of the reactor coolant system 241.
  • the second cooling water storage unit 2430b is connected to the safety injection pipe 245a by the fluid supply pipe 2441.
  • the steam discharge pipe 2442 is connected to the reactor coolant system 241 to supply the first fluid discharged from the reactor coolant system 241 to the circulation induction injection mechanism 2420.
  • the additive injecting unit 2480 may be installed in a flow path extending from the lower portion 2415b of the casing 2415 to the cooling water storage unit 2430b so as to inject the additive into the condensed water collected by the second cooling water storage unit 2430b.
  • the additive injecting unit 2480 may be installed at the outlet of the recovery pipe 2460.
  • the additive injector 2480 may inject an additive into the condensed water recovered to the second cooling water storage unit through the recovery pipe 2460.
  • both the first fluid and the second fluid are primary fluids.
  • the first fluid is the primary fluid and the second fluid is the secondary fluid.
  • the primary fluid is circulated from the second cooling water storage unit 2430b until it is recovered back to the second cooling water storage unit 2430b.
  • the pre-failure equipment 2400 is different from the above-described embodiment in that the primary system is used without using the steam generator 241b.
  • FIG. 20 is a conceptual diagram illustrating a normal operation of a power plant 2500 and a nuclear power plant 250 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 21 is a conceptual diagram illustrating an accident occurrence of the PII facility 2500 illustrated in FIG. 20 and a nuclear power plant 250 having the same.
  • the cooling unit 2510 includes a first heat exchanger 2512 ′ and a second heat exchanger 2512 ′′.
  • the first heat exchanger 2512 ′ is installed inside the containment unit 252 to cool the first fluid and the second fluid injected from the circulation induction injection mechanism 2520.
  • the immersion type is shown as an example.
  • the second heat exchanger 2512 "is exposed to the air without installing the emergency cooling water storage unit 2511, and the air cooling unit 2510 is air-cooled by installing a duct (not shown). It can also be configured as.
  • the second heat exchanger 2512 is installed inside the emergency cooling water storage unit 2511.
  • the connecting pipe 2513 is formed of the first heat exchanger 2512 'and the second heat exchanger 2512" to form a waste flow path. ).
  • the connecting pipe 2513 is provided with an isolation valve 2514a or a check valve 2514b.
  • the second heat exchanger 2512 ′′ transfers the heat transferred to the fluid circulating in the waste flow path to the coolant inside the emergency coolant storage unit 2511.
  • the first fluid and the second fluid are injected into the casing 2515 from the circulation induction injection mechanism 2520, the first fluid and the second fluid are cooled by the fluid circulating in the waste flow path of the first heat exchanger 2512 ′. And condensation.
  • the condensed water formed by the condensation of the first fluid and the second fluid is collected in the lower portion 2515b of the casing 2515 and is recovered to the first cooling water storage unit 2530a through the recovery pipe 2560.
  • the fluid in the waste passage receiving heat from the first and second fluids flows through the connecting pipe 2513 to the second heat exchanger 2512 ".
  • the heat flows into the waste flow passage.
  • the fluid is transferred from the fluid to the coolant in the emergency coolant storage unit 2511.
  • the emergency coolant storage unit releases heat to the outside by evaporating the coolant.
  • the fluid continues to circulate through the waste flow path and receives heat from the first and second fluids.
  • the cooling unit 2510 may further include a supplement tank 2516.
  • the make-up tank 2516 is formed to store make-up water.
  • the replenishment tank 2516 is connected to the connecting pipe 2513 to supply replenishment water to the waste flow passage or to receive surplus water of the waste flow passage.
  • An isolation valve 2516b is installed in the pipe 2516a that connects the supplementary tank to the connection pipe 2513.
  • the isolation valve 2516b may be configured to open at a point in time when supply of supplemental water is required, or may be configured to open in advance.
  • the fluid in the waste passage can receive supplemental water to maintain a sufficient level.
  • FIG. 22 is a conceptual diagram illustrating normal operation of an under-powered facility 2600 and a nuclear power plant 260 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the emergency coolant storage unit 2611 is installed outside the storage unit 262, and the heat exchanger 2612 is installed inside the storage unit 262.
  • the connection pipe 2613 includes first connection pipes 2613a to fourth connection pipes 2613d.
  • the first connection pipe 2613a is connected to the emergency coolant storage unit 2611 and the heat exchanger 2612 to form a flow path for supplying the cooling water of the emergency coolant storage unit 2611 to the heat exchanger 2612.
  • the first connection pipe 2613a indicates a portion extending from the lower portion of the emergency cooling water storage unit 2611 to the first header 2612a of the heat exchanger 2612.
  • the first connection pipe 2613a flows the cooling water from the emergency cooling water storage unit 2211 into the heat exchanger 2612 to implement water cooling cooling.
  • the second connection pipe 2613b extends from the heat exchanger 2612 to the outside of the containment unit 262 to discharge the cooling water of the emergency coolant storage unit 2611 that has passed through the heat exchanger 2612 to the outside.
  • the second connection pipe 2613b indicates a portion extending from the second header 2612b of the heat exchanger 2612 to the outside of the containment portion 222 and being bent downward.
  • the third connection pipe 2613c is branched from the second connection pipe 2613b to form a flow path for supplying the atmosphere outside the storage unit 262 to the heat exchanger 2612.
  • the third connection pipe 2613c indicates a portion which is branched from the second connection pipe 2613b and continues to the outside of the storage portion 262.
  • the third connection pipe 2613c flows the atmosphere of the storage unit 262 into the heat exchanger 2612 so as to implement air-cooled cooling when the coolant in the emergency coolant storage unit 2611 is depleted.
  • the fourth connection pipe 2613d is branched from the first connection pipe 2613a so as to discharge the heated air to the outside while passing through the heat exchanger 2612 and extends to the outside of the containment part 262.
  • the fourth connection pipe 2613d indicates a portion that is branched from the first connection pipe 2613a and connected to the duct 2617.
  • the duct 2617 is an air circulation system for exhausting the air discharged from the heat exchanger 2612.
  • At least one isolating valve 2614a '. 614a ", 614b', 614b", 614c, 614d is provided in each of the connection pipes 2613a, 613b, 613c, and 613d.
  • the cooling medium flowing into the heat exchanger 2612 depends on which isolation valve 2614a '. 614a ", 614b', 614b", 614c, and 614d is opened.
  • the cooling method of the cooling unit 2610 may be switched to either water cooling or air cooling.
  • the case of mixing the water-cooled and air-cooled, but according to the characteristics of the nuclear power plant by removing the water-cooling-related equipment may be configured for air-cooled only.
  • FIG. 23 and FIG. 24 are conceptual views illustrating an accident occurrence of an underage facility 2600 illustrated in FIG. 22 and a nuclear power plant 260 having the same.
  • the equipment 2600 undergoes a sequential operation of FIGS. 23 and 24.
  • pure water from the first cooling water storage unit 2630a is supplied to the steam generator 261b as an accident occurs in a nuclear power plant.
  • the first fluid discharged from the steam generator 261b is supplied to the circulation induction injection mechanism 2620 through the steam discharge pipe 2264.
  • the circulation induction injection mechanism 2620 injects the first fluid and the second fluid into the casing 2615.
  • the isolation valves 2614a 'and 614b "provided in the first connection pipe 2613a and the second connection pipe 2613b are opened by the related signal.
  • the first connection pipe 2613a and the second connection are opened.
  • the other isolating valve 2614a ". 614b 'installed in the pipe 2613b is set to be opened and closed at the time necessary for maintenance, and to be closed when the containment 262 is required to be isolated due to breakage of the system in case of an accident. Can be.
  • the cooling water stored in the emergency cooling water storage unit 2611 is injected into the heat exchanger 2612 by gravity head. Cooling water is injected into the heat exchanger (2612) through the first connecting pipe (2613a).
  • the coolant injected into the heat exchanger 2612 receives heat from the first fluid and the second fluid in the heat exchanger 2612. Cooling water is discharged to the outside of the storage portion 262 through the second connection pipe (2613b). The first fluid and the second fluid are cooled, condensed, and collected under the casing 2615. Non-condensable gas is filtered by the filtering facility 2670. The condensed water is recovered back to the first cooling water storage unit through the recovery pipe 2660.
  • the cooling unit 2610 illustrated in FIGS. 22 to 24 may be classified by injection type in that cooling water stored in the emergency cooling water storage unit 2611 is injected into the heat exchanger 2612. Injection may be divided into gravity injection and gas injection. Gravity injection injects coolant based on gravity head. The gas injection type pressurizes the cooling water with the gas filled in the sealed emergency coolant storage unit 2211 and injects the cooling water. The cooling unit 2610 is divided by the gravity injection type in that the cooling water injection of FIGS. 22 to 24 is performed by gravity.
  • Gravity injection cooling may continue until the coolant in the emergency coolant reservoir 2611 is depleted.
  • the operation of the pre-installation facility 2600 after the coolant in the emergency coolant storage unit 2611 is exhausted will be described with reference to FIG. 24.
  • the isolation valve 2614b ′′ installed in the second connection pipe 2613b is closed, and the isolation valves 2614c and 614d installed in the third connection pipe 2613c and the fourth connection pipe 2613d are opened.
  • the cooling of the water-cooling system is switched to the air-cooling system, and the air outside the containment unit 262 is introduced into the heat exchanger 2612 through the third connection pipe 2613c.
  • the atmosphere, which receives heat from the second fluid flows again through the fourth connecting pipe 2613d to the duct 2617.
  • the atmosphere is discharged to the outside through the duct 2615.
  • the pre-season facility 2600 can more reliably prepare for an accident.
  • cooling can be done by a water-cooling system with good cooling efficiency, and in the latter part of an accident where the thermal load is reduced, cooling can be continued with an air-cooling system that does not require cooling.
  • FIG. 25 is a conceptual view illustrating a normal operation of a power plant 2700 and a nuclear power plant 270 having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 26 is an enlarged conceptual view illustrating a portion of the bloodborne equipment 2700 illustrated in FIG. 25.
  • the recovery piping 2760 is connected to the lower portion of the casing 2715 and extends from the lower portion 2715b of the casing 2715 to the first cooling water storage portion 2730a.
  • the recovery pipe 2760 forms a flow path of condensate collected in the casing 2715. Condensed water is recovered from the casing (2715) to the first cooling water storage (2730a) through the recovery pipe (2760).
  • a recovery pipe 2774 is also connected to the lower part of the filtration facility 2770 separately from the recovery pipe 2760 connected to the lower part 2715b of the casing 2715.
  • the recovery pipe 2760 connected to the casing 2715 is called the first recovery pipe 2760, and the recovery pipe 2774 connected to the lower part of the filtration facility 2770.
  • the second recovery pipe 2774 is connected to the first recovery pipe 2760.
  • the condensed water generated during the cooling of the cooling unit 2710 may be collected in the lower portion of the casing 2715, but some may flow into the lower portion of the filtering facility 2770.
  • the condensed water collected in the lower portion 2715b of the casing 2715 is recovered to the first cooling water storage unit 2730a through the first recovery pipe 2760.
  • the condensate collected in the lower part of the filtration facility 2770 is recovered to the first cooling water storage unit 2730a through the second connection pipe 2774.
  • At least a portion of the first recovery pipe 2760 ′ forms a height difference with another portion.
  • 27 to 29 are conceptual views illustrating the circulation injecting injection mechanism 1120 and modifications 3820 and 3920 thereof.
  • FIG. 27 shows the circulating injecting injection mechanism 1120 shown in FIG. 1 and applies the principle of a jet pump. The explanation for this is replaced with the above description.
  • Circulation guide injection mechanisms 3820 and 3920 include first fluid injection units 3811 and 3921, second fluid inlet units 3822b and 3922b, circulation fluid injection units 3822 and 3922, turbine blades 3827 and 3923, and Pump impellers 3824, 3924.
  • the turbine blades 3827 and 3923 and the pump impellers 3824 and 3924 are installed at the outlets of the first fluid injection units 3811 and 3921, and when the rotational force is used, the second fluid inside the containment unit is introduced to the containment unit. It can promote the internal circulation flow.
  • the turbine is disposed at a position spaced apart from the outlet of the relatively small turbine blade 3831 and the outlet of the first fluid ejection portion 3821 by the outlet of the first fluid ejection portion 3811. Relatively large pump impeller 3824.
  • the position of the pump impeller 3924 is disposed closer to the turbine blade 3913 than to.
  • the turbine blades 3827 and 3923 induce the smooth injection of the first fluid in the circulation guided injection mechanisms 3820 and 3920 shown in FIGS. 28 and 29, and the pump impellers 3824 and 3924 facilitate the smooth inlet of the second fluid. Induce.
  • the present invention can increase the efficiency of cooling the inside of the containment by not only relying on a simple natural circulation inside the containment, but also by promoting the circulation flow by using the induction injection mechanism.
  • the circulating induction injection mechanism When the circulating induction injection mechanism is used, the first fluid discharged from the reactor coolant system can be directly supplied to the heat exchanger without being discharged into the containment unit, and the second fluid inside the containment unit is also discharged by the discharge flow of the first fluid. Since it can be guided to the heat exchanger together, it is possible to solve the problem of increasing the size of the heat exchanger for cooling the containment in nuclear power plants, increasing the cost and deterioration of safety.
  • the present invention does not discharge the non-condensed water into the storage portion as it is, and is filtered using a filtration facility. Therefore, the present invention can lower the concentration of radioactive material in the containment part early. The present invention can reduce the restricted area boundary distance by lowering the concentration of radioactive material.
  • the above-described dead electric power plant and the nuclear power plant having the same are not limited to the configuration and method of the above-described embodiments, and the embodiments may be selectively combined with each or all of the embodiments so that various modifications may be made. It may be configured.
  • the present invention can be used to improve safety in the nuclear power industry.

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Abstract

본 발명은 원자로냉각재계통 또는 증기발생기로부터 방출되는 제1유체를 격납부 내부의 제2유체와 함께 냉각하도록 형성되는 냉각부; 및 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기로부터 방출된 상기 제1유체를 상기 냉각부로 분사하도록 형성되고, 상기 제1유체를 분사하면서 유발되는 압력강하에 의해 상기 제2유체를 인입시키도록 적어도 일부가 상기 격납부의 내부를 향해 개방되어 있으며, 인입된 상기 제2유체를 상기 제1유체와 함께 분사하는 순환유도 분사기구를 포함하는 피동안전설비를 제공한다.

Description

피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
본 발명은 격납부 내부의 유체 순환 성능을 증가시키고, 여과설비를 도입하여 격납부 내부의 냉각 성능과 방사성 물질의 저감 성능을 향상시킨 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전에 관한 것이다.
원자로는 주요기기의 설치위치에 따라 분리형 원자로와 일체형 원자로로 나뉜다. 주요기기(증기발생기, 가압기, 펌프 등)가 원자로용기의 외부에 설치되면 분리형원자로(예, 상용 원자로: 한국)로 구분된다. 주요기기가 원자로용기의 내부에 설치되면 일체형원자로(예, SMART 원자로: 한국)로 구분된다.
또한 원자로는 안전계통의 구현 방식에 따라 능동형원자로와 피동형원자로로 나뉜다. 능동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 비상발전기 등의 전력에 의해 작동하는 펌프와 같은 능동 기기를 사용한다. 피동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 중력 또는 가스압력 등의 피동력에 의해 작동하는 피동 기기를 사용한다. 피동형원자로에서 피동안전계통(passive safety system)은 사고가 발생하는 경우 규제요건에서 요구하는 시간 (72시간) 이상 동안 운전원의 조치나 비상 디젤 발전기와 같은 안전등급의 교류(AC) 전원이 없이 계통에 내장되어 있는 자연력만으로도 원자로를 안전하게 유지한다. 피동안전계통은 72시간 이후에는 운전원 조치나 비안전계통의 도움을 받아도 되는 계통이다. 피동안전계통은 사고 발생 후 상당한 시간 동안 교류(AC) 전원이나 운전원의 조치가 없어도 원전을 안전하게 유지할 수 있기 때문에, 최근에는 일반적으로 능동안전계통보다 피동안전계통이 선호되고 있다.
종래의 기술에서는 철재격납용기와 증기발생기의 2차측을 이용하여 피동잔열제거계통과 피동격납건물냉각계통을 구성하였다(대한민국 특허공개번호: 제10-2013-0047871). 그러나 종래의 기술에서 적용하고 있는 철재격납용기는 제작의 어려움, 유지보수 및 경제성 등의 문제로 강화콘크리트를 이용하는 격납건물 형태로 변화하는 추세에 있다. 이하에서는 피동잔열제거계통과 피동격납부냉각계통에 대하여 각각 설명한다.
피동잔열제거계통은 일체형원자로를 포함하여 다양한 원자로에서 사고 시 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다. 피동잔열제거계통의 냉각수 순환 방식으로는 원자로의 1차 냉각수를 직접 순환시켜 원자로냉각재계통을 냉각하는 방식(AP1000: 미국 웨스팅하우스)과 증기발생기를 이용하여 2차 냉각수를 순환시켜 원자로냉각재계통을 냉각하는 방식(SMART 원자로: 한국)의 두 가지가 주로 사용되고 있으며, 1차 냉각수를 탱크에 주입하여 직접 응축시키는 방식(CAREM:아르헨티나)도 일부 이용되고 있다.
또한, 피동잔열제거계통의 열교환기(응축열교환기)의 외부를 냉각하는 방식으로는 대부분의 원자로에서 적용하고 있는 수랭식(water-cooled, AP1000)과, 일부 공랭식(air-cooled, WWER 1000:러시아)과 수-공랭식 병용 방식(IMR:일본)이 이용되고 있다. 피동잔열제거계통의 열교환기는 원자로냉각재계통으로부터 전달받은 열을 비상냉각수저장부 등을 통해 외부(최종 열침원)로 전달하는 기능을 수행한다. 열교환기의 방식으로는 증기 응축현상을 이용하여 뛰어난 열전달 효율을 갖는 응축열교환기가 많이 채용되고 있다.
피동격납부냉각계통은 격납부 내부의 압력, 온도 및 방사성 물질의 농도를 낮추는 여러 안전계통들 중 하나이다. 피동격납부냉각계통은 일체형원자로를 포함하여 다양한 원자로에서 사고 시 격납부(원자로건물, 격납용기, 또는 안전보호용기) 내부의 압력 상승을 억제하고 열을 제거하기 위한 계통으로 채용되고 있다. 피동격납부냉각계통의 구성방식으로는 격납건물로 방출된 증기를 감압시키는 감압탱크(suppression tank)를 이용하는 방식(상용 BWR, CAREM:아르헨티나, IRIS:미국 웨스팅하우스사 등), 철재격납용기를 적용하고 외벽을 냉각(스프레이, 공기)시키는 방식(AP1000:미국 웨스팅하우스사) 그리고 열교환기를 이용하는 방식(SWR1000:프랑스 프라마톰ANP, AHWR:인도, SBWR:미국 GE) 등이 이용되고 있다.
이상에서와 같이 증기발생기의 2차측을 이용하는 피동잔열제거계통은 일반적으로 격납부 외부에 열침원(비상냉각수저장부)을 설치하고 응축열교환기에서 냉각된 냉각수를 증기발생기로 공급하고 원자로냉각재계통의 열을 제거하면서 형성된 증기는 다시 응축열교환기로 자연순환하는 방식을 많이 이용하고 있다(대한민국 특허공개번호: 제10-2013-0047871). 한편, 피동격납부냉각계통은 일반적으로 별도의 유동을 유발하는 수단 없이 격납부 내부에서 형성되는 자연순환 유동에 의해 격납부 내부의 열을 제거하는 방식으로 이용되고 있다. 또한, 피동잔열제거계통과 피동격납부냉각계통은 별도의 계통으로 구성하는 방식이 일반적으로 이용되고 있다.
종래의 피동격납부냉각계통은 유동을 형성시켜주기 위한 별도의 기구(device)가 없이 자연순환유동에 의해서만 그 성능이 결정되었다. 이러한 구성에서는 대기(공기와 증기)가 흐르는 면의 열전달계수가 작아 특히 자연대류 조건 등에서 유동이 약한 경우에는 열교환기의 크기를 상대적으로 크게 증가시켜야 하는 문제가 있었다. 한편 열교환기는 격납부의 압력경계를 형성하는 구조물이므로 열교환기 크기가 증가하는 경우 압력경계의 손상 가능성이 증가하여 안전성을 저하시킬 수 있다는 문제도 있었다.
본 발명의 일 목적은, 단순한 자연순환유동에서 벗어나 순환유동을 향상시키는 설비를 이용하여 격납부의 내부를 냉각하는 성능이 향상된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전을 제안하기 위한 것이다.
본 발명의 다른 일 목적은, 종래의 피동잔열제거계통 및 피동격납건물냉각계통의 기능을 모두 수행하고, 원자로냉각재계통에서 전달된 열을 외부 환경으로 방출할 수 있는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전을 제공하기 위한 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은, 열교환기의 크기 증가 없이도 열전달 성능을 향상시킬 수 있는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전을 개시하기 위한 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은, 격납부 내부의 순환유동을 향상시켜 격납부 내부의 방사성 물질의 농도를 조기에 낮추어 줄 수 있는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전을 개시하기 위한 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은 방사성 물질을 포집하여 격납부 내부의 방사성 물질 농도를 조기에 낮출 수 있는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전을 제공하기 위한 것이다.
이와 같은 본 발명의 일 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 일 실시예에 관련된 피동안전설비는, 원자로냉각재계통 또는 증기발생기로부터 방출되는 제1유체를 격납부 내부의 제2유체와 함께 냉각하도록 형성되는 냉각부; 및 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기로부터 방출된 상기 제1유체를 상기 냉각부로 분사하도록 형성되고, 상기 제1유체를 분사하면서 유발되는 압력강하에 의해 상기 제2유체를 인입시키도록 적어도 일부가 상기 격납부의 내부를 향해 개방되어 있으며, 인입된 상기 제2유체를 상기 제1유체와 함께 분사하는 순환유도 분사기구를 포함한다.
상기 순환유도 분사기구는, 상기 제1유체를 공급받도록 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기와 연결되고, 공급받은 상기 제1유체를 분사하도록 형성되는 제1유체 분사부; 상기 격납부 내부의 제2유체를 인입시키도록 제1유체 분사부의 둘레에 환형으로 형성되는 제2유체 인입부; 및 상기 제2유체 인입부를 형성하도록 상기 제1유체 분사부보다 큰 내경을 갖는 부분으로 상기 제1유체 분사부를 감싸고, 상기 제1유체와 상기 제2유체를 상기 냉각부로 공급하는 순환유체 분사부를 포함할 수 있다.
상기 제1유체 분사부는 상기 제1유체를 상기 순환유체 분사부로 분사하는 노즐을 구비하고, 상기 순환유체 분사부는, 상기 제1유체를 분사하면서 국부적인 압력 강하를 유발하도록 주변보다 좁은 내경으로 형성되는 목; 상기 목을 통과한 상기 제1유체 및 상기 제2유체를 상기 냉각부로 유도하는 디퓨저를 포함할 수 있다.
상기 순환유도 분사기구는, 상기 제1유체 분사부의 출구에 회전 가능하게 설치되어 상기 제1유체의 분사를 유도하는 터빈블레이드; 및 상기 터빈블레이드와 연결되어 상기 터빈블레이드와 함께 회전하며, 상기 제2유체 인입부를 통한 상기 제2유체의 인입을 유도하는 펌프임펠러를 포함할 수 있다.
상기 피동안전설비는, 상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 더 포함할 수 있다.
상기 여과설비는, 상기 비응축성 가스로부터 상기 방사성 물질을 분리하도록 이루어지는 필터 또는 흡착제; 상기 필터 또는 흡착제를 통과하면서 여과된 비응축성 가스를 상기 격납부의 내부로 방출하도록 이루어지는 가스 방출부; 및 상기 비응축성 가스를 상기 필터 또는 흡착제로 공급하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되는 가스배관을 포함할 수 있다.
상기 냉각부는 상기 제1유체 및 상기 제2유체를 냉각시켜 응축수를 형성하고, 상기 피동안전설비는 내부에 냉각수를 저장하도록 형성되는 냉각수 저장부를 더 포함하며, 상기 냉각수 저장부는 상기 냉각부에서 배출되는 상기 응축수를 회수하도록 상기 냉각부의 하부에 설치될 수 있다.
상기 냉각수 저장부는, 상기 원자로냉각재계통 내부의 현열 및 노심의 잔열을 제거하기 위해 상기 증기발생기로 공급될 순수 냉각수를 저장하는 제1 냉각수 저장부; 및 상기 원자로냉각재계통의 수위를 유지시키기 위해 상기 원자로냉각재계통의 내부로 주입될 붕산수를 저장하는 제2 냉각수 저장부를 포함할 수 있다.
상기 피동안전설비는 상기 냉각수 저장부에 집수된 응축수의 재휘발을 억제하는 첨가제를 상기 응축수로 주입하는 첨가제 주입부를 더 포함하고, 상기 첨가제는 상기 응축수의 pH를 기설정된 값 이상으로 유지시키도록 이루어질 수 있다.
상기 냉각수 저장부는 상기 제1 냉각수 저장부에 상기 응축수를 집수하고, 집수된 응축수의 수위가 기준 수위를 넘어서면 상기 냉각수 저장부는 상기 제1 냉각수 저장부에 집수된 응축수를 상기 제2 냉각수 저장부로 유입시키도록 이루어지며, 상기 첨가제 주입부는 상기 제2 냉각수 저장부로 유입되는 응축수에 상기 첨가제를 주입하도록 상기 제1 냉각수 저장부에서 상기 제2 냉각수 저장부로 이어지는 유로에 설치될 수 있다.
상기 첨가제 주입부는 상기 냉각수 저장부로 집수되는 응축수에 상기 첨가제를 주입하도록 상기 냉각부로부터 상기 냉각수 저장부로 이어지는 유로에 설치될 수 있다.
상기 피동안전설비는 상기 냉각부에서 낙하하는 상기 응축수를 집수하여 상기 냉각수 저장부로 회수시키도록, 상기 냉각부와 상기 냉각수 저장부 사이에 설치되는 응축수 집수부를 더 포함할 수 있다.
상기 피동안전설비는 냉각부의 냉각 과정에서 생성된 응축수를 상기 냉각수 저장부로 회수시키도록 상기 냉각부의 출구 또는 상기 응축수 집수부에서 상기 냉각수 저장부로 연장되는 회수배관을 더 포함할 수 있다.
상기 피동안전설비는, 상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 더 포함하고, 상기 회수배관은, 상기 케이싱에 집수된 응축수의 유로를 형성하도록 상기 케이싱의 하부에 연결되는 제1회수배관; 및 상기 여과설비에 집수된 응축수의 유로를 형성하도록 상기 여과설비의 하부에 연결되는 제2회수배관을 포함할 수 있다.
상기 피동안전설비는 상기 냉각수 저장부의 냉각수를 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기를 거쳐 상기 순환유도 분사기구로 순환시키도록 이루어지는 유체 순환부를 더 포함하고, 상기 유체 순환부는, 상기 냉각수 저장부 내부의 냉각수를 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기로 공급하도록 상기 냉각수 저장부에 연결되는 유체공급배관; 및 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기에서 방출되는 상기 제1유체를 상기 순환유도 분사기구로 공급하도록 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기와 상기 순환유도 분사기구에 연결되는 증기방출배관을 포함할 수 있다.
상기 냉각부는, 상기 격납부의 내부에 설치되고, 비상냉각수저장부의 냉각수나 상기 격납부 외부의 대기를 통과시켜 상기 순환유도 분사기구로부터 분사된 상기 제1유체 및 상기 제2유체와 열교환시키는 열교환기; 및 적어도 일부가 상기 열교환기를 보호하도록 상기 열교환기를 감싸고, 상기 순환유도 분사기구에서 분사되는 제1유체와 제2유체를 수용하도록 이루어지는 케이싱을 포함할 수 있다.
상기 연결배관은, 상기 비상냉각수저장부의 냉각수를 상기 열교환기로 공급하는 유로를 형성하도록 상기 비상냉각수저장부와 상기 열교환기에 연결되는 제1연결배관; 상기 열교환기를 통과한 상기 비상냉각수저장부의 냉각수를 외부로 배출시키도록 열교환기로부터 상기 격납부의 외부로 연장되는 제2연결배관; 상기 격납부 외부의 대기를 상기 열교환기로 공급하는 유로를 형성하도록 상기 제2연결배관으로부터 분기되어 상기 격납부의 외부로 연장되는 제3연결배관; 및 상기 열교환기를 통과하면서 가열된 대기를 외부로 배출시키도록 상기 제1연결배관으로부터 분기되어 상기 격납부의 외부로 연장되는 제4연결배관을 포함하고, 상기 피동안전설비는 상기 제1연결배관 내지 상기 제4연결배관에 각각 설치되는 격리밸브들을 더 포함하며, 상기 격리밸브들은, 상기 비상냉각수저장부의 냉각수가 고갈되면 상기 냉각수를 이용한 수랭식 냉각에서 상기 대기를 이용한 공랭식 냉각으로 전환하도록 기설정된 신호에 의해 개폐될 수 있다.
상기 피동안전설비는, 상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고, 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 더 포함하고, 상기 냉각부는, 상기 격납부의 외부에 설치되어 상기 격납부를 관통하는 연결배관과 연결되며, 상기 연결배관을 통해 상기 순환유도 분사기구로부터 유입되는 상기 제1유체와 제2유체를 통과시켜 상기 비상냉각수저장부의 냉각수나 상기 격납부 외부의 대기와 열교환시키는 열교환기를 포함하고, 상기 여과설비는 상기 격납부의 내부에 설치되고, 상기 열교환기로부터 비응축성 가스와 응축수를 공급받도록 상기 연결배관에 의해 상기 열교환기와 연결될 수 있다.
상기 냉각부는, 상기 순환유도 분사기구로부터 분사된 상기 제1유체와 제2유체를 냉각하도록 상기 격납부의 내부에 설치되는 제1열교환기; 및 상기 격납부의 외부에 설치되고, 폐유로를 형성하도록 상기 격납부를 관통하는 연결배관에 의해 상기 제1열교환기와 연결되며, 상기 폐유로를 순환하는 유체에 전달된 열을 비상냉각수저장부 내부의 냉각수 또는 상기 격납부 외부의 대기로 전달하는 제2열교환기를 포함할 수 있다.
상기 격납부는, 철재로 형성되고 상기 원자로냉각재계통을 감싸는 격납용기; 및 콘크리트로 형성되며 공기순환유로를 형성하도록 상기 격납용기로부터 이격된 위치에서 상기 격납용기를 감싸는 격납건물을 포함하고, 상기 순환유도 분사기구는 상기 제1유체와 상기 제2유체를 상기 격납용기의 내벽면에 분사하도록 이루어지며, 상기 냉각부는 상기 공기순환유로를 통해 순환하는 공기와 피동격납용기살수계통의 살수를 이용해 상기 격납용기를 냉각할 수 있다.
상기와 같은 구성의 본 발명에 의하면, 순환유도 분사기구를 이용하여 자연순환을 촉진시켜 격납부 내부를 냉각하는 효율을 증가시킬 수 있으므로 격납부 내부의 자연순환에 의지하던 종래의 기술적 한계를 극복할 수 있다.
또한 본 발명은, 제1유체의 방출유동에 의해 격납부 내부의 제2유체도 함께 열교환기로 유도할 수 있으므로, 원전에서 격납부를 냉각하기 위한 열교환기의 크기 증가와 비용 증가 및 안전성 저하 문제를 해결할 수 있다.
또한 본 발명은, 본 발명은 여과설비를 이용하여 격납부 내부의 방사성 물질 농도를 조기에 낮출 수 있다. 본 발명은 방사성 물질의 농도를 낮춤에 따라 제한구역경계거리를 축소시킬 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 관련된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 2는 도 1에 도시된 순환유도 분사기구를 확대하여 나타낸 개념도.
도 3은 도 1에 도시된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 사고발생 시를 나타내는 개념도.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 관련된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 5a 및 도 5b는 도 4에 도시된 순환유도 분사기구를 확대하여 나타낸 개념도.
도 6은 도 4에 도시된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 사고발생 시를 나타내는 개념도.
도 7은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 8은 도 7에 도시된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 사고발생 시를 나타내는 개념도.
도 9는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 10a와 도 10b는 도 9에 도시된 순환유도 분사기구를 확대하여 나타낸 개념도.
도 11은 도 9에 도시된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 사고발생 시를 나타내는 개념도.
도 12는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 13은 도 12에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 14는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 15는 도 14에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 16은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 17은 도 16에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 18은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 19는 도 18에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 20은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 21은 도 20에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 22는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 23 및 도 24는 도 22에 도시된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 사고 발생 시를 나타내는 개념도.
도 25는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전의 정상운전 시를 나타내는 개념도.
도 26은 도 25에 도시된 피동안전계통의 일부분을 확대하여 도시한 개념도.
도 27 내지 도 29는 순환유도 분사기구와 그 변형례를 나타낸 개념도.
이하, 본 발명에 관련된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전에 대하여 도면을 참조하여 보다 상세하게 설명한다. 본 명세서에서는 서로 다른 실시예라도 동일, 유사한 구성에 대해서는 동일, 유사한 참조번호를 부여하고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음한다. 본 명세서에서 사용되는 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 관련된 피동안전설비(1100) 및 이를 구비하는 원전(110)의 정상운전 시를 나타내는 개념도이다.
원전(110)은 원자로냉각재계통(111), 격납부(112) 및 피동안전설비(1100)를 포함한다.
원자로냉각재계통(111)의 내부에는 노심(111a)과 증기발생기(111b)가 구비되며, 증기발생기(111b)의 하부는 급수관(113a)에 의해 급수계통(113)과 연결되고, 증기발생기(111b)의 상부는 증기관(114a)에 의해 터빈계통(114)과 연결된다.
격납부(112)는 방사성 물질이 외부 환경으로 누출되는 것을 방지하도록 원자로냉각재계통(111)을 감싼다. 냉각재상실사고 또는 비냉각재상실사고 등의 사고 발생 시 원자로냉각재계통(111)으로부터 방사성 물질이 누출될 우려가 있으므로, 격납부(112)는 원자로냉각재계통(111)의 외부에서 상기 원자로냉각재계통(111)을 감싸도록 형성되어 방사성 물질의 누출을 방지한다.
격납부(112)는 원자로냉각재계통(111)으로부터 외부 환경으로의 방사성 물질의 누출을 방지하는 최종 방벽 역할을 한다. 격납부(112)는 압력경계를 구성하는 재료에 따라 강화콘크리트로 구성하는 격납건물(또는 원자로건물)과 철재용기로 구성하는 격납용기와 안전보호용기로 나뉜다. 격납용기는 격납건물과 같이 저압으로 설계되는 대형용기이며, 안전보호용기는 설계압력을 증가시켜 소형으로 설계되는 소형용기이다. 본 발명에서 격납부(112)는 특별한 언급이 없는 한 격납건물, 원자로건물, 격납용기 또는 안전보호용기 등을 통칭한다. 도 1에 도시된 격납부(112)는 강화콘크리트로 형성된 격납건물이 도시되어 있다.
격납부(112)의 내부에는 원전(110)의 안전성 유지를 위한 다양한 유체들이 존재한다. 원자로냉각재계통(111)에는 노심(111a)을 냉각하기 위한 유체가 채워져 있다. 또한, 격납부(112)의 내부에는 각종 사고를 대비한 유체들도 저장되어 있다. 이하에서는 격납부(112) 내부의 유체들 중 원자로냉각재계통(111)으로부터 방출된 유체를 제1유체로 구분하고, 원자로냉각재계통(111)과 격납부(112) 사이의 공간에 존재하는 유체를 제2유체로 구분하여 설명한다. 다만, 유체에 대한 이러한 구분이 유체의 성질이나 유체를 구성하는 물질과는 관계가 없다. 따라서, 제1유체와 제2유체가 서로 같은 종류의 유체일 수도 있다.
피동안전설비(1100)는 1차 냉각수 순환방식 또는 2차 냉각수 순환방식을 이용하여 원자로냉각재계통(111)의 열을 제거하도록 원자로냉각재계통(111)으로 유체를 순환시키고, 원자로냉각재계통(111)으로부터 방출된 제1유체와 격납부(112) 내부의 제2유체를 함께 냉각하여 격납부(112) 내부의 열을 외부 환경으로 방출하도록 이루어진다. 피동안전설비(1100)는 격납부(112) 내부에서 발생하는 순수한 자연대류 유동을 이용하는 종래의 방식에서 벗어나, 순환유동을 촉진시키도록 형성되는 구조를 이용하여 피동적인 방법으로 격납부(112) 내부의 열 및 압력 감소 효율과 방사성 물질의 제거 효율을 증가시키도록 이루어진다.
피동안전설비(1100)는 냉각부(1110) 및 순환유도 분사기구(1120)를 포함한다.
냉각부(1110)는 원자로냉각재계통(111)으로부터 방출된 제1유체를 격납부(112) 내부의 제2유체와 함께 냉각하도록 형성된다. 냉각부(1110)는 상기 제1유체와 제2유체를 냉각함에 따라 상기 제1유체와 제2유체로부터 전달받은 열을 외부 환경으로 방출시키고, 냉각된 제1유체와 제2유체를 냉각수 저장부(1130)로 회수시키도록 이루어진다.
냉각부(1110)는 비상냉각수저장부(1111) 및 열교환기(1112)를 포함한다.
비상냉각수저장부(1111)는 내부에 냉각수를 저장하도록 형성되고, 제1유체와 제2유체로부터 열을 전달받아 냉각수의 온도가 상승하게 되면 냉각수를 증발시켜 전달받은 열을 외부 환경으로 방출한다. 비상냉각수저장부(1111)는 냉각수를 외부 환경으로 증발시키는 것이 가능하도록 상부의 적어도 일부가 개방되어 있다.
열교환기(1112)는 비상냉각수저장부(1111)의 내부에 설치되어 격납부(112)의 내부와 통하도록 상기 격납부(112)를 관통하는 연결배관(1113)에 연결된다. 열교환기(1112)는 격납부(112)에서 연결배관(1113)을 통해 유입되는 유체를 통과시켜 비상냉각수저장부(1111) 내부에 저장된 냉각수와 열교환시킨다. 격납부(112)에서 연결배관(1113)을 통해 유입되는 유체는 원자로냉각재계통(111)으로부터 방출된 제1유체와 격납부(112) 내부의 제2유체를 포함한다. 원전(110)의 특성에 따라 비상냉각수저장부(1111)를 설치하지 않고 열교환기(1112)를 대기 중에 노출시키고 덕트(미도시)를 설치하여 냉각부(1110)를 공랭식으로 구성할 수도 있다.
열교환기(1112)의 입구에는 제1유체와 제2유체를 열교환기(1112)의 내부유로에 분배하기 위한 입구헤더(1112a)가 설치된다. 열교환기(1112)의 출구에는 가열된 냉각수를 내부유로로부터 모으기 위한 출구헤더(1112b)가 설치된다.
연결배관(1113)은 격납부(112)와 비상냉각수저장부(1111)를 관통하여 격납부(112)의 내부와 열교환기(1112)를 연결한다. 연결배관(1113)에는 사고 시 계통이 손상되는 경우 격리밸브(1114)를 폐쇄하여 격리하거나, 유지 보수를 위해 필요한 시점에서 개폐를 위한 격리밸브(1114)가 적어도 하나 이상 설치될 수 있다.
순환유도 분사기구(1120)는 제1유체와 제2유체를 냉각부(1110)로 분사하도록 형성된다. 제1유체가 분사되면서 유발되는 압력강하에 의해 격납부(112) 내부의 제2유체를 인입시켜 상기 제1유체와 함께 분사한다. 순환유도 분사기구(1120)의 구체적인 구조와 작동 매커니즘은 도 2를 참조하여 설명한다.
도 2는 도 1에 도시된 순환유도 분사기구(1120)를 확대하여 나타낸 개념도이다.
순환유도 분사기구(1120)는 제1유체 분사부(1121)와 제2유체 인입부(1122b) 및 순환유체 분사부(1122)를 포함한다.
제1유체 분사부(1121)는 원자로냉각재계통(111, 도 1 참조) 또는 증기발생기(111b)와 연결되어 상기 원자로냉각재계통(111) 또는 상기 증기발생기(111b)로부터 제공된 제1유체를 분사한다. 제1유체 분사부(1121)는, 도 1에 도시한 바와 같이 증기발생기(111b)와 연결되어 상기 증기발생기(111b)로부터 제1유체를 공급받을 수 있다.
제1유체 분사부(1121)는 제1유체를 분사하도록 형성되는 노즐(1121a)을 포함한다. 노즐(1121a)을 통해 방출된 제1유체는 유로면적이 작은 목(1121a)을 통과하면서 그 속도가 급격히 증가하고, 압력이 감소한다. 이에 따라 순환유도 분사기구(1120) 내에는 국부적으로 압력강하가 유발된다.
제2유체 인입부(1122b)는 격납부 내부의 제2유체를 인입시키도록 제1유체 분사부(1121)의 둘레에 환형으로 형성된다. 제1유체의 분사에 의해 유발되는 압력강하에 의해 순환유도 분사기구(1120)의 내부와 외부에는 압력차가 형성된다. 순환유도 분사기구(1120) 내부의 압력이 외부의 압력보다 낮으므로, 순환유도 분사기구(1120)의 외부에 존재하는 제2유체는 상기 제2유체 인입부(1122b)를 통해 순환유도 분사기구(1120)의 내부로 인입된다.
순환유체 분사부(1122)는 제2유체 인입부(1122b)를 형성하도록 제1유체 분사부(1121)보다 큰 내경을 갖는 부분으로 제1유체 분사부(1121)를 감싼다. 이에 따라 제1유체 분사부(1121)의 외주면과 순환유체 분사부(1122)의 내주면 사이에는 환형의 제2유체 인입부(1122b)가 성된다.
순환유도 분사기구(1120)는, 제1유체와 제2유체를 함께 냉각부(1110)로 공급한다. 순환유도 분사기구(1120)는 목(1122a)과 디퓨저(1122c)를 포함한다.
목(1122a)은 제1유체의 분사 시 국부적인 압력강하를 유발하도록 주변보다 좁은 내경으로 형성된다. 도 2에 도시한 바에 의하면, 목(1122a)은 제2유체 인입부(1122b)나 디퓨저(1122c)보다 좁은 내경을 갖는다.
디퓨저(1122c)는 목(1122a)을 통과한 제1유체와 제2유체에 압력손실을 크게 발생시키지 않으면서 상기 제1유체와 제2유체를 자연스럽게 냉각부(1110)로 유도한다. 목(1122a)을 통과한 제1유체와 제2유체의 유동이 자연스럽게 확산되지 않으면 유로 저항이 증가하여 순환 유량이 감소할 수 있다. 디퓨저(1122c)는 자연스럽게 동압력을 정압력을 바꾸어 줌으로써 유로저항을 감소시켜 제1유체와 제2유체를 원활하게 냉각부(1110)에 공급한다.
도 2에 도시한 바와 같이 목(1122a)과 디퓨저(1122c)는 순차적으로 연결된다. 제2유체 인입부(1122b)에서 목(1122a)으로 가면서 내경이 점점 감소하고, 목(1122a)에서 디퓨저(1122c)로 가면서 내경이 다시 증가하도록 형성된다.
순환유체 분사부(1122)는 격납부(112)를 관통하는 연결배관(1113)에 연결된다. 순환유체 분사부(1122)는 제1유체와 제2유체를 연결배관(1113)의 내부로 분사한다. 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(1112)를 통과하면서 비상냉각수저장부(1111) 내부의 냉각수와 열교환한다.
이와 같은 순환유도 분사기구(1120)의 구조적인 특징으로 인해 본 발명은 격납부(112) 내부의 순수한 자연대류에 의존하던 종래 기술의 한계를 극복하고 제1유체와 제2유체의 순환유동을 촉진시켜 격납부(112) 내부의 냉각 효율을 향상시킬 수 있다.
다시 도 1을 참조하면, 피동안전설비(1100)는 냉각수 저장부(1130), 유체 순환부(1140), 응축수 집수부(1150), 회수배관(1160)을 더 포함한다.
냉각수 저장부(1130)는 내부에 원자로냉각재계통(111)으로 주입될 냉각수를 저장하도록 형성된다. 냉각수 저장부(1130)는 중력수두에 의한 냉각수의 주입이 가능하도록 원자로냉각재계통(111)보다 높은 위치에 설치된다.
본 발명에서 피동안전계통(1110)이라 함은, i) 피동잔열제거계통의 기능과 ii) 피동안전주입계통의 후반부 안전주입 기능을 포괄적으로 지칭한다. 피동안전계통(1110)의 냉각수 순환 방식은 증기발생기(111b)를 이용하는 2차 냉각수 순환방식 또는 원자로냉각재계통(111)으로 직접 냉각수를 주입하는 1차 냉각수 순환방식을 이용할 수 있다. 냉각수 저장부(1130)에 저장된 냉각수는 용도에 따라 원자로냉각재계통(111)의 잔열제거와 원자로냉각재계통(111)으로의 안전주입 중 적어도 하나에 이용될 수 있다.
사고 발생 시 원자로냉각재계통(111)의 내부에는 현열과 노심(111a)에서 발생하는 잔열이 존재하므로, 상기 현열과 잔열을 제거해 주어야 노심(111a)을 안전하게 유지할 수 있다. 도 1의 실시예에서는 증기발생기(111b)로 냉각수를 순환시켜 원자로냉각재계통(111) 내부의 현열 및 노심(111a)의 잔열을 제거하는 방식을 적용하였다. 냉각수 저장부(1130)는 내부에 저장된 냉각수를 잔열제거에 이용하도록 급수관(113a)과 연결될 수 있다.
또한, 사고 발생 시 원자로냉각재계통(111)의 수위가 저하되므로 수위를 유지시키기 위해 원자로냉각재계통(111) 내부로 냉각수를 주입해야 한다. 냉각수 저장부(1130)는 내부에 저장된 냉각수를 안전주입에 이용하도록 배관(1115)에 의해 안전주입배관(115a)과 연결될 수 있다.
냉각수 저장부(1130)는, 도 1에 도시한 바와 같이 잔열제거에 이용될 순수 냉각수와 안전주입에 이용될 붕산수를 각각 구분하여 저장하도록 제1 냉각수 저장부(1130a)와 제2 냉각수 저장부(1130b)를 따로 구비할 수 있다.
제1 냉각수 저장부(1130a)는 원자로냉각재계통(111) 내부의 현열 및 노심(111a)의 잔열을 제거하도록 증기발생기(111b)로 공급될 순수 냉각수를 저장한다. 제2 냉각수 저장부(1130b)는 원자로냉각재계통(111)의 수위를 유지시키도록 원자로냉각재계통(111) 내부로 직접 주입될 붕산수를 저장한다.
유체 순환부(1140)는 냉각수 저장부(1130)에서 원자로냉각재계통(111) 또는 증기발생기(111b)를 거쳐 순환유도 분사기구(1120)로 제1유체를 순환시키도록 형성된다. 유체 순환부(1140)는 유체공급배관(1141)과 증기방출배관(1142)을 포함한다.
유체공급배관(1141)은 냉각수 저장부(1130) 내부의 냉각수를 원자로냉각재계통(111) 또는 증기발생기(111b)로 공급하도록 냉각수 저장부(1130)에 연결된다. 유체공급배관(1141)은 원자로냉각재계통(111)에 직접 또는 간접적으로 연결될 수 있다. 유체공급배관(1141)은 도시한 바와 같이 원자로냉각재계통(111) 내부의 증기발생기(111b)로 냉각수를 공급하도록 급수관(113a)과 연결될 수 있다.
증기방출배관(1142)은 원자로냉각재계통(111) 또는 증기발생기(111b)를 통과한 제1유체를 순환유도 분사기구(1120)로 공급하도록 순환유도 분사기구(1120)에 연결된다. 증기방출배관(1142)은 도시한 바와 같이 증기발생기(111b)와 연결되어 증기발생기(111b)에서 방출되는 제1유체를 순환유도 분사기구(1120)로 공급할 수 있다.
응축수 집수부(1150)는 냉각부(1110)에 제1유체와 제2유체가 냉각되어 형성된 응축수를 집수한다. 응축수 집수부(1150)는 냉각부(1110)에서 낙하하는 응축수를 집수하도록 상부의 적어도 일부가 개구되며 냉각부(1110)와 냉각수 저장부(1130)의 사이에 설치된다.
회수배관(1160)은 응축수 집수부(1150)에 집수된 응축수를 다시 냉각수 저장부(1130)로 회수시키도록 응축수 집수부(1150)에서 냉각수 저장부(1130)로 연장된다. 회수배관(1160)에는 응축수의 유량을 조절하는 유량조절기(1160a)가 설치될 수 있다.
응축수가 응축수 집수부(1150)에서 집수되고, 회수배관(1160)을 통해 냉각수 저장부(1130)로 회수되면, 냉각수 저장부(1130)에서 출발한 유체의 순환이 완료된다. 본 발명은 자연력에 의한 피동적인 방법으로 유체의 순환을 유도하므로, 유체의 순환은 1순환에서 끝나는 것이 아니다. 원자로냉각재계통(111) 또는 증기발생기(111b)에서 증기가 생성되어 격납부(112) 내에서 유체의 순환을 유도할 수 있는 충분한 피동력이 유지되는 한 계속적으로 지속될 수 있다.
이하에서는 피동안전설비(1100) 및 원전(110)의 사고발생 시 작동에 대하여 설명한다.
도 3은 도 1에 도시된 피동안전설비(1100) 및 이를 구비하는 원전(110)의 사고발생 시를 나타내는 개념도이다.
냉각재상실사고 등의 사고가 발생하면, 급수관(113a)과 증기관(114a)에 각각 설치된 격리밸브(113b, 114b)는 폐쇄된다. 그리고 안전주입배관(115a)에 설치된 밸브(115b)들은 개방되어 안전주입설비(115)로부터 원자로냉각재계통(111)으로 안전주입이 이루어진다. 안전주입배관(115a)과 연결된 배관(1115)에 설치된 격리밸브(1115a)와 체크밸브(1115b)가 개방됨에 따라 원자로냉각재계통(111) 내부의 압력이 감소하면, 제2 냉각수 저장부(1130b)에 저장된 붕산수도 중력수두에 의해 원자로냉각재계통(111)의 내부로 주입된다. 제2 냉각수 저장부(1130b)에 저장된 붕산수는 안전주입설비(115)와 함께 원자로냉각재계통(111) 내부의 수위를 유지시키는 역할을 한다.
제1 냉각수 저장부(1130a)와 급수관(113a)을 연결하는 유체공급배관(1141)에 설치된 격리밸브(1141a)와 체크밸브(1141b)도 개방되어 중력수두에 의한 냉각수의 공급이 시작된다. 제1 냉각수 저장부(1130a)의 냉각수는 급수관(113a)을 통해 증기발생기(111b)의 하부로 공급되고, 증기발생기(111b)에서 원자로냉각재계통(111) 내부의 현열 및 노심(111a)의 잔열을 제거하고 증기발생기(111b)의 상부로 방출된다.
증기방출배관(1142)에 설치된 격리밸브(1142a)도 개방되며, 증기발생기(111b)의 상부로 방출된 제1유체는 증기방출배관(1142)을 통해 증발한다. 제1유체는 순환유도 분사기구(1120)로 공급되고, 순환유도 분사기구(1120)는 증기방출배관(1142)을 통해 공급된 제1유체와 압력 강하에 의해 격납부(112)의 내부로부터 인입된 제2유체를 연결배관(1113)으로 분사한다.
순환유도 분사기구(1120)에서 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(1112)를 통과하면서 비상냉각수저장부(1111) 내부의 냉각수에 열을 전달하고 냉각 및 응축된다. 비상냉각수저장부(1111) 내부의 냉각수는 온도가 상승하면, 증발하여 외부 환경으로 열을 방출한다.
제1유체와 제2유체가 열교환기(1112)에서 냉각 및 응축되어 형성된 응축수는 다시 연결배관(1113)을 통해 격납부(112) 내부로 유입되고, 연결배관(1113)의 하부에 설치된 응축수 집수부(1150)에 집수된다. 연결배관(1113)에서 응축수와 함께 배출된 비응축성 가스는 격납부(112) 내부로 배출된다. 응축수 집수부(1150)에 집수된 응축수는 회수배관(1160)을 통해 다시 냉각수 저장부(1130)에 회수되며, 유체의 순환은 연속적이고 지속적으로 이루어진다. 다만, 원전(110)의 특성에 따라 응축수를 냉각수 저장부(1130)로 직접 수집되도록 구성하는 경우에는 응축수 집수부(1150)를 별도로 구비하지 않을 수도 있다.
이하에서는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 다른 실시예에 대하여 설명한다.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(1200) 및 이를 구비하는 원전(120)의 정상운전 시를 나타내는 개념도이다.
피동안전설비(1200)는 냉각부(1210) 및 순환유도 분사기구(1220)를 포함한다.
냉각부(1210)는 비상냉각수저장부(1211), 열교환기(1212)를 포함한다.
비상냉각수저장부(1211)는 격납부(122)의 외부에 설치되며, 내부에는 냉각수가 저장된다. 열교환기(1212)는 비상냉각수저장부(1211)의 내부가 아니라 격납부(122)의 내부에 설치되며, 격납부(122)를 관통하는 연결배관(1213)에 의해 비상냉각수저장부(1211)와 연결된다. 연결배관(1213)의 단부에는 냉각수를 분사하는 스파저(1213’)가 설치될 수 있다. 열교환기(1212)는 비상냉각수저장부(1211) 내부의 냉각수를 통과시켜 순환유도 분사기구(1220)에서 분사되는 제1유체 및 제2유체와 열교환시키도록 이루어진다. 단, 원전(120)의 특성에 따라 비상냉각수저장부(1211)를 설치하지 않고 덕트(미도시)를 설치하여 냉각부(1210)를 공랭식으로 구성할 수도 있다.
도 4에 도시된 순환유도 분사기구(1220)의 구조 및 작동에 대하여는 도 5a 및 도 5b를 참조하여 설명한다.
도 5a 및 도 5b는 도 4에 도시된 순환유도 분사기구(1220)를 확대하여 나타낸 개념도이다. 도 5a는 순환유도 분사기구(1220)를 정면에서 바라본 개념도이고, 도 5b는 순환유도 분사기구(1220)를 측면에서 바라본 개념도이다.
순환유체 분사부(1222)는 열교환기(1212)로 제1유체와 제2유체를 분사한다. 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(1212)에서 냉각수와 열교환한다.
열교환기(1212)의 입구에는 비상냉각수저장부(1211, 도 4 참조)로부터 공급된 냉각수를 열교환기(1212)의 내부유로에 분배하기 위한 입구헤더(1212a)가 설치된다. 열교환기(1212)의 출구에는 가열된 냉각수를 내부유로로부터 모으기 위한 출구헤더(1212b)가 설치된다. 입구헤더(1212a)와 출구헤더(1212b)의 사이에는 튜브(1212c)가 설치된다. 튜브(1212c)의 둘레에는 사고 시 비산물(파편)으로부터 튜브(1212c)를 보호하는 케이싱(1215)이 설치된다.
순환유도 분사기구(1220)는 제1유체와 제2유체를 열교환기(1212)의 표면에 분사하도록 형성된다. 단, 원전(120)의 설계 특성에 따라 셸 앤드 튜브형 열교환기를 채용하는 경우 셸과 튜브 쪽 유로가 서로 바뀌도록 구성될 수도 있다. 순환유도 분사기구(1220)에서 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(1212)의 내부유로를 통과하면서 비상냉각수저장부(1211)의 냉각수와 열교환하여 냉각 및 응축된다.
다시 도 4를 참조하면, 피동안전설비(1200)는 냉각수 저장부(1230’, 1230”)를 포함한다.
냉각수 저장부(1230’, 1230”)는 제1 냉각수 저장부와 제2 냉각수 저장부를 따로 구비하지 않고, 제1 냉각수 저장부와 제2 냉각수 저장부가 통합된 탱크 또는 수조로 형성될 수 있다. 냉각수 저장부(1230’, 1230”)는 복수로 구비될 수 있으며, 어느 일부의 냉각수 저장부(1230')는 유체공급배관(1241)에 의해 급수관(123a)과 연결되고 다른 일부의 냉각수 저장부(1230")는 안전주입배관(125a)에 연결될 수 있다.
이하에서는 도 4에서 설명한 피동안전설비(1200) 및 이를 구비하는 원전(120)의 사고발생 시 작동을 설명한다.
도 6은 도 4에 도시된 피동안전설비(1200) 및 이를 구비하는 원전(120)의 사고발생 시를 나타내는 개념도이다.
원전(120)에서 사고가 발생하면 급수관(123a)과 증기관(124a)에 각각 설치된 격리밸브(123b, 124b)는 폐쇄된다. 그리고, 유체공급배관(1241)에 설치된 격리밸브(1241a) 및 체크밸브(1241b)가 개방된다. 냉각수 저장부(1230")와 안전주입배관(125a)을 연결하는 배관(1215)에 설치된 격리밸브(1215a)와 체크밸브(1215b)도 개방된다.
냉각수 저장부(1230")의 냉각수는 안전주입설비(125)의 냉각수와 함께 원자로냉각재계통(121)으로 안전주입된다. 냉각수 저장부(1230')의 냉각수는 유체공급배관(1241)을 통해 증기발생기(121b)로 공급되어 원자로냉각재계통(121) 내부의 현열 및 노심(121a)의 잔열을 제거한다.
증기발생기(121b)에서 방출된 제1유체는, 격리밸브(1242a)가 개방되어 있는 증기방출배관(1242)을 통해 증발하며, 순환유도 분사기구(1220)로 공급된다. 제1유체는 순환유도 분사기구(1220)에 의해 열교환기(1212)로 분사된다. 제2유체도 순환유도 분사기구(1220)로 인입되어 제1유체와 함께 열교환기(1212)로 분사된다. 제1유체와 제2유체는 열교환기(1212)의 표면에서 비상냉각수저장부(1211)로부터 공급된 냉각수와 열교환하여 냉각 및 응축된다. 그리고 제1유체와 제2유체가 응축되어 형성된 응축수는 중력에 의해 낙하한다.
낙하하는 응축수는 응축수 집수부(1250)에서 집수되고, 회수배관(1260)을 통해 냉각수 저장부(1230)에 회수되며, 유체의 순환은 지속적으로 이루어진다.
이하에서는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전의 또 다른 실시예에 대하여 설명한다.
도 7은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(1300) 및 이를 구비하는 원전(130)의 정상운전 시를 나타내는 개념도이다.
피동안전설비(1300)는 냉각부(1310) 및 순환유도 분사기구(1320)를 포함한다.
냉각부(1310)는 비상냉각수저장부(1311), 제1열교환기(1312') 및 제2열교환기(1312")를 포함한다.
비상냉각수저장부(1311)는 도 1 및 도 4에서 설명한 것으로 갈음한다.
제1열교환기(1312')는 격납부(132)의 내부에 설치되어 격납부(132) 내부의 유체와 열교환한다.
제2열교환기(1312")는 비상냉각수저장부(1311) 내부에 설치되며, 제2열교환기(1312”)와 폐유로를 형성하도록 연결배관(1313)에 의해 제1열교환기(1312')와 연결된다. 폐유로의 내부에는 비상냉각수저장부(1311) 내부의 냉각수 또는 격납부(132) 내부의 유체와 독립적으로 유체가 순환한다. 제2열교환기(1312")는, 제1열교환기(1312')에서 폐유로를 순환하는 유체에 전달된 열을 비상냉각수저장부(1311) 내부의 냉각수로 전달한다. 비상냉각수저장부(1311)로 전달된 열은 냉각수의 증발에 의해 외부 환경으로 방출된다.
연결배관(1313)은 격납부(132)와 비상냉각수저장부(1311)를 관통하여 제1열교환기(1312')와 제2열교환기(1312")에 각각 연결된다. 보충탱크(1316)는 내부에 보충유체를 저장하도록 형성되고, 폐유로로 보충유체를 보충하도록 연결배관(1313)에 연결된다.
제1 냉각수 저장부(1330a)는 원자로냉각재계통(131) 내부의 현열 및 노심(131a)의 잔열을 제거하는 용도로 사용될 수 있으며, 안전주입설비(미도시)는 제1 냉각수 저장부(1330a)와 별개로 구비될 수 있다.
도 8은 도 7에 도시된 피동안전설비(1300) 및 이를 구비하는 원전(130)의 사고발생 시를 나타내는 개념도이다.
원전(130)에서 사고 발생 시 급수관(133a)과 증기관(134a)에 각각 설치된 격리밸브(133b, 134b)는 폐쇄된다.
그리고, 유체공급배관(1341)에 설치된 격리밸브(1341a)와 체크밸브(1341b)는 개방되어 냉각수가 증기발생기(131b)로 공급된다. 증기발생기(131b)로 공급된 냉각수는 현열 및 잔열을 전달받아 증발한다. 증기발생기(131b)에서 방출된 제1유체는 증기방출배관(1342)을 통해 순환유도 분사기구(1320)로 공급된다.
순환유도 분사기구(1320)는 증기방출배관(1342)을 통해 공급된 제1유체와 격납부(132)로부터 인입된 제2유체를 제1열교환기(1312')의 표면에 분사한다. 제1열교환기(1312')의 표면으로 분사된 제1유체와 제2유체는, 제1열교환기(1312'), 제2열교환기(1312") 및 연결배관(1313)에 의해 형성된 폐유로의 내부를 흐르는 냉각수와 열교환하여 냉각 및 응축되고, 응축수가 되어 낙하한다. 낙하하는 응축수는 응축수 집수부(1350)에 집수된다.
폐유로의 내부를 흐르는 유체는 지속적으로 폐유로를 순환하면서 격납부(132) 내부에서 열을 전달받고, 전달받은 열을 비상냉각수저장부(1311) 내부의 냉각수로 전달한다. 폐유로 내의 유체가 부족할 때에는 보충탱크(1316)로부터 보충유체를 보충받아 순환을 지속한다. 비상냉각수저장부(1311) 내부의 냉각수는 열을 전달받음에 따라 온도가 증가하며, 증발하여 외부 환경을 열을 방출한다.
이하에서는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(1400) 및 이를 구비하는 원전(140)에 대하여 설명한다.
도 9는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(1400) 및 이를 구비하는 원전(140)의 정상운전 시를 나타내는 개념도이다.
원전(140)은 원자로냉각재계통(141), 격납부(142), 피동격납용기살수계통(146) 및 피동안전설비(1400)를 포함한다.
격납부(142)는 앞서 설명한 격납부와 달리 격납용기(142a) 및 격납건물(142b)을 포함한다.
격납용기(142a)는 철재로 형성되며, 원자로냉각재계통(141)을 감싸도록 형성된다. 격납건물(142b)은 콘크리트로 형성되며, 격납용기(142a)와의 사이에 공기순환유로(142c)를 형성하도록 격납용기(142a)로부터 이격된 위치에서 상기 격납용기(142a)를 감싸도록 형성된다. 격납건물(142b)은, 공기순환유로(142c)를 순환하면서 격납용기(142a)를 냉각할 외부 공기를 유입시키도록 적어도 하나의 공기유입구(142b')를 구비한다.
피동격납용기살수계통(146)은 살수냉각수저장부(146a), 살수배관(146b), 살수격리밸브(146c) 및 살수노즐(146d)을 포함한다.
살수냉각수저장부(146a)는 냉각수를 저장하도록 형성되어 격납건물(142b)의 상부에 설치된다. 살수배관(146b)은 살수냉각수저장부(146a)의 냉각수가 유동하는 유로를 형성하며, 살수배관(146b)에는 살수격리밸브(146c)가 설치될 수 있다. 그리고 살수배관(146a)의 단부에는 살수노즐(146d)이 설치될 수 있다. 피동격납용기살수계통(146)은 격납용기(142a)를 냉각하도록 격납용기(142a)의 외부면에 냉각수를 살수한다.
피동안전설비(1400)는 냉각수 저장부(1430) 및 순환유도 분사기구(1420)를 포함한다.
냉각수 저장부(1430)는 제1 냉각수 저장부(1430a)와 제2 냉각수 저장부(1430b)를 포함한다.
제1 냉각수 저장부(1430a)는 증기발생기(141b)로 냉각수를 주입하도록 급수관(143a)에 연결된다. 증기발생기(141b)에서 방출된 제1유체는 증기방출배관(1442)을 통해 순환유도 분사기구(1420)로 공급된다.
제2 냉각수 저장부(1430b)는 원자로냉각재계통(141) 내부로 붕산수를 주입하도록 안전주입배관(145a)과 연결된다. 제2 냉각수 저장부(1430b)로부터 안전주입된 냉각수는 원자로냉각재계통(141)을 순환하고 원자로냉각재계통(141)으로부터 방출되는 제1유체는 증기방출배관(1442)을 통해 순환유도 분사기구(1420)로 공급된다.
순환유도 분사기구(1420)는 도 10a와 도 10b를 참조하여 설명한다.
도 10a와 도 10b는 도 9에 도시된 순환유도 분사기구(1420)를 확대하여 나타낸 개념도이다. 도 10a는 순환유도 분사기구(1420)를 정면에서 바라본 개념도고, 도 10b는 순환유도 분사기구(1420)를 측면에서 바라본 개념도다.
순환유도 분사기구(1420)는 제1유체와 제2유체를 격납용기(142a)의 내벽면에 분사하도록 형성된다. 순환유도 분사기구(1420)의 출구는 격납용기(142a)의 내벽면을 향하도록 설치된다.
증기방출배관(1442, 도 9 참조))에서 공급된 제1유체는 제1유체 분사부(1421)에서 분사된다. 제2유체도 압력강하에 의해 순환유도 분사기구(1420)로 인입된다. 제1유체와 제2유체는 격납용기(142a)의 내벽면에 분사된다. 격납용기(142a)에 분사된 제1유체와 제2유체는 격납용기(142a)의 내벽면에서 냉각 및 응축된다.
다시 도 9를 참조하면, 냉각부는 원전(140)에 별도의 장치로 설치되는 것이 아니라, 격납용기(142a)가 냉각부로 기능한다. 순환유도 분사기구(1120)에서 분사된 제1유체와 제2유체는 격납용기(142a)에 열을 전달한다. 공기유입구(142b')를 통해 공기순환유로(142c)를 순환하는 공기와 피동격납용기살수계통(146)에서 살수된 냉각수는 격납용기(142a)를 지속적으로 냉각한다. 열은 공기순환유로(142c)를 순환하는 공기 및 격납용기(142a)의 외부면에 살수된 냉각수에 의해 외부 환경으로 방출된다.
응축수 집수부(1450)는 순환유도 분사기구의 출구 하부에 설치되어 격납용기(142a)의 내벽면에서 응축되어 낙하하는 응축수를 집수할 수 있다.
이와 달리 원전(140)에는 응축수 집수부(1450)가 따로 설치되지 않고 냉각수 저장부(1430)가 순환유도 분사기구(1420)의 출구 하부에 설치되어 격납용기(142a)의 내벽면에서 응축되어 낙하하는 응축수를 집수하는 것도 가능하다.
이하에서는 도 9에 도시된 피동안전설비(1400) 및 이를 구비하는 원전(140)의 사고발생 시 작동에 대하여 설명한다.
도 11은 도 9에 도시된 피동안전설비(1400) 및 이를 구비하는 원전(140)의 사고발생 시를 나타내는 개념도이다.
원전(140)에서 사고 발생 시 급수관(143a) 및 증기관(144a)에 각각 설치된 격리밸브(143b, 144b)는 폐쇄된다. 안전주입설비(145)와 원자로냉각재계통(141)을 연결하는 안전주입배관(145a)에 설치된 격리밸브(145b)는 개방된다. 안전주입배관(145a)과 제2 냉각수 저장부(1430b)를 연결하는 배관(1415)에 설치된 격리밸브(1415a)와 체크밸브(1415b)도 개방된다. 원자로냉각재계통(141) 내부의 압력이 감소하면, 중력수두에 의해 안전주입설비(145) 또는 제2냉각수 저장부(1430b)로부터 원자로냉각재계통(141) 내부로 안전주입이 이루어진다.
원자로냉각재계통(141) 내부에서 열을 전달받은 제1유체는 증기방출배관(1442)을 통해 증발하며, 순환유도 분사기구(1420)를 통해 제2유체와 함께 격납용기(142a)의 내벽면에 분사된다. 이에 따라 열은 제1유체 및 제2유체로부터 격납용기(142a)로 전달된다.
격납용기(142a)의 외부면에서는, 공기유입구(142b')를 통해 외부 공기가 유입되어 공기순환유로(142c)를 순환하면서 격납용기(142a)를 냉각한다. 격납용기(142a)의 외부면에서 열을 전달받은 공기는 상승하여 격납건물(142b)의 상부의 개구부를 통해 외부로 방출된다. 또한, 피동격납용기살수계통(146)에서는 살수밸브(146c)가 개방됨에 따라 냉각수를 격납용기(142a)의 외부면에 살수하여 격납용기(142a)를 냉각한다. 격납용기(142a)는 공기순환과 살수에 의해 냉각된다. 순환유도 분사기구(1420)에서 격납용기(142a)에 제1유체와 제2유체를 분사함에 따라 격납용기(142a)에 전달된 열은 공기순환과 살수에 의해 외부 환경으로 방출될 수 있다.
격납용기(142a)의 내벽면에서 제1유체와 제2유체가 냉각 및 응축되어 형성된 응축수는 낙하하며, 응축수 집수부(1450)를 통해 냉각수 저장부(1430)에 회수된다.
지금까지 설명한 실시예들은 비응축성 가스를 격납부의 내부로 방출한다. 이하에서는 비응축성 가스를 여과하기 위한 여과설비를 포함하는 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전에 대하여 설명한다.
도 12는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2100) 및 이를 구비하는 원전(210)의 개념도다.
원전(210)은 격납부(212), 원자로냉각재계통(211), 노심(211a), 증기발생기(211b), 원자로냉각재펌프(211c) 및 가압기(211d)를 포함한다. 원전(210)은 도 12에 도시된 구성요소 외에도 원전(210)의 정상 운전을 위한 계통들과 원전(210)의 안전성을 확보하기 위한 다양한 계통들을 포함할 수 있다.
원자로냉각재계통(211)은 격납부(212)의 내부에 설치된다. 원자로냉각재계통(211)은 노심(211a)에서 핵분열에 의해 발생하는 열에너지를 전달하고 수송하는 냉각재계통이다. 원자로냉각재계통(211)의 내부에는 1차유체가 채워진다. 냉각재상실사고 등의 사고 발생 시 원자로냉각재계통(211)으로부터 증기가 방출될 수 있으며, 격납부(212)는 증기에 포함된 방사성 물질이 외부로 누출되는 것을 차단한다.
증기발생기(211b)는 노심에서 전달되는 열을 이용해 증기를 발생시킨다. 증기발생기(211b)의 하부 입구는 급수관(213a)에 의해 급수계통(213)과 연결되고, 증기발생기(211b)의 상부 출구는 증기관(214a)에 의해 터빈계통(214)과 연결된다. 급수관(213a)을 통해 증기발생기(211b)로 공급된 급수는 증기발생기(211b)에서 증발하여 증기가 된다. 증기는 증기관(214a)을 통해 터빈계통(214)으로 공급된다.
원자로냉각재펌프(211c)는 1차유체의 순환을 유도하며, 가압기(211d)는 가압 경수형 원자로의 노심(211a)에서 냉각재의 비등을 방지하기 위해서 포화압력을 넘는 가압상태를 유지한다.
격납부(212)는 방사성 물질이 외부 환경으로 누출되는 것을 방지하도록 원자로냉각재계통(211)을 감싼다. 냉각재상실사고 또는 비냉각재상실사고 등의 사고 발생 시 원자로냉각재계통(211)으로부터 방사성 물질이 누출될 우려가 있으므로, 격납부(212)는 원자로냉각재계통(211)의 외부에서 상기 원자로냉각재계통(211)을 감싸도록 형성되어 방사성 물질의 누출을 방지한다.
격납부(212)의 내부에는 원전(210)의 안전성 유지를 위한 다양한 유체들이 존재한다. 원자로냉각재계통(211)에는 노심(211a)을 냉각하기 위한 유체가 채워져 있다. 또한, 격납부(212)의 내부에는 각종 사고를 대비한 유체들도 저장되어 있다. 이하에서는 격납부(212) 내부의 유체들 중 원자로냉각재계통(211)으로부터 방출된 유체를 제1유체로 구분하고, 원자로냉각재계통(211)과 격납부(212) 사이의 공간에 존재하는 유체를 제2유체로 구분하여 설명한다. 다만, 유체에 대한 이러한 구분이 유체의 성질이나 유체를 구성하는 물질과는 관계가 없다. 따라서, 제1유체와 제2유체가 서로 같은 종류의 유체일 수도 있다. 그리고, 제1유체 및 제2유체는, 1차유체 및 2차유체와 구분해야 한다. 1차유체와 2차유체는 제1유체가 될 수도 있고, 제2유체가 될 수도 있다.
도 12를 참조하면, 피동안전설비(2100)는 증기발생기(211b)를 이용하여 2차유체를 순환시키는 방식을 적용하였다. 따라서, 도 12에 도시된 피동안전설비(2100)에서 제1유체와 제2유체는 모두 2차유체를 가리킨다. 만약 1차유체를 순환시키는 방식의 피동안전설비라면 제1유체와 제2유체는 모두 1차유체를 가리킬 것이다.
피동안전설비(2100)는 1차유체의 순환방식을 이용하거나 2차유체의 순환방식을 이용하여 원자로냉각재계통(211)의 현열 및 노심(211a)의 잔열을 제거한다. 1차유체의 순환방식을 이용하는 경우, 피동안전설비(2100)는 원자로냉각재계통(211)으로 1차유체를 순환시킨다. 2차유체의 순환방식을 이용하는 경우, 피동안전설비(2100)는 증기발생기(211b)로 2차유체를 순환시킨다.
피동안전설비(2100)는 원자로냉각재계통(211)이나 증기발생기(211b)로부터 방출된 제1유체와 격납부(212) 내부의 제2유체를 함께 냉각하여 격납부(212) 내부의 열을 외부 환경으로 방출하도록 이루어진다. 도 12에는 2차유체의 순환방식을 이용하는 피동안전설비(2100)가 도시되어 있다.
피동안전설비(2100)는 순수한 자연대류 유동을 이용하는 종래의 방식에서 벗어나, 순환유동을 촉진시키도록 형성되는 설비를 이용한다. 피동안전설비(2100)는 피동적인 방법으로 격납부(212) 내부의 열과 압력의 감소 효율뿐만 아니라 방사성 물질의 제거 효율을 증가시키도록 이루어진다.
도 12를 참조하면, 피동안전설비(2100)는 냉각부(2110), 순환유도 분사기구(2120) 및 여과설비(2170)를 포함한다.
냉각부(2110)는 증기발생기(211b)로부터 방출된 제1유체를 격납부(212) 내부의 제2유체와 함께 냉각하도록 형성된다. 냉각부(2110)는 상기 제1유체와 제2유체를 냉각함에 따라 상기 제1유체와 제2유체로부터 전달받은 열을 격납부(212) 외부의 환경으로 방출하도록 이루어진다.
냉각부(2110)는 비상냉각수저장부(2111), 열교환기(2112), 연결배관(2113) 및 격리밸브(2114)를 포함한다.
비상냉각수저장부(2111)는 내부에 냉각수를 저장하도록 형성된다. 비상냉각수저장부(2111)에 채워진 냉각수는 열교환기(2112)에 의해 제1유체와 제2유체로부터 열을 전달받는다. 비상냉각수저장부(2111)에 채원진 냉각수의 온도가 상승하게 되면, 냉각수는 증발하고 냉각수에 전달된 열은 외부 환경으로 방출된다. 비상냉각수저장부(2111)는 냉각수를 외부 환경으로 증발시키는 것이 가능하도록 상부의 적어도 일부가 개방되어 있다.
열교환기(2112)는 비상냉각수저장부(2111)의 냉각수를 제1유체 및 제2유체와 열교환시키도록 이루어진다. 열교환기(2112)는 격납부(212)의 내부에 설치될 수 있으며, 격납부(212)를 관통하는 연결배관(2113)에 의해 비상냉각수저장부(2111)와 연결될 수 있다. 열교환기(2112)는 연결배관(2113)을 통해 비상냉각수저장부(2111)로부터 유입되는 냉각수를 통과시켜 제1유체 및 제2유체를 냉각시킨다.
열교환기(2112)의 입구에는 비상냉각수저장부(2111)로부터 공급된 냉각수를 열교환기(2112)의 내부유로에 분배하기 위한 입구헤더(2112a)가 설치된다. 열교환기(2112)의 출구에는 가열된 냉각수를 열교환기(2112)의 내부유로로부터 모으기 위한 출구헤더(2112b)가 설치된다.
연결배관(2113)은 비상냉각수저장부(2111)에 저장된 냉각수의 순환 유로를 형성하도록 열교환기(2112)와 비상냉각수저장부(2111)에 연결된다. 연결배관(2113)은 복수로 구비되어 열교환기(2112)의 입구헤더(2112a)와 출구헤더(2112b)에 각각 연결된다. 연결배관(2113)은 격납부(212)의 적어도 일부를 관통하며, 비상냉각수저장부(2111)의 내부까지 연장된다.
연결배관(2113)의 단부에는 냉각수를 분사하는 스파저(2113')가 설치될 수 있다. 연결배관(2113)에 의해 열교환기(2112)로부터 비상냉각수저장부(2111)로 회수된 냉각수는 스파저(2113')에 의해 비상냉각수저장부(2111)의 내부로 분사될 수 있다.
격리밸브(2114)는 각 연결배관(2113)에 설치될 수 있다. 사고 시 계통이 손상되는 경우 격리밸브(2114)를 폐쇄하여 격리하거나, 유지 보수를 위해 필요한 시점에서 개폐될 수 있다.
냉각부(2110)는 비상냉각수저장부(2111)와 열교환기(2112)의 작동 매커니즘에 따라 구분될 수 있다. 도 12에 도시된 바와 같이 열교환기(2112)가 연결배관(2113)에 의해 비상냉각수저장부(2111)와 연결되고, 상기 비상냉각수저장부(2111)의 냉각수가 열교환기(2112)를 지속적으로 순환하는 방식의 냉각부(2110)는 순환식으로 구분될 수 있다. 순환식의 냉각부(2110)는 냉각수의 온도 또는 상(phase)의 차이에 의한 밀도차에 근거한 자연순환을 이용한다.
냉각부(2110)는 순환식 이외에도 침지식 또는 주입식으로 구분될 수 있으며, 침지식과 주입식의 구성에 대하여는 후술한다.
순환유도 분사기구(2120)는 원자로냉각재계통(211)이나 증기발생기(211b)로부터 방출된 제1유체를 냉각부(2110)에 분사하도록 형성된다. 제1유체가 분사되면, 순환유도 분사기구(2120)에는 국부적으로 압력강하가 유발된다. 순환유도 분사기구(2120)는 제1유체를 분사하면서 유발되는 압력강하에 의해 제2유체를 인입시키도록 적어도 일부가 격납부(212)의 내부를 향해 개방되어 있다. 순환유도 분사기구(2120)는 인입된 제2유체를 제1유체와 함께 냉각부(2110)에 분사한다. 순환유도 분사기구(2120)의 구체적인 구조와 작동 매커니즘은 앞서 설명한 것으로 갈음한다.
순환유체 분사기구(2120)는 열교환기(2112)로 제1유체와 제2유체를 분사한다. 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(2112)에서 냉각수와 열교환한다.
열교환기(2112)의 입구에는 비상냉각수저장부(2111)로부터 공급된 냉각수를 열교환기(2112)의 내부유로에 분배하기 위한 입구헤더(2112a)가 설치된다. 열교환기(2112)의 출구에는 가열된 냉각수를 내부유로로부터 모으기 위한 출구헤더(2112b)가 설치된다. 열교환기(2112)의 둘레에는 사고 시 비산물(파편)으로부터 열교환기(2112)를 보호하는 케이싱(2115)이 설치된다.
순환유도 분사기구(2120)는 제1유체와 제2유체를 열교환기(2112)의 표면에 분사하도록 형성된다. 단, 원전(210)의 설계 특성에 따라 셸 앤드 튜브형 열교환기를 채용하는 경우 셸과 튜브 쪽 유로가 서로 바뀌도록 구성될 수도 있다. 순환유도 분사기구(2120)에서 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(2112)의 표면에서 열교환기(2112)의 내부유로를 통과하는 냉각수와 열교환하여 냉각 및 응축된다.
이와 같은 순환유도 분사기구(2120)의 구조적인 특징으로 인해 본 발명은 격납부(212) 내부의 순수한 자연대류에 의존하던 종래 기술의 한계를 극복하고 제1유체와 제2유체의 순환을 촉진시켜 격납부(212) 내부의 냉각 효율을 향상시킬 수 있다.
케이싱(2115)은 열교환기(2112)를 보호하도록 열교환기(2112)를 감싼다. 그리고, 케이싱(2115)은 순환유도 분사기구(2120)에서 분사되는 제1유체와 제2유체를 수용하도록 이루어진다.
케이싱(2115)의 상부(2115a)는 순환유도 분사기구(2120)와 연결된다. 케이싱(2115)의 하부(2115b)는 가스배관(2173)과 회수배관(2160)을 제외하고는 밀폐된다. 케이싱(2115)의 상부(2115a)와 하부(2115b)를 연결하는 중간부(2115c)는 열교환기(2112)를 감싼다. 제1유체와 제2유체가 냉각되어 형성되는 응축수는 케이싱(2115)의 하부(2115b)에 집수될 수 있다.
여과설비(2170)는 냉각부(2110)에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 냉각부(2110)의 출구에 연결된다. 도 12에 도시된 피동안전설비(2100)에서 냉각부(2110)의 출구란 케이싱(2115)의 하부(2115b)를 가리킨다. 여과설비(2170)는 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집한다.
여과설비(2170)는 필터 또는 흡착제(2171)를 포함하고, 가스 방출부(2172) 및 가스배관(2173)을 포함한다.
필터 또는 흡착제(2171)는 비응축성 가스로부터 방사성 물질을 분리하도록 이루어진다.
필터는 고효율입자여과기(2HEPA filter)를 사용할 수 있다. 비응축성 가스에 포함된 기체 형태의 방사성 물질은 필터를 통과하면서 제거된다. 예를 들어, 방사성 물질이 요오드인 경우, 요오드는 필터를 통과하면서 질산은(2silver nitrate)과 결합하여 iodic silver로 변환된다. iodic silver는 비응축성 가스로부터 분리할 수 있는 형태이다. 필터는 질산은을 비응축성 가스에 포함된 요오드와 반응시켜 iodic silver를 형성하도록 이루어진다. 그리고, 필터는 iodic silver를 유체로부터 제거하도록 형성된다.
흡착제는 활성탄을 사용할 수 있다. 요오드 유기화합물들은 활성탄에 함침되어 있는 물질들과 결합하여 quaternary ammonium salt 형태로 변환되고, 활성탄에 흡착된다. 분자 형태의 요오드는 활성탄에 화학적 흡착을 통해 결합된다. 활성탄은 다공성 구조에 의해 내부 접착면적이 크므로 흡착 물질로 활용된다. 따라서, 흡착제는 활성탄에 의해 이루어지는 화학적 흡착을 통해 비응축성 가스에 포함된 요오드를 제거하도록 이루어진다.
다만, 이상에서 설명한 필터와 흡착제는 예를 들어 설명한 것일 뿐, 본 발명에서 필터와 흡착제의 종류가 반드시 이에 한정되는 것은 아니다.
가스 방출부(2172)는 필터 또는 흡착제(2171)를 통과하면서 여과된 비응축성 가스를 격납부(212)의 내부로 방출하도록 이루어진다. 방사성 물질은 대부분 필터 또는 흡착제(2171)에 의해 포집되므로 가스 방출부(2172)에서 방출되는 비응축성 가스에는 방사성 물질이 거의 존재하지 않는다.
가스배관(2173)은 비응축성 가스를 필터 또는 흡착제(2171)로 공급하도록 냉각부(2110)의 출구에 연결된다. 도 12에 도시한 바에 의하면, 가스배관은 케이싱(2115)의 하부(2115b)에 연결될 수 있다.
피동안전설비(2100)는 냉각수 저장부(2130), 유체 순환부(2140), 회수배관(2160) 및 첨가제 주입부(2180)를 더 포함할 수 있다.
냉각수 저장부(2130)는 내부에 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)로 주입될 냉각수를 저장하도록 형성된다. 냉각수 저장부는 케이싱(2115)의 하부(2115b)에 집수되는 응축수를 집수하도록 냉각수의 하부에 설치될 수 있다. 그리고, 냉각수 저장부(2130)는 중력수두에 의한 냉각수의 주입이 가능하도록 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)보다 높은 위치에 설치될 수 있다.
냉각수 저장부(2130)에 저장된 냉각수는 설계에 따라 원자로냉각재계통(211) 내부의 현열 및 노심(211a)의 잔열을 제거하는 용도로 이용될 수 있다. 그리고, 냉각수 저장부(2130)에 저장된 냉각수는 원자로냉각재계통(211)으로 주입되는 용도로 이용될 수 있다.
사고 발생 시 원자로냉각재계통(211)의 내부에는 현열과 노심(211a)에서 발생하는 잔열이 존재하므로, 상기 현열과 잔열을 제거해 주어야 노심(211a)을 안전하게 유지할 수 있다. 본 실시예에서는 증기발생기(211b)로 냉각수를 순환시켜 현열 및 잔열을 제거하는 방식을 적용하였다. 냉각수 저장부(2130)는 내부에 저장된 냉각수를 잔열제거에 이용하도록 급수관(213a)과 연결될 수 있다. 이러한 구조는 도 12의 우측에 도시된 냉각수 저장부(2130)를 참조한다.
또한, 냉각재상실사고와 같은 사고 발생 시 원자로냉각재계통(211)의 수위가 저하되므로 수위를 유지시키기 위해 원자로냉각재계통(211) 내부로 냉각수를 주입해야 한다. 냉각수 저장부(2130)는 내부에 저장된 냉각수를 안전주입에 이용하도록 배관(2115)에 의해 안전주입배관(215a)과 연결될 수 있다. 이러한 구조는 도 12의 좌측에 도시된 냉각수 저장부(2130)를 참조한다.
원전(210)의 또 다른 안전계통인 안전주입설비(215)은 원자로냉각재계통(211)의 수위 유지를 위해 상기 원자로냉각재계통(211)으로 냉각수를 주입한다. 안전주입설비(215)은 안전주입수를 저장하는 여러 탱크들(미도시), 안전주입배관(215a) 및 밸브(215b) 등을 포함한다. 안전주입배관(215a)은 상기 탱크들을 원자로냉각재계통(211)으로 연결하며, 밸브(215b)는 안전주입배관(215a)에 설치될 수 있다. 냉각수 저장부(2130)는 안전주입을 위해 안전주입배관(215a)에 연결될 수 있다.
냉각수 저장부(2130)는, 도 12에 도시한 바와 같이 잔열제거에 이용될 순수 냉각수와 안전주입에 이용될 붕산수를 각각 구분하여 저장하도록 제1 냉각수 저장부(2130a)와 제2 냉각수 저장부(2130b)를 포함할 수 있다.
제1 냉각수 저장부(2130a)는 원자로냉각재계통(211) 내부의 현열 및 노심(211a)의 잔열을 제거하도록 증기발생기(211b)로 공급될 순수 냉각수를 저장한다. 제2 냉각수 저장부(2130b)는 원자로냉각재계통(211)의 수위를 유지시키도록 원자로냉각재계통(211) 내부로 직접 주입될 붕산수를 저장한다.
유체 순환부(2140)는 냉각수 저장부(2130)의 냉각수를 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)를 거쳐 순환유도 분사기구(2120)로 순환시키도록 형성된다. 유체 순환부(2140)는 유체공급배관(2141)과 증기방출배관(2142)을 포함한다.
유체공급배관(2141)은 냉각수 저장부(2130) 내부의 냉각수를 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)로 공급하도록 냉각수 저장부(2130)에 연결된다. 유체공급배관(2141)은 원자로냉각재계통(211)에 직접 또는 간접적으로 연결될 수 있다. 예를 들어, 유체공급배관(2141)은 도 12에 도시된 바와 같이 증기발생기(211b)로 냉각수를 공급하도록 급수관(213a)과 연결될 수 있다. 유체공급배관(2141)에는 격리밸브(2141a)와 체크밸브(2141b)가 설치될 수 있다.
증기방출배관(2142)은 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)에서 방출되는 제1유체를 순환유도 분사기구(2120)로 공급하도록 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)와 순환유도 분사기구(2120)에 연결된다. 증기방출배관(2142)은 도시한 바와 같이 증기발생기(211b)와 연결되어 증기발생기(211b)에서 방출되는 제1유체를 순환유도 분사기구(2120)로 공급할 수 있다. 증기방출배관(2142)에는 격리밸브(2142a)가 설치될 수 있다.
회수배관(2160)은 케이싱(2115)의 하부(2115b)에 집수된 응축수를 냉각수 저장부(2130)로 공급하도록 케이싱(2115)에서 냉각수 저장부로 연장된다. 회수배관(2160)에는 응축수의 유량을 조절하는 유량조절기(2160a)가 설치될 수 있다.
응축수가 회수배관(2160)을 통해 냉각수 저장부(2130)로 회수되면, 냉각수 저장부(2130)에서 출발한 냉각수의 1회 순환이 완료된다. 자연력에 의한 피동적인 방법으로 유체의 순환을 유도하므로, 유체의 순환은 1회의 순환에서 끝나는 것이 아니다. 원자로냉각재계통(211) 또는 증기발생기(211b)에서 증기가 생성되어 격납부(212) 내에서 유체의 순환을 유도할 수 있는 충분한 피동력이 유지되는 한, 유체의 순환은 계속적으로 지속될 수 있다.
첨가제 주입부(2180)는 냉각수 저장부(2130)에 집수된 응축수의 재휘발을 억제하는 첨가제를 응축수로 주입한다. 첨가제는 응축수의 pH를 기설정된 값 이상으로 유지시키도록 이루어진다.
냉각수에 용해된 방사성 요오드는 음이온의 형태로 존재하게 되는데. 방사성 요오드는 용해되어 있는 냉각수의 pH가 낮은 경우 재휘발되는 양이 크게 증가할 수 있다. 그 이유는, pH 7 이하의 냉각수에서 방사성 요오드는 휘발이 가능한 원소형요오도(2I2)의 형태로 변환되는 양이 크게 증가하기 때문이다. 이 밖에 원소형 요오드로 변환되는 양은 용해 냉각수의 온도 및 용액 내 요오드 농도 등과도 관련된다. 변환된 원소형 요오드는 냉각수 중의 요오드 농도와 대기 중의 요오드 농도비로 정의되는 분리계수에 따라 대기 중으로 재휘발될 수 있다. 관련 규제 요건에 따르면 용해 냉각수의 pH가 7.0 이상인 경우에는 원소형 요오드로 변환되는 양이 급격히 감소하여 재휘발을 무시할 수 있다.
첨가제는 예를 들어, 인산삼나트륨을 사용할 수 있다. 인산삼나트륨은 사고 시 격납부(212) 내부의 부식과 방사성 핵종의 재휘발을 방지하기 위해 냉각수의 pH를 조절한다. 그러나, 본 발명에서 첨가제의 종류가 반드시 이에 한정되는 것은 아니다. 상기 첨가제에는 냉각수 저장부(2130)의 수질을 피동적으로 관리하도록, 노심(211a)의 반응도를 억제하는 붕산 또는 기기의 부식 등을 억제하기 위한 기타 첨가제가 추가될 수 있다.
제1 냉각수 저장부(2130a)에 집수된 응축수의 수위가 기준 수위를 넘어서면, 냉각수 저장부(2130)는 제1 냉각수 저장부(2130a)에 집수된 응축수를 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입시키도록 이루어진다. 예를 들어, 응축수의 집수에 의해 제1 냉각수 저장부(2130a)의 수위가 점차 상승하여 기준 수위를 넘어서면 제1 냉각수 저장부(2130a)에 집수된 응축수가 넘쳐 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입될 수 있다.
첨가제 주입부(2180)는 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입되는 응축수에 첨가제를 주입하도록 제1 냉각수 저장부(2130a)에서 제2냉각수 저장부(2130b)로 이어지는 유로에 설치될 수 있다. 이에 따라 첨가제 주입부(2180)는 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입되는 응축수에 첨가제를 주입할 수 있다.
이하에서는 도 13를 참조하여 원전에서 가상의 사고가 발생한 경우 피동안전설비의 작동에 대하여 설명한다.
도 13은 도 12에 도시된 피동안전설비(2100) 및 이를 구비하는 원전(210)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다.
냉각재상실사고 등의 사고가 발생하면, 급수관(213a)과 증기관(214a)에 각각 설치된 격리밸브(213b, 14b)는 폐쇄되고, 안전주입배관(215a)에 설치된 밸브(215b)들은 개방된다. 그리고, 안전주입설비(215)에 의해 원자로냉각재계통(211)으로 안전주입이 이루어진다.
제2 냉각수 저장부(2130b)와 안전주입배관(215a)을 연결하는 배관(2115)에는 격리밸브(2115a)와 체크밸브(2115b)가 설치되어 있으며, 사고 발생 시 상기 격리밸브(2115a)와 체크밸브(2115b)도 개방된다. 이에 따라 원자로냉각재계통(211) 내부의 압력이 감소하면, 제2 냉각수 저장부(2130b)에 저장된 붕산수도 중력수두에 의해 원자로냉각재계통(211) 내부로 주입될 수 있다. 제2 냉각수 저장부(2130b)에 저장된 붕산수는 안전주입설비(215)와 함께 원자로냉각재계통(211) 내부의 수위를 유지시키는 역할을 한다.
유체공급배관(2141)에 설치된 격리밸브(2141a)와 체크밸브(2141b)도 개방되고, 제1 냉각수 저장부(2130a)로부터 중력수두에 의한 냉각수의 공급이 시작된다. 냉각수는 급수관(213a)을 통해 증기발생기(211b)의 하부 입구로 공급된다. 냉각수는 증기발생기(211b)에서 원자로냉각재계통(211) 내부의 현열 및 노심(211a)의 잔열을 제거하고 증기발생기(211b) 상부 출구로 방출된다.
증기방출배관(2142)에 설치된 격리밸브(2142a)도 개방되며, 증기발생기(211b)의 상부로 방출된 제1유체는 증기방출배관(2142)을 통해 증발한다. 제1유체는 순환유도 분사기구(2120)로 공급되고, 순환유도 분사기구(2120)는 증기방출배관(2142)을 통해 공급된 제1유체와 압력강하에 의해 격납부(212)의 내부로부터 인입된 제2유체를 케이싱(2115)의 내부로 분사한다.
순환유도 분사기구(2120)에서 분사된 제1유체와 제2유체는 열교환기(2112)에서 비상냉각수저장부(2111)의 냉각수와 열교환한다. 비상냉각수저장부(2111)의 냉각수는 연결배관(2113)을 통해 열교환기(2112)로 공급되고, 열교환기(2112)의 내부유로를 통과하면서 제1유체 및 제2유체와 열교환한다. 비상냉각수저장부(2111)의 냉각수는 연결배관(2113)을 통해 비상냉각수저장부(2111)와 열교환기(2112)를 계속적으로 순환한다.
열은 제1유체 및 제2유체로부터 냉각수로 전달된다. 제1유체와 제2유체는 냉각 및 응축되고, 냉각수는 가열된다. 비상냉각수저장부(2111) 내부의 냉각수는 온도가 상승하면 증발한다. 이에 따라 열은 외부 환경으로 방출한다.
제1유체와 제2유체가 열교환기(2112)에서 냉각 및 응축되어 형성된 응축수는 케이싱(2115)의 하부(2115b)에 집수된다. 집수된 응축수는 회수배관(2160)을 통해 안내되어 제1 냉각수 저장부(2130a)로 회수된다. 냉각수의 순환은 연속적이고 지속적으로 이루어진다.
제1 냉각수 저장부(2130a)에 응축수가 계속 집수되면, 제1 냉각수 저장부(2130a)의 수위는 점차 상승한다. 그리고, 제1 냉각수 저장부(2130a)의 수위가 상승함에 따라 응축수는 제1 냉각수 저장부(2130a)로부터 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입된다. 이 과정에서 첨가제 주입부(2180)는 응축수에 첨가제를 주입한다. 이에 따라 제2 냉각수 저장부(2130b)로 유입된 응축수의 재휘발은 억제될 수 있다.
응축수와 함께 배출된 비응축성 가스는 여과설비(2170)로 유입되어 여과된다. 비응축성 가스는 가스배관(2173)에 의해 형성되는 유로를 통해 필터 또는 흡착제(2171)로 공급된다. 필터 또는 흡착제(2171)는 비응축성 가스로부터 방사성 물질을 분리한다. 여과된 비응축성 가스는 가스 방출부(2172)를 통해 격납부(212)의 내부로 방출된다.
본 발명은 여과설비(2170)에 의해 격납부(212) 내부의 방사성 물질 농도를 조기에 낮출 수 있는 효과가 있다. 원전에는 원전의 사고를 가정하여 사고 시 일반 대중의 안전을 위해 제한구역경계거리(Exclusion Area Boundary, EAB)를 설정하고 일반인의 거주를 제한하고 있다. 본 발명은 여과설비(2170)에 의해 제한구역경계거리를 줄일 수 있다.
종래의 기술 중에는, 격납부 내부의 압력이 크게 상승하는 사고의 발생 시 격납부의 손상을 방지하고 외부 환경으로 방출되는 방사성 물질의 농도를 낮추기 위해 격납부여과배기계통(프랑스의 AREVA, 미국의 Westinghouse 등, Filtered Containment Ventilation System; FCVS)을 개발한 바 있다. 격납부여과배기계통은 격납부 내부와 외부와의 경계에 여과 설비를 설치하고, 격납부 내부의 압력이 크게 상승하는 사고가 발생하는 경우에 경계를 개방(파열판, 밸브 등을 이용)하고 격납부 내부의 대기를 여과설비를 통해 방출하는 개념을 적용하고 있다.
종래의 격납부여과배기계통을 채택한 원전에서 설계기준 초과 사고(여기서 설계기준 초과 사고란 격납부의 내부 압력이 설계압력 이상으로 크게 상승하는 사고를 의미한다)가 발생하는 경우, 격납부의 내부와 여과설비 사이에 설치되는 파열판 또는 밸브가 개방되고, 격납부의 내부와 외부에 형성된 압력차(격납부 내부에 형성되는 높은 압력과 격납부 외부의 대기 압력의 차이)에 의해 유동이 형성된다. 그리고, 이 유동에 의해 격납부 내부의 대기(공기 및 증기)가 여과설비를 통과한 후 격납부의 외부로 방출된다.
그러나, 종래의 격납부여과배기계통은 설계기준 사고(여기서 설계기준 사고란 격납부의 내부 압력이 설계 압력 범위 내에서 있는 사고를 의미한다)의 발생 시 작동하지 않는다. 따라서, 종래의 격납부여과배기계통은 설계기준 사고 발생 시 격납부 내부의 방사성 물질의 농도를 낮출 수 없으므로 격납부 외부로 누설되는 방사성 물질의 양을 크게 억제할 수 없는 문제가 있었다.
이와 달리 본 발명의 여과설비(2170)는, 설계기준 초과 사고뿐만 아니라 설계기준 사고를 포함하는 모든 사고의 발생 시에 작동하도록 이루어진다. 여과설비(2170)는 매우 낮은 방사성 물질 농도를 갖는 비응축성 가스를 격납부(212)의 내부로 방출하도록 이루어진다. 방사성 물질은 필터 또는 흡착제(2171)를 통과하면서 여과설비(2170) 내에 포집된다. 본 발명은 격납부(212) 내부의 방사성 물질 농도를 매우 효과적으로 감소시킬 수 있으므로 격납부(212) 외부로 누설되는 방사성 물질의 양을 현저히 낮출 수 있다. 그리고, 본 발명은 제한구역경계거리를 축소시킬 수 있다.
도 14는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2200) 및 이를 구비하는 원전(220)의 개념도다.
비상냉각수저장부(2211)는 격납부(222)의 외부에 설치되고, 상기 비상냉각수저장부(2211)의 내부에는 냉각수가 저장된다.
열교환기(2212)는 비상냉각수저장부(2211)의 내부에 설치된다. 열교환기(2212)의 입구헤더(2212a)와 출구헤더(2212b)는 각각 격납부(222)를 관통하는 연결배관(2213)에 연결된다. 연결배관(2213)은 순환유도 분사기구(2220)에서 분사되는 제1유체와 제2유체를 열교환기(2212)로 공급하도록 상기 순환유도 분사기구(2220)에 연결된다. 그리고 다른 연결배관(2213)은 제1유체와 제2유체의 냉각에 의해 형성되는 응축수와 비응축성 가스를 여과설비(2270)로 공급하도록 상기 여과설비(2270)에 연결된다.
도 14에 도시된 열교환기(2212)는 비상냉각수저장부(2211)의 냉각수에 침지되어 있다. 이러한 점에서 도 14의 냉각부(2210)는 침지식으로 구분할 수 있다. 단, 본 실시예에서는 침지식을 예로 도시하였으나, 원전(220)의 특성에 따라 비상냉각수저장부(2211)를 설치하지 않고 열교환기(2212)를 대기 중에 노출시키고 덕트(미도시)를 설치하여 냉각부(2210)를 공랭식으로 구성할 수도 있다.
순환유도 분사기구(2220)는 증기발생기(221b)로부터 제1유체를 공급하도록 증기방출배관(2242)에 연결된다. 순환유도 분사기구(2220)는 증기방출배관(2242)으로부터 공급받은 제1유체와 압력강하에 의해 인입된 제2유체를 연결배관(2213)으로 분사하도록 연결배관(2213)에 연결된다.
열교환기(2212)는 연결배관(2213)을 통해 유입되는 제1유체와 제2유체를 내부유로로 통과시켜 비상냉각수저장부(2211)의 냉각수와 열교환시킨다.
여과설비(2270)는 격납부(222)의 내부에 설치된다. 격납부(222)는 열교환기(2212)로부터 응축수와 비응축성 가스를 공급받도록 연결배관(2213)에 의해 열교환기(2212)와 연결된다. 회수배관(2260)은 여과설비(2270)로 공급된 응축수를 제1 냉각수 저장부(2230a)로 전달하도록 여과설비(2270)의 하부로부터 제1 냉각수 저장부(2230a)로 연장된다.
도 15는 도 14에 도시된 피동안전설비(2200) 및 이를 구비하는 원전(220)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다.
원전(220)에서 사고가 발생하면 급수관(223a)과 증기관(224a)에 각각 설치된 격리밸브(223b, 224b)는 폐쇄된다. 그리고, 유체공급배관(2241)에 설치된 격리밸브(2241a) 및 체크밸브(2241b)가 개방되며, 제2 냉각수 저장부(2230b)와 안전주입배관(225a)을 연결하는 배관(2215)에 설치된 격리밸브(2215a)와 체크밸브(2215b)도 개방된다.
제2 냉각수 저장부(2230b)의 냉각수는 안전주입설비(225)과 함께 원자로냉각재계통(221)으로 안전주입된다. 제1 냉각수 저장부(2230a)의 냉각수는 유체공급배관(2241)을 통해 증기발생기(221b)로 공급되어 원자로냉각재계통(221) 내부의 현열 및 노심(221a)의 잔열을 제거한다.
사고 시 증기방출배관(2242)의 격리밸브(2242a)도 개방된다. 증기발생기(221b)에서 방출된 제1유체는, 증기방출배관(2242)을 통해 증발하며, 순환유도 분사기구(2220)로 공급된다. 제2유체는 순환유도 분사기구(2220)로 인입되어 제1유체와 함께 연결배관(2213)으로 분사된다. 제1유체와 제2유체는 연결배관(2213)을 통해 열교환기(2212)로 공급된다. 제1유체와 제2유체는 열교환기(2212)의 내부유로를 통과하면서 비상냉각수저장부(2211)의 냉각수에 의해 냉각 및 응축된다.
열교환기(2212)에서 방출되는 응축수와 비응축성 가스는 다른 연결배관(2213)을 통해 여과설비(2270)로 공급된다. 여과설비(2270)에서 응축수는 회수배관(2260)을 통해 제1 냉각수 저장부(2230a)로 회수된다. 여과설비(2270)에서 비응축성 가스는 필터 또는 흡착제(2271)를 통과하면서 여과된다. 여과된 비응축성 가스는 가스 방출부(2272)를 통해 격납부(222)의 내부로 방출된다.
도 16은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2300) 및 이를 구비하는 원전(230)의 정상 운전 시를 나타내는 개념도다. 도 17은 도 16에 도시된 피동안전설비(2300) 및 이를 구비하는 원전(230)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다.
피동안전설비(2300)은 제1 냉각수 저장부(2330a)를 포함하고, 제2 냉각수 저장부는 포함하지 않는다는 점에서 앞의 실시예와 구별된다. 피동안전설비(2300)은 2차계통을 이용하여 원자로냉각재계통(231) 내부의 현열과 노심(231a)을 잔열을 제거한다. 제1 냉각수 저장부(2330a)의 순수 냉각수는 피동잔열제거 기능을 위해 증기발생기(231b)로 공급된다.
도 16 및 도 17에 도시된 냉각부(2310)는 도 12에 도시된 냉각부(2110)와 동일하므로, 순환식으로 구분될 수 있다. 나머지 구성 및 작동은 도 12 및 도 13에서 설명한 것으로 갈음한다.
도 18은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2400) 및 이를 구비하는 원전(240)의 정상 운전 시를 나타내는 개념도다. 도 19는 도 18에 도시된 피동안전설비(2400) 및 이를 구비하는 원전(240)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다.
피동안전설비(2400)은 1차계통을 이용한다.
제2 냉각수 저장부(2430b)는 원자로냉각재계통(241)의 수위를 유지시키기 위해 상기 원자로냉각재계통(241)의 내부로 주입될 붕산수를 저장한다. 제2 냉각수 저장부(2430b)는 유체공급배관(2441)에 의해 안전주입배관(245a)과 연결된다.
증기방출배관(2442)은 원자로냉각재계통(241)으로부터 방출되는 제1유체를 순환유도 분사기구(2420)로 공급하도록 상기 원자로냉각재계통(241)에 연결된다.
첨가제 주입부(2480)는 제2 냉각수 저장부(2430b)로 집수되는 응축수에 첨가제를 주입하도록 케이싱(2415)의 하부(2415b)로부터 냉각수 저장부(2430b)로 이어지는 유로에 설치될 수 있다. 예를 들어, 첨가제 주입부(2480)는 회수배관(2460)의 출구에 설치될 수 있다. 첨가제 주입부(2480)는 회수배관(2460)을 통해 제2 냉각수 저장부로 회수되는 응축수에 첨가제를 주입할 수 있다.
이 실시예에서 냉각재상실사고가 발생하는 경우 제1유체와 제2유체는 모두 1차유체다. 단, 증기관파단사고의 경우 제1유체는 1차유체고, 제2유체는 2차유체다. 1차유체는 제2 냉각수 저장부(2430b)로부터 출발하여 다시 제2 냉각수 저장부(2430b)로 회수될 때까지 피동안전설비(2400)을 순환한다. 피동안전설비(2400)은 증기발생기(241b)를 이용하지 않고 1차계통을 이용한다는 점에서 앞서 설명한 실시예와 상이하다.
도 20은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2500) 및 이를 구비하는 원전(250)의 정상 운전 시를 나타내는 개념도다. 도 21은 도 20에 도시된 피동안전설비(2500) 및 이를 구비하는 원전(250)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다.
냉각부(2510)는 제1열교환기(2512')와 제2열교환기(2512")를 포함한다.
제1열교환기(2512')는 순환유도 분사기구(2520)로부터 분사된 제1유체와 제2유체를 냉각하도록 격납부(252)의 내부에 설치된다. 이 실시예에서는 침지식을 예로 도시하였다. 그러나 원전(250)의 특성에 따라 비상냉각수저장부(2511)를 설치하지 않고, 제2열교환기(2512")를 대기중에 노출시키며, 덕트(미도시)를 설치하여 냉각부(2510)를 공랭식으로 구성할 수도 있다.
제2열교환기(2512")는 비상냉각수저장부(2511)의 내부에 설치된다. 그리고 연결배관(2513)은 폐유로를 형성하도록 제1열교환기(2512')와 제2열교환기(2512")를 연결한다. 연결배관(2513)에는 격리밸브(2514a) 또는 체크밸브(2514b)가 설치된다. 제2열교환기(2512")는 폐유로를 순환하는 유체에 전달된 열을 비상냉각수저장부(2511) 내부의 냉각수로 전달한다.
순환유도 분사기구(2520)에서 제1유체와 제2유체가 케이싱(2515)으로 분사되면, 제1유체와 제2유체는 제1열교환기(2512')의 폐유로를 순환하는 유체에 의해 냉각 및 응축된다. 제1유체와 제2유체의 응축에 의해 형성된 응축수는 케이싱(2515)의 하부(2515b)에 집수되며, 회수배관(2560)을 통해 제1 냉각수 저장부(2530a)로 회수된다.
제1유체와 제2유체로부터 열을 전달받은 폐유로 내의 유체는 연결배관(2513)을 통해 제2열교환기(2512")로 유동한다. 제2열교환기(2512")에서 열은 폐유로 내의 유체로부터 비상냉각수저장부(2511)의 냉각수로 전달된다. 비상냉각수저장부는 냉각수를 증발시켜 열을 외부로 방출한다. 유체는 계속해서 폐유로를 순환하면서 제1유체와 제2유체의 열을 전달받는다.
냉각부(2510)는 보충탱크(2516)를 더 포함할 수 있다.
보충탱크(2516)는 보충수를 저장하도록 형성된다. 보충탱크(2516)는 폐유로로 보충수를 공급하거나 폐유로의 잉여수를 수용하도록 연결배관(2513)에 연결된다. 보충탱크와 연결배관(2513)을 연결하는 배관(2516a)에는 격리밸브(2516b)가 설치된다. 상기 격리밸브(2516b)는 보충수의 공급이 필요한 시점에서 개방되도록 구성되거나, 또는 미리 개방되도록 구성될 수 있다. 폐유로 내의 유체는 보충수를 공급받아 충분한 수위를 유지할 수 있다.
도 22는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2600) 및 이를 구비하는 원전(260)의 정상 운전 시를 나타내는 개념도다.
비상냉각수저장부(2611)는 격납부(262)의 외부에 설치되고, 열교환기(2612)는 격납부(262)의 내부에 설치된다. 연결배관(2613)은 제1연결배관(2613a) 내지 제4연결배관(2613d)을 포함한다.
제1연결배관(2613a)은 비상냉각수저장부(2611)의 냉각수를 열교환기(2612)로 공급하는 유로를 형성하도록 비상냉각수저장부(2611)와 열교환기(2612)에 연결된다. 도 22에서 제1연결배관(2613a)은 비상냉각수저장부(2611)의 하부로부터 열교환기(2612)의 제1헤더(2612a)까지 연장되는 부분을 가리킨다. 제1연결배관(2613a)은 수랭식 냉각을 구현하도록 비상냉각수저장부(2211)의 냉각수를 열교환기(2612)로 유입시킨다.
제2연결배관(2613b)은 열교환기(2612)를 통과한 비상냉각수저장부(2611)의 냉각수를 외부로 배출시키도록 열교환기(2612)로부터 격납부(262)의 외부로 연장된다. 도 22에서 제2연결배관(2613b)은 열교환기(2612)의 제2헤더(2612b)로부터 격납부(222)의 외부로 연장되고 아래로 절곡되어 계속 연장되는 부분을 가리킨다.
제3연결배관(2613c)은 격납부(262) 외부의 대기를 열교환기(2612)로 공급하는 유로를 형성하도록 제2연결배관(2613b)으로부터 분기된다. 도 22에서 제3연결배관(2613c)은 제2연결배관(2613b)으로부터 분기되어 격납부(262)의 외부로 계속 연장되는 부분을 가리킨다. 제3연결배관(2613c)은 비상냉각수저장부(2611)의 냉각수가 고갈되면 공랭식 냉각을 구현하도록 격납부(262)의 대기를 열교환기(2612)로 유입시킨다.
제4연결배관(2613d)은 열교환기(2612)를 통과하면서 가열된 대기를 외부로 배출시키도록 제1연결배관(2613a)으로부터 분기되어 격납부(262)의 외부로 연장된다. 도 22에서 제4연결배관(2613d)은 제1연결배관(2613a)으로부터 분기되어 덕트(2617)로 연결되는 부분을 가리킨다.
덕트(2617)는 열교환기(2612)에서 방출되는 대기를 배출하기 위한 공기순환계통이다.
각각의 연결배관(2613a, 613b, 613c, 613d)에는 격리밸브(2614a'. 614a", 614b', 614b", 614c, 614d)가 적어도 하나씩 설치된다. 어느 격리밸브(2614a'. 614a", 614b', 614b", 614c, 614d)가 개방되느냐에 따라 열교환기(2612)로 유입되는 냉각매체가 달라진다. 격리밸브(2614a'. 614a", 614b', 614b", 614c, 614d)의 개폐에 따라 냉각부(2610)의 냉각 방식은 수랭식의 냉각과 공랭식의 냉각 중 어느 하나로 전환될 수 있다. 이 실시예에서는 수랭식과 공랭식을 혼합하는 경우에 대하여 도시하였으나, 원전의 특성에 따라 수랭식 관련 설비를 제거하여 공랭식 전용으로 구성될 수도 있다.
도 23과 도 24는 도 22에 도시된 피동안전설비(2600) 및 이를 구비하는 원전(260)의 사고 발생 시를 나타내는 개념도다. 피동안전설비(2600)은 도 23과 도 24의 순차적인 작동 과정을 거친다.
먼저 도 23을 참조하면, 원전에서 사고가 발생함에 따라 제1 냉각수 저장부(2630a)의 순수 냉각수가 증기발생기(261b)로 공급된다. 증기발생기(261b)에서 방출되는 제1유체는 증기방출배관(2642)을 통해 순환유도 분사기구(2620)로 공급된다. 순환유도 분사기구(2620)는 제1유체와 제2유체는 케이싱(2615)의 내부로 분사한다.
사고 발생 시 관련신호에 의해 제1연결배관(2613a)과 제2연결배관(2613b)에 설치되어 있던 격리밸브(2614a', 614b")가 개방된다. 제1연결배관(2613a)과 제2연결배관(2613b)에 설치되는 다른 격리밸브(2614a". 614b')는 유지 보수를 위해 필요한 시점에 개폐되고, 사고 시 계통의 파손 등으로 격납부(262)의 격리가 필요한 경우에 닫히도록 설정될 수 있다. 비상냉각수저장부(2611)에 저장되어 있던 냉각수는 중력수두에 의해 열교환기(2612)로 주입된다. 냉각수는 제1연결배관(2613a)을 통해 열교환기(2612)로 주입된다.
열교환기(2612)로 주입된 냉각수는 열교환기(2612)에서 제1유체 및 제2유체로부터 열을 전달받는다. 냉각수는 제2연결배관(2613b)을 통해 격납부(262)의 외부로 배출된다. 제1유체와 제2유체는 냉각되어 응축되고, 케이싱(2615)의 하부로 포집된다. 비응축성 가스는 여과설비(2670)에 의해 여과된다. 응축수는 회수배관(2660)을 통해 다시 제1 냉각수 저장부로 회수된다.
비상냉각수저장부(2611)에 저장되어 있던 냉각수가 열교환기(2612)로 주입된다는 점에서 도 22 내지 도 24에 도시된 냉각부(2610)는 주입식으로 구분될 수 있다. 주입식은 다시 중력 주입식과 가스 주입식으로 구분될 수 있다. 중력 주입식은 중력수두에 근거하여 냉각수를 주입한다. 가스 주입식은 밀폐된 비상냉각수저장부(2211)에 채워진 가스로 냉각수를 가압하여 냉각수를 주입한다. 도 22 내지 도 24의 냉각수 주입은 중력에 이루어진다는 점에서, 냉각부(2610)는 중력 주입식으로 구분된다.
중력 주입식 냉각은 비상냉각수저장부(2611)의 냉각수가 고갈될 때까지 계속될 수 있다. 비상냉각수저장부(2611)의 냉각수가 고갈된 후 피동안전설비(2600)의 작동은 도 24를 참조하여 설명한다.
도 24를 참조하면 제2연결배관(2613b)에 설치된 격리밸브(2614b")는 닫히고, 제3연결배관(2613c)과 제4연결배관(2613d)에 설치된 격리밸브(2614c, 614d)는 열린다. 이에 따라 수랭식으로 이루어지던 냉각은 공랭식으로 전환된다. 제3연결배관(2613c)을 통해 격납부(262) 외부의 대기가 열교환기(2612)로 유입된다. 열교환기(2612)에서 제1유체와 제2유체로부터 열을 전달받은 대기는 다시 제4연결배관(2613d)을 통해 덕트(2617)로 유동한다. 대기는 덕트(2617)를 통해 외부로 방출된다.
도 23 내지 도 24에서 설명한 바와 같이 수랭식과 공랭식의 혼합식으로 냉각이 이루어지면, 피동안전설비(2600)은 사고에 더욱 확실하게 대비할 수 있다. 열적 부하가 많은 사고 초반에는 냉각 효율이 좋은 수랭식으로 냉각을 하고, 열적 부하가 줄어드는 사고 후반에는 냉각수의 보충이 필요없는 공랭식으로 지속적인 냉각을 할 수 있다.
도 25는 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 피동안전설비(2700) 및 이를 구비하는 원전(270)의 정상운전 시를 나타내는 개념도다. 도 26은 도 25에 도시된 피동안전설비(2700)의 일부분을 확대하여 도시한 개념도다.
회수배관(2760)은 케이싱(2715)의 하부에 연결되고, 케이싱(2715)의 하부(2715b)로부터 제1 냉각수 저장부(2730a)까지 연장된다. 회수배관(2760)은 케이싱(2715)에 집수된 응축수의 유로를 형성한다. 응축수는 회수배관(2760)을 통해 케이싱(2715)으로부터 제1 냉각수 저장부(2730a)로 회수된다.
케이싱(2715)의 하부(2715b)에 연결된 회수배관(2760)과 별도로 여과설비(2770)의 하부에도 회수배관(2774)이 연결된다. 두 회수배관(2760, 774)을 구분하기 위해 케이싱(2715)에 연결되는 회수배관(2760)을 제1회수배관(2760)으로 명명하고, 여과설비(2770)의 하부에 연결되는 회수배관(2774)을 제2회수배관(2774)으로 구분한다. 제2회수배관(2774)은 제1회수배관(2760)에 연결된다.
냉각부(2710)의 냉각 과정에서 생성된 응축수는 케이싱(2715)의 하부에 집수되나 일부는 여과설비(2770)의 하부로 유입될 수도 있다. 케이싱(2715)의 하부(2715b)에 집수된 응축수는 제1회수배관(2760)을 통해 제1 냉각수 저장부(2730a)로 회수된다. 여과설비(2770)의 하부에 집수된 응축수는 제2연결배관(2774)을 통해 제1 냉각수 저장부(2730a)로 회수된다.
도 26을 참조하면, 제1회수배관(2760')의 적어도 일부가 다른 일부와 높이차를 형성한다. 이러한 구조의 제1회수배관(2760')을 이용하면 공기의 방출을 차단하여 방사성 물질을 함유한 비응축성 가스가 제1회수배관(2760')을 통해 방출되는 것을 방지할 수 있다.
도 27 내지 도 29는 순환유도 분사기구(1120)와 그 변형례(3820, 3920)를 나타낸 개념도다.
도 27은 도 1에 도시한 순환유도 분사기구(1120)를 나타낸 것으로, 제트펌프의 원리를 응용한 것이다. 이에 대한 설명은 앞에서 설명한 것으로 갈음한다.
도 28과 도 29는 도 27과 다른 순환유도 분사기구(3820, 3920)의 변형례로, 제트펌프가 아니라 터빈펌프의 원리를 응용한 것이다. 순환유도 분사기구(3820, 3920)는 제1유체 분사부(3821, 3921), 제2유체 인입부(3822b, 3922b), 순환유체 분사부(3822, 3922), 터빈블레이드(3823, 3923) 및 펌프임펠러(3824, 3924)를 포함한다.
터빈블레이드(3823, 3923)와 펌프임펠러(3824, 3924)는 제1유체 분사부(3821, 3921)의 출구에 설치되며, 이들의 회전력을 이용하면 격납부 내부의 제2유체를 인입시켜 격납부 내부의 순환유동을 촉진시킬 수 있다.
도 28을 참조하면, 터빈은 제1유체 분사부(3821)의 출구에 배치되는 상대적으로 소형의 터빈블레이드(3823)와 상기 제1유체 분사부(3821)의 출구로부터 소정 거리 이격된 위치에 배치되는 상대적으로 대형의 펌프임펠러(3824)를 포함한다.
도 29를 참조하면, 펌프임펠러(3924)의 위치가 의 경우보다 터빈블레이드(3923)에 가깝게 배치된다.
도 28과 도 29에 도시된 순환유도 분사기구(3820, 3920)에서 터빈블레이드(3823, 3923)는 제1유체의 원활한 분사를 유도하고, 펌프임펠러(3824, 3924)는 제2유체의 원활한 인입을 유도한다.
본 발명은 격납부 내부의 단순한 자연순환에만 의지하는 것이 아니라, 순환유도 분사기구를 이용하여 순환유동을 촉진시켜 격납부 내부를 냉각하는 효율을 증가시킬 수 있다. 순환유도 분사기구를 이용하면, 원자로냉각재계통에서 방출된 제1유체를 격납부 내부로 방출하지 않고 열교환기로 직접 공급할 수 있을 뿐만 아니라, 제1유체의 방출유동에 의해 격납부 내부의 제2유체도 함께 열교환기로 유도할 수 있으므로, 원전에서 격납부를 냉각하기 위한 열교환기의 크기 증가와 비용 증가 및 안전성 저하 문제를 해결할 수 있다.
또한, 본 발명은 비응축수를 격납부의 내부로 그대로 방출하지 않고 여과설비를 이용하여 여과한다. 따라서 본 발명은 격납부 내부의 방사성 물질 농도를 조기에 낮출 수 있다. 본 발명은 방사성 물질의 농도를 낮춤에 따라 제한구역경계거리를 축소시킬 수 있다.
이상에서 설명된 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전은 상기 설명된 실시예들의 구성과 방법에 한정되는 것이 아니라, 상기 실시예들은 다양한 변형이 이루어질 수 있도록 각 실시예들의 전부 또는 일부가 선택적으로 조합되어 구성될 수도 있다.
본 발명은 원전 산업 분야에서 안전성 향상을 위해 이용될 수 있다.

Claims (20)

  1. 원자로냉각재계통 또는 증기발생기로부터 방출되는 제1유체를 격납부 내부의 제2유체와 함께 냉각하도록 형성되는 냉각부; 및
    상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기로부터 방출된 상기 제1유체를 상기 냉각부로 분사하도록 형성되고, 상기 제1유체를 분사하면서 유발되는 압력강하에 의해 상기 제2유체를 인입시키도록 적어도 일부가 상기 격납부의 내부를 향해 개방되어 있으며, 인입된 상기 제2유체를 상기 제1유체와 함께 분사하는 순환유도 분사기구를 포함하는 피동안전설비.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 순환유도 분사기구는,
    상기 제1유체를 공급받도록 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기와 연결되고, 공급받은 상기 제1유체를 분사하도록 형성되는 제1유체 분사부;
    상기 격납부 내부의 제2유체를 인입시키도록 제1유체 분사부의 둘레에 환형으로 형성되는 제2유체 인입부; 및
    상기 제2유체 인입부를 형성하도록 상기 제1유체 분사부보다 큰 내경을 갖는 부분으로 상기 제1유체 분사부를 감싸고, 상기 제1유체와 상기 제2유체를 상기 냉각부로 공급하는 순환유체 분사부를 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 제1유체 분사부는 상기 제1유체를 상기 순환유체 분사부로 분사하는 노즐을 구비하고,
    상기 순환유체 분사부는,
    상기 제1유체를 분사하면서 국부적인 압력 강하를 유발하도록 주변보다 좁은 내경으로 형성되는 목;
    상기 목을 통과한 상기 제1유체 및 상기 제2유체를 상기 냉각부로 유도하는 디퓨저를 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  4. 제2항에 있어서,
    상기 순환유도 분사기구는,
    상기 제1유체 분사부의 출구에 회전 가능하게 설치되어 상기 제1유체의 분사를 유도하는 터빈블레이드; 및
    상기 터빈블레이드와 연결되어 상기 터빈블레이드와 함께 회전하며, 상기 제2유체 인입부를 통한 상기 제2유체의 인입을 유도하는 펌프임펠러를 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고, 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 포함하는 피동안전설비.
  6. 제5항에 있어서,
    상기 여과설비는,
    상기 비응축성 가스로부터 상기 방사성 물질을 분리하도록 이루어지는 필터 또는 흡착제;
    상기 필터 또는 흡착제를 통과하면서 여과된 비응축성 가스를 상기 격납부의 내부로 방출하도록 이루어지는 가스 방출부; 및
    상기 비응축성 가스를 상기 필터 또는 흡착제로 공급하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되는 가스배관을 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부는 상기 제1유체 및 상기 제2유체를 냉각시켜 응축수를 형성하고,
    상기 피동안전설비는 내부에 냉각수를 저장하도록 형성되는 냉각수 저장부를 더 포함하며,
    상기 냉각수 저장부는 상기 냉각부에서 배출되는 상기 응축수를 회수하도록 상기 냉각부의 하부에 설치되는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  8. 제7항에 있어서,
    상기 냉각수 저장부는,
    상기 원자로냉각재계통 내부의 현열 및 노심의 잔열을 제거하기 위해 상기 증기발생기로 공급될 순수 냉각수를 저장하는 제1 냉각수 저장부; 및
    상기 원자로냉각재계통의 수위를 유지시키기 위해 상기 원자로냉각재계통의 내부로 주입될 붕산수를 저장하는 제2 냉각수 저장부를 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 피동안전설비는 상기 냉각수 저장부에 집수된 응축수의 재휘발을 억제하는 첨가제를 상기 응축수로 주입하는 첨가제 주입부를 더 포함하고,
    상기 첨가제는 상기 응축수의 pH를 기설정된 값 이상으로 유지시키도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  10. 제9항에 있어서,
    상기 냉각수 저장부는 상기 제1 냉각수 저장부에 상기 응축수를 집수하고, 집수된 응축수의 수위가 기준 수위를 넘어서면 상기 냉각수 저장부는 상기 제1 냉각수 저장부에 집수된 응축수를 상기 제2 냉각수 저장부로 유입시키도록 이루어지며,
    상기 첨가제 주입부는 상기 제2 냉각수 저장부로 유입되는 응축수에 상기 첨가제를 주입하도록 상기 제1 냉각수 저장부에서 상기 제2 냉각수 저장부로 이어지는 유로에 설치되는 것을 특징으로 하는 피동안전설비
  11. 제9항에 있어서,
    상기 첨가제 주입부는 상기 냉각수 저장부로 집수되는 응축수에 상기 첨가제를 주입하도록 상기 냉각부로부터 상기 냉각수 저장부로 이어지는 유로에 설치되는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  12. 제7항에 있어서,
    상기 냉각부에서 낙하하는 상기 응축수를 집수하여 상기 냉각수 저장부로 회수시키도록, 상기 냉각부와 상기 냉각수 저장부 사이에 설치되는 응축수 집수부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  13. 제12항에 있어서,
    상기 피동안전설비는 냉각부의 냉각 과정에서 생성된 응축수를 상기 냉각수 저장부로 회수시키도록 상기 냉각부의 출구 또는 상기 응축수 집수부에서 상기 냉각수 저장부로 연장되는 회수배관을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  14. 제13항에 있어서,
    상기 피동안전설비는, 상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고, 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 더 포함하고,
    상기 회수배관은,
    상기 케이싱에 집수된 응축수의 유로를 형성하도록 상기 케이싱의 하부에 연결되는 제1회수배관; 및
    상기 여과설비에 집수된 응축수의 유로를 형성하도록 상기 여과설비의 하부에 연결되는 제2회수배관을 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  15. 제7항에 있어서,
    상기 피동안전설비는 상기 냉각수 저장부의 냉각수를 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기를 거쳐 상기 순환유도 분사기구로 순환시키도록 이루어지는 유체 순환부를 더 포함하고,
    상기 유체 순환부는,
    상기 냉각수 저장부 내부의 냉각수를 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기로 공급하도록 상기 냉각수 저장부에 연결되는 유체공급배관; 및
    상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기에서 방출되는 상기 제1유체를 상기 순환유도 분사기구로 공급하도록 상기 원자로냉각재계통 또는 상기 증기발생기와 상기 순환유도 분사기구에 연결되는 증기방출배관을 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  16. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부는,
    상기 격납부의 내부에 설치되고, 비상냉각수저장부의 냉각수나 상기 격납부 외부의 대기를 통과시켜 상기 순환유도 분사기구로부터 분사된 상기 제1유체 및 상기 제2유체와 열교환시키는 열교환기; 및
    적어도 일부가 상기 열교환기를 보호하도록 상기 열교환기를 감싸고, 상기 순환유도 분사기구에서 분사되는 제1유체와 제2유체를 수용하도록 이루어지는 케이싱을 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  17. 제16항에 있어서,
    상기 연결배관은,
    상기 비상냉각수저장부의 냉각수를 상기 열교환기로 공급하는 유로를 형성하도록 상기 비상냉각수저장부와 상기 열교환기에 연결되는 제1연결배관;
    상기 열교환기를 통과한 상기 비상냉각수저장부의 냉각수를 외부로 배출시키도록 열교환기로부터 상기 격납부의 외부로 연장되는 제2연결배관;
    상기 격납부 외부의 대기를 상기 열교환기로 공급하는 유로를 형성하도록 상기 제2연결배관으로부터 분기되어 상기 격납부의 외부로 연장되는 제3연결배관; 및
    상기 열교환기를 통과하면서 가열된 대기를 외부로 배출시키도록 상기 제1연결배관으로부터 분기되어 상기 격납부의 외부로 연장되는 제4연결배관을 포함하고,
    상기 피동안전설비는 상기 제1연결배관 내지 상기 제4연결배관에 각각 설치되는 격리밸브들을 더 포함하며,
    상기 격리밸브들은, 상기 비상냉각수저장부의 냉각수가 고갈되면 상기 냉각수를 이용한 수랭식 냉각에서 상기 대기를 이용한 공랭식 냉각으로 전환하도록 기설정된 신호에 의해 개폐되는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  18. 제1항에 있어서,
    상기 피동안전설비는, 상기 냉각부에서 방출되는 비응축성 가스를 여과하도록 상기 냉각부의 출구에 연결되고, 상기 비응축성 가스로부터 여과된 방사성 물질을 포집하는 여과설비를 더 포함하고,
    상기 냉각부는, 상기 격납부의 외부에 설치되어 상기 격납부를 관통하는 연결배관과 연결되며, 상기 연결배관을 통해 상기 순환유도 분사기구로부터 유입되는 상기 제1유체와 제2유체를 통과시켜 비상냉각수저장부의 냉각수나 상기 격납부 외부의 대기와 열교환시키는 열교환기를 포함하고,
    상기 여과설비는 상기 격납부의 내부에 설치되고, 상기 열교환기로부터 비응축성 가스와 응축수를 공급받도록 상기 연결배관에 의해 상기 열교환기와 연결되는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  19. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부는,
    상기 순환유도 분사기구로부터 분사된 상기 제1유체와 제2유체를 냉각하도록 상기 격납부의 내부에 설치되는 제1열교환기; 및
    상기 격납부의 외부에 설치되고, 폐유로를 형성하도록 상기 격납부를 관통하는 연결배관에 의해 상기 제1열교환기와 연결되며, 상기 폐유로를 순환하는 유체에 전달된 열을 비상냉각수저장부 내부의 냉각수 또는 상기 격납부 외부의 대기로 전달하는 제2열교환기를 포함하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
  20. 제1항에 있어서,
    상기 격납부는,
    철재로 형성되고, 상기 원자로냉각재계통을 감싸는 격납용기; 및
    콘크리트로 형성되며, 공기순환유로를 형성하도록 상기 격납용기로부터 이격된 위치에서 상기 격납용기를 감싸는 격납건물을 포함하고,
    상기 순환유도 분사기구는 상기 제1유체와 상기 제2유체를 상기 격납용기의 내벽면에 분사하도록 이루어지며,
    상기 냉각부는 상기 공기순환유로를 통해 순환하는 공기와 피동격납용기살수계통의 살수를 이용해 상기 격납용기를 냉각하는 것을 특징으로 하는 피동안전설비.
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