WO2015080447A1 - 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전 - Google Patents

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김영수
김영인
박천태
윤주현
김태완
김긍구
하재주
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한국원자력연구원
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Definitions

  • the present invention relates to a reactor coolant pump driven by steam produced in a steam generator and a nuclear power plant having the same.
  • the reactor is a separate type of reactor (e.g., commercial reactor: Korea) where main equipment (steam generator, pressurizer, pump impeller, etc.) is installed outside the reactor vessel depending on the installation location of the main equipment, and an integral reactor in which the main equipment is installed inside the reactor vessel. (Eg SMART Reactor: Korea).
  • main equipment steam generator, pressurizer, pump impeller, etc.
  • nuclear reactors are divided into active reactors (eg, commercial reactors: Korea) and passive reactors (eg, AP1000: USA), depending on the implementation of the safety system.
  • An active reactor is a reactor that uses an active device such as a pump that operates by electric power such as an emergency generator to drive a safety system.
  • a passive reactor is operated by driven force such as gravity or gas pressure to drive a safety system. It is a reactor using passive equipment.
  • a reactor coolant pump is installed to circulate the fluid inside the nuclear power plant.
  • all conventional reactor coolant pumps use an electric motor to generate power of the pump, electric power for driving the electric motor is required.
  • electricity is produced via turbines and generators, and energy loss (around 60%) occurs in the production of electricity.
  • the motor requires space for installation of the motor, facilities such as airtightness to prevent short-circuit and cooling of the heat generated from the motor are needed. It exists.
  • One object of the present invention is to propose a nuclear reactor coolant pump and a nuclear power plant having the same simplified to be driven without using an electric motor.
  • Another object of the present invention is to propose a reactor coolant pump and a nuclear power plant having the same that can improve the safety of the reactor.
  • the reactor coolant pump is rotatably installed in the primary fluid flow path of the reactor coolant system to circulate the primary fluid inside the reactor coolant system.
  • a pump impeller a driving unit for receiving steam from a steam generator to generate a driving force for rotating the pump impeller, rotating about the same axis of rotation as the pump impeller, and transmitting the generated driving force to the pump impeller, and from the steam generator
  • a steam supply unit which forms a flow path between the steam generator and the drive unit to supply at least a portion of the discharged steam to the drive unit.
  • the drive unit the drive turbine for receiving steam through the steam supply to convert the fluid power of the steam into mechanical rotational force to rotate around the axis of rotation in the same direction as the pump impeller, and the And a power transmission unit installed between the drive turbine and the pump impeller to transfer the mechanical rotational force formed from the drive turbine to the pump impeller.
  • the reactor coolant pump may further include a casing surrounding the drive turbine to isolate the primary fluid circulating in the reactor coolant system and the secondary fluid passing through the steam generator.
  • the power transmission unit is installed on the outside of the casing so as to face the main magnet and the main magnet, which is connected to the rotary shaft of the drive turbine so as to rotate with the drive turbine inside the casing when the drive turbine is rotated. It may include a driven magnet coupled to the rotating shaft of the impeller and coupled with the main magnet by the magnetic force to transmit the mechanical rotational force formed by the drive turbine to the pump impeller to rotate together with the rotation of the main magnet.
  • the coordinating magnet part and the driven magnet part may be formed so that at least a part of any one surrounds the other edge.
  • the power transmission unit may include a pump shaft connected to the pump impeller and the drive turbine at least partially through the casing to form a rotation shaft of the pump impeller and the drive turbine.
  • the pump shaft is connected to any one of the pump impeller and the drive turbine, at least a portion of the first pump shaft passing through the casing, and the other of the pump impeller and the drive turbine and the first pump shaft And a second pump shaft connected to the first pump shaft to rotate together with the first pump shaft.
  • the power transmission unit may further include a sealing device installed at a portion of the pump shaft passing through the casing to prevent leakage of the primary fluid or the secondary fluid.
  • the reactor coolant pump may further include a flywheel installed in the pump shaft to mitigate abrupt operation changes of the drive turbine or pump impeller and to provide circulating flow to the reactor coolant system when the reactor is stopped.
  • the reactor coolant pump may further include a steam recovery unit configured to form a flow passage communicating with the casing and connected to the main steam engine so as to recover the steam passing through the driving unit and supply the steam to the turbine system.
  • a steam recovery unit configured to form a flow passage communicating with the casing and connected to the main steam engine so as to recover the steam passing through the driving unit and supply the steam to the turbine system.
  • the steam supply unit and the steam recovery unit may be connected to a header of the steam generator, and a bypass passage may be installed in the header of the steam generator to transfer excess steam remaining to the driving unit to the main steam engine.
  • the steam recovery unit extends through the reactor coolant system to the outside of the reactor coolant system, and the reactor coolant pump connects the steam recovery unit and the main steam engine to introduce steam from the steam recovery unit to the main steam engine. It may further include a recovery pipe to connect, and a flow control valve installed in the recovery pipe to adjust the flow rate of the steam passing through the drive unit.
  • the reactor coolant pump may further include a bypass flow control valve installed in the main steam engine to adjust the flow rate of the excess steam passing through the bypass passage.
  • the present invention also discloses a nuclear power plant having a reactor coolant pump.
  • the nuclear power plant is a steam generator for generating steam by transferring heat supplied from the core to the secondary fluid flowing through the water supply pipe, and using the power produced by at least a portion of the steam generated in the steam generator, the reactor 1 is inside the reactor coolant system.
  • a reactor coolant pump configured to circulate the primary fluid, wherein the reactor coolant pump includes a pump impeller rotatably installed in a primary fluid flow path of the reactor coolant system to circulate a primary fluid inside the reactor coolant system;
  • the steam to supply at least a portion to the drive It includes a steam supply unit for forming a flow path between the freshness and the drive section.
  • the reactor coolant pump is operated by using the driving force produced by the drive turbine without using an electric motor. It can drive and reduce the energy loss in the electricity production process.
  • the reactor coolant pump when the reactor coolant pump is applied to an integrated reactor, the reactor coolant pump is installed inside the reactor coolant system (reactor vessel).
  • the pump can be densified and simplified, and the equipment is simple and easy to maintain since it does not require airtightness to prevent short circuit of the motor, and equipment for cooling the heat generated from the motor.
  • the present invention since the steam supplied from the steam generator is used in the production of the driving force for driving the reactor coolant pump and recovered again, it is possible to minimize the energy loss.
  • the present invention is to continue to operate the reactor coolant pump for a considerable time required to alleviate the accident until the temperature of the reactor coolant system can not produce steam by using the steam produced in the steam generator in the event of an accident. Therefore, the safety of the nuclear reactor can be improved by improving the natural circulation performance of the nuclear power plant and safely cooling the reactor.
  • FIG. 1 is a conceptual diagram of a nuclear reactor coolant pump and a nuclear power plant having the same according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is an enlarged view of the reactor coolant pump shown in FIG.
  • FIG. 3 is a conceptual view showing a modification of the reactor coolant pump shown in FIG.
  • FIG. 4 is a conceptual view showing another modification of the reactor coolant pump shown in FIG.
  • FIG. 5 is a conceptual diagram for explaining the operation of the reactor coolant pump and the nuclear power plant having the same shown in Figure 1 during normal operation of the nuclear power plant.
  • FIG. 6 is a conceptual diagram for explaining the operation of the reactor coolant pump and the nuclear power plant having the same shown in Figure 1 when an accident occurs in the nuclear power plant.
  • FIG. 7 is a conceptual view of a nuclear reactor coolant pump and a nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 8 is an enlarged view of the reactor coolant pump shown in FIG.
  • FIG. 9 is a conceptual view showing a modification of the reactor coolant pump shown in FIG.
  • FIG. 10 is a conceptual diagram of a nuclear reactor coolant pump and a nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 1 is a conceptual diagram of a nuclear reactor coolant pump 100 and a nuclear power plant having the same according to an embodiment of the present invention.
  • the reactor coolant system 10 is a system for transporting thermal energy generated by nuclear fission in the core 12 to be transferred to the secondary system through the steam generator 13.
  • the reactor coolant system 10 includes a reactor vessel 11 and facilities installed inside the reactor vessel 11.
  • the reactor vessel 11 is filled with a primary fluid for cooling the nuclear fuel, the steam generator 13 for receiving the thermal energy from the core 12 to convert the feed water of the secondary system to steam is installed.
  • the steam generator 13 receives heat from the core 12 and receives steam (secondary fluid) supplied from the secondary system supplied through the main water supply pipe 14 connected to the lower inlet header 13a. Secondary fluids). Feed water is converted into steam in the steam generator 13 is delivered to the turbine system (not shown) through the main steam engine (15).
  • the reactor coolant system 10 forms a pressure boundary between the primary fluid contained in the reactor vessel 11 and the secondary fluid passing through the steam generator 13 to isolate the primary and secondary fluids from each other. Prevent leakage to the outside.
  • the reactor coolant pump 100 circulates the primary fluid filled in the reactor coolant system 10 to cool the nuclear fuel. While cooling the core 12, the high temperature primary fluid, which receives heat from the core 12, rises, and the reactor coolant pump 100 circulates the primary fluid back downward.
  • the reactor coolant pump 100 proposed in the present invention is driven by using steam generated by the steam generator 13 instead of an electric motor.
  • the reactor coolant pump 100 is a reactor coolant as shown in FIG. 1. It may be installed inside the system 10.
  • the reactor coolant pump 100 includes a pump impeller 110, a driving unit 120, a steam supply unit 130, and a steam recovery unit 140.
  • the pump impeller 110 is installed in the reactor coolant system 10 to circulate the primary fluid in the reactor coolant system 10 by rotation. As shown in FIG. 1, the pump impeller 110 may be installed in the flow path of the primary fluid in the reactor vessel 11. In the case of a separate reactor, the pump impeller 11 may be installed in a circulation pipe of the reactor coolant system.
  • a flow path structure 11a protruding from the inner wall of the reactor coolant system 10 is installed around the pump impeller 110.
  • the flow path structure 11a flows relatively evenly with the primary fluid inside the reactor coolant system 10 and forms an appropriate gap with the pump impeller 110 to perform the performance of the reactor coolant pump 100. To form a flow path.
  • the driving unit 120 generates a driving force for rotating the pump impeller 110.
  • the driving unit 120 receives steam from the steam generator 13 and rotates around the rotating shaft 121 'in the same direction as the rotating shaft 110' of the pump impeller 110. In addition, the driving unit 120 transmits the driving force generated by the rotation to the pump impeller 110.
  • the steam supply unit 130 forms a flow path between the steam generator 13 and the driving unit 120 to supply at least a portion of the steam discharged from the steam generator 13 to the driving unit 120.
  • the steam recovery unit 140 recovers the steam passing through the driving unit 120 and supplies the steam to the main steam engine 15 installed between the steam generator 13 and the turbine system (not shown). The recovered steam is supplied to the turbine system through the main steam engine (15).
  • the steam supply unit 130 and the steam recovery unit 140 may be formed to branch from the outlet header 13b of the steam generator 13.
  • the steam generated by the steam generator 13 is supplied to the driving unit 120 through the steam supply unit 130, and the driving unit 120 converts the fluid power into mechanical rotational force.
  • the driving force generated by the mechanical rotational force is transmitted to the pump impeller 110, the pump impeller 110 is rotated by the steam produced in the steam generator (13).
  • the pump impeller 110 converts the mechanical rotational force transmitted from the driving unit 120 back into the fluid power to circulate the primary fluid which is the internal fluid of the reactor coolant system 10.
  • the steam is recovered and supplied to the main steam engine 15. Therefore, the present invention can drive the reactor coolant pump 100 without an electric motor, and can recover steam, thereby minimizing the loss of energy in the process of driving the reactor coolant pump 100.
  • FIG. 2 is an enlarged view of the reactor coolant pump 100 shown in FIG. 1.
  • the pump impeller 110 is formed to be rotatable about a rotating shaft. Rotation of the pump impeller 110 causes the primary fluid in the reactor coolant system 10 to flow from top to bottom.
  • the driving unit 120 may include a driving turbine 121 for generating a driving force for rotating the pump impeller 110 and a power transmission unit 122 for transmitting the driving force generated from the driving turbine 121 to the pump impeller 110. Include.
  • the casing 123 isolates the primary fluid circulating in the reactor coolant system 10 and the secondary fluid passing through the steam generator 13.
  • the casing 123 is formed to communicate with the steam supply unit 130 and at least a portion of the casing 123 surrounds the drive turbine 121. Casing 123 maintains a pressure boundary between the primary fluid and the secondary fluid.
  • the casing 123 is connected to the outlet header 13b of the steam generator 13.
  • the steam is supplied into the casing 123 through the steam supply unit 130 at the outlet header 13b of the steam generator 13, and the steam passing through the driving unit 120 is again supplied through the steam recovery unit 140. It is discharged to the exit header 13b of 13.
  • the steam discharged to the steam generator 13 outlet header 13b through the steam recovery unit 140 is supplied to the main steam engine 15 (see Fig. 1).
  • the drive turbine 121 receives steam from the steam generator 13 through the steam supply unit 130 so as to convert the mechanical power of the fluid power of the steam and rotates about a rotation axis in the same direction as the pump impeller 110.
  • the power transmission unit 122 is installed between the drive turbine 121 and the pump impeller 110 to transmit the mechanical rotational force formed from the drive turbine 121 to the pump impeller 110.
  • a sealing method is a magnet pump method.
  • the power transmission unit 122 of the magnet pump type includes a main magnet 122a and a driven magnet 122b.
  • the main magnet 122a is connected to the rotation shaft of the drive turbine 121 to rotate together with the drive turbine 121 in the casing 123 when the drive turbine 121 rotates.
  • the driven magnet part 122b is installed outside the casing 123 so as to face the main magnet part 122a and is connected to the rotation shaft of the pump impeller 110.
  • the driven magnet part 122b is coupled with the main magnet part 122a by a magnetic force to receive the mechanical rotational force formed by the drive turbine 121 and transmit it to the pump impeller 110.
  • the driven magnet 122b When the main magnet 122a rotates, the driven magnet 122b is also rotated to transmit mechanical rotational force to the pump impeller 110, and the pump impeller 110 uses steam supplied from the steam generator 13 as a result. It rotates with the driving force generated.
  • the main magnet 122a and the driven magnet 122b are coupled and rotated by magnetic force, the main magnet 122a and the driven magnet 122b are spaced apart from each other to be installed inside and outside the casing 123, respectively. Can be. Therefore, the casing 123 maintains the sealing state of the driving unit 120, so that the pressure boundary between the primary fluid and the secondary fluid is not damaged during the transmission of the driving force.
  • Bearings 122a ', 122a ", and 122b' for lubricating action are installed on the rotating shaft of the pump impeller 110 and the rotating shaft of the drive turbine 121.
  • the bearings 122a ', 122a", and 122b' are pump impellers. It is formed to surround or support the rotary shaft of the 110 and the rotary shaft of the drive turbine 121, one end of the rotary shaft 110 'of the pump impeller 110, both ends of the rotary shaft 121' of the drive turbine 121 as shown Can be installed on
  • the steam supply unit 130 and the steam recovery unit 140 are connected to the outlet header 13b of the steam generator 13.
  • a bypass passage 13 ′ may be installed at the outlet header 13b of the steam generator 13 to supply the excess steam which is supplied to the driving unit 120 to the main steam engine 15. Therefore, all of the steam generated by the steam generator 13 may be supplied to the driving unit 120, but if the amount of steam supplied to the driving unit 120 is sufficient, only a part of the steam is supplied to the driving unit 120 and the remaining part of the steam. It may be supplied to the chief complaint engine 15 through the recovery unit 140. Only about a few percent of the steam generated in the steam generator 13 may be supplied to the reactor coolant pump.
  • the reactor coolant pump 100 proposed by the present invention is configured to rotate the pump impeller 110 by using a driving turbine 121 inside the reactor coolant system 10 without using an electric motor.
  • the power transmission unit 122 may transmit the driving force produced in the drive turbine 121 to the pump impeller 110 without damaging the pressure boundary between the primary fluid and the secondary fluid.
  • FIG. 3 is a conceptual diagram illustrating a modification of the reactor coolant pump 100 illustrated in FIG. 2.
  • the rotation axis of the pump impeller 110 and the rotation axis of the driving motor do not necessarily have to face in the vertical direction.
  • the direction of the rotation shaft 110 ′ of the pump impeller 110 and the direction of the rotation shaft 121 ′ of the driving motor may be modified.
  • the pump impeller 110 and the driving turbine 121 may be formed to rotate about the rotation shafts 110 ′ and 121 ′ extending in the horizontal direction, respectively, and the main magnet portion 122a and the bell of the power transmission unit 122.
  • the copper magnet portion 122b may also rotate about the rotation shaft 121 'of the drive turbine 121 and the rotation shaft 110' of the pump impeller 110, respectively.
  • the installation direction of the flow path structure 11a is also deformed according to the rotational direction of the pump impeller 110 so as to introduce the primary fluid in the direction toward which the rotation shaft 110 'of the pump impeller 110 faces.
  • Directions of the rotary shafts 110 'and 121' of the pump impeller 110 and the drive turbine 121 may be modified according to the structure and requirements of the nuclear power plant, respectively.
  • FIG. 4 is a conceptual diagram illustrating another modified example of the reactor coolant pump 100 illustrated in FIG. 2.
  • the main magnet 122a maintains the state connected to the rotating shaft 121 'of the drive turbine 121, and rotates together according to the drive turbine 121. At least a part of the main magnet 122a is formed to surround the edge of the driven magnet 122b. Unlike shown, at least a portion of the driven magnet portion 122b may be formed to surround the edge of the main magnet portion 122a.
  • the casing 123 is formed to correspond to the main magnet 122a and surrounds the main magnet 122a and the driving turbine 121.
  • the pressure boundary between the primary fluid and the secondary fluid is maintained by the casing 123.
  • the distance between the main magnet 122a and the driven magnet 122b may vary according to the design requirements of the nuclear power plant, but in general, the distance between the main magnet 122a and the driven magnet 122b is far from the magnetic coupling distance. Ground shear magnetic force tends to decrease. Therefore, it is necessary to adjust the distance between the main magnet 122a and the driven magnet 122b so as not to reduce the shear magnetic force excessively within the required range.
  • the reactor coolant pump 100 when at least a portion of the main magnet portion 122a is formed to surround the edge of the driven magnet portion 122b. Can save installation space.
  • FIG. 5 is a conceptual view illustrating the operation of the reactor coolant pump 100 and the nuclear power plant having the same shown in FIG. 1 during normal operation of the nuclear power plant.
  • both the main water supply pipe 14 and the isolation valves 14a and 15a of the main steam engine 15 are opened. Water supplied as secondary fluid is supplied through the main water supply pipe 14, and the steam generator 13 transmits heat supplied from the core 12 to the water supply to generate steam.
  • the steam generated in the steam generator 13 is discharged to the outlet header 13b, and at least a part of the steam is supplied to the reactor coolant pump 100 through the steam supply unit 130.
  • the driving unit 120 converts the fluid power into mechanical rotational force to generate a driving force necessary for the rotation of the pump impeller 110, and the pump impeller 110 converts the mechanical rotational force into fluid power again by rotation, thereby cooling the reactor coolant system 10. ) Circulate the primary fluid inside.
  • the steam passing through the driving unit 120 and the steam passing through the bypass passage 13 ′ from the outlet header 13b of the steam generator 13 flow into the main steam engine 15 and are supplied to the turbine system (not shown).
  • steam is generated by using water from the steam generator 13, and at least a part of the generated steam is used to generate power required for driving the reactor coolant pump 100.
  • FIG. 6 is a conceptual view illustrating the operation of the nuclear reactor coolant pump 100 shown in FIG. 1 and a nuclear power plant including the same when an accident occurs in a nuclear power plant.
  • the isolation valves 14a and 15a installed in the main water supply pipe 14 and the main steam engine 15 are all closed.
  • the isolation valves 16a 'and 16b' installed in the pipes 16a and 16b connected to the safety system such as the driven residual heat removal system (not shown) or the auxiliary water supply system (not shown) are opened.
  • the supply of water to the steam generator 13 is stopped due to the closing of the main water supply pipe 14 and the main steam engine 15, but the isolation valves 16a 'and 16b' installed in the pipes 16a and 16b connected to the safety system are As it opens, water is supplied to the steam generator 13.
  • Cooling water is supplied to the steam generator 13 when the pipes 16a and 16b connected to the driven residual heat removal system or the discharge pipe are opened, and the coolant is sensible and core 12 of the reactor coolant system 10 in the steam generator 13. Receives the residual heat of the steam is discharged to the outside of the steam generator (13). Referring to this from the position of the steam generator 13, the steam generator 13 generates steam using the supplied cooling water, the generated steam is discharged through the outlet header (13b).
  • At least a part of the steam from the steam generator 13 outlet header 13b is supplied to the reactor coolant pump 100, and the driving unit 120 generates a driving force necessary for rotation of the pump impeller 110.
  • the steam is recovered again and exits the steam generator 13 toward the passive residual heat removal system or discharge piping.
  • the steam is generated by using the cooling water supplied from the safety system such as the passive residual heat removal system or the auxiliary water supply system even when the supply of water is stopped due to an accident in the nuclear power plant as well as the normal operation of the nuclear power plant. And the generated steam can be used to produce the driving force required for the rotation of the pump impeller (110).
  • the safety system such as the passive residual heat removal system or the auxiliary water supply system even when the supply of water is stopped due to an accident in the nuclear power plant as well as the normal operation of the nuclear power plant.
  • the generated steam can be used to produce the driving force required for the rotation of the pump impeller (110).
  • the present invention does not stop the pump impeller 110 that normally rotates even in the event of an accident of a nuclear power plant, but the pump impeller until the temperature of the reactor coolant system reaches a low temperature so that steam cannot be produced by the steam generator ( 110 is continuously rotated and the rotational speed is gradually reduced to continuously circulate the primary fluid inside the reactor coolant system (10).
  • Reactor coolant pump 100 may be driven to enable.
  • the reactor experiences a rapid transient in the early stage of the accident, it is important to secure sufficient circulation flow rate of the reactor coolant system for cooling the core 12 during the initial stage of the accident.
  • the reactor coolant pump 100 of the present invention can produce a sufficient amount of steam in the steam generator 13 by using the heat of the reactor coolant system at the beginning of the accident, it is very advantageous to secure the circulation flow rate of the reactor coolant system at the beginning of the accident. Therefore, the present invention can ultimately contribute to improving the safety of nuclear power plants.
  • FIG. 7 is a conceptual diagram of a nuclear reactor coolant pump 200 and a nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the structure of the reactor coolant pump 200 and the nuclear power plant shown in FIG. 7 is similar to the reactor coolant pump 100 and the nuclear power plant shown in FIG. 1.
  • the reactor coolant pump 200 shown in FIG. 7 discloses a power transmission unit 222 (see FIG. 8) having a power transmission mechanism different from that of FIG. 1.
  • the detailed structure of the power transmission unit 222 will be described with reference to FIG. 8.
  • FIG. 8 is an enlarged view of the reactor coolant pump 200 shown in FIG. 7.
  • the power transmission unit 222 of the reactor coolant pump 200 shown is a method of sealing the pump shaft 222 with a mechanical seal 224 of the mechanism for transmitting the mechanical rotational force to the pump impeller 210.
  • the power transmission unit 222 penetrates through the casing 223 to form a rotation shaft of the pump impeller 210 and the drive turbine 221, and is connected to the pump impeller 210 and the drive turbine 221, respectively. It includes.
  • the drive turbine 221 is rotated by the steam supplied through the steam supply unit 230
  • the pump impeller 210 connected to the drive turbine 221 by the pump shaft 222 also rotates
  • the pump impeller 210 is a nuclear reactor
  • the primary fluid in the coolant system 20 (see FIG. 7) is circulated.
  • the pump shaft 222 may be formed of a plurality of pump shafts 222, not illustrated as a single component.
  • the first pump shaft is connected to any one of the pump impeller 210 and the drive turbine 221, at least part of the casing Can penetrate 223.
  • the second pump shaft may be connected to the other of the pump impeller 210 and the drive turbine 221 and may be connected to the first pump shaft to rotate together with the first pump shaft.
  • the first pump shaft and the second pump shaft may be engaged with and rotated by a gear.
  • the power transmission unit 222 further includes a sealing device 224 to prevent leakage of the primary fluid and the secondary fluid, the sealing device 224 is provided at the portion where the pump shaft 222 penetrates the casing 223. It is installed to surround the pump shaft 222. Thus, the pressure boundary between the primary fluid and the secondary fluid is maintained by the casing 223 and the sealing device 224.
  • the rotary shaft of the drive turbine 221 and the rotary shaft of the pump impeller 210 which is installed outside the casing 223 may be formed as a separate pump shaft, not integral. .
  • the flywheel 225 pumps to mitigate abrupt performance changes of the reactor coolant pump 200 due to rapid fluctuations around the drive turbine 221 or the pump impeller 210 and to provide circulating flow to the reactor coolant system for a certain period of time when the reactor is stopped. It is installed on the shaft 222. Although the flywheel 225 may not be installed depending on the required characteristics of the nuclear power plant, when the flywheel 225 is installed on the pump shaft 222 as shown, the pump impeller 210, the drive turbine 221, and the flywheel ( 225 uses pump shaft 222 as the same (integrated) axis of rotation.
  • FIG. 9 is a conceptual diagram illustrating a modification of the reactor coolant pump 200 shown in FIG. 8.
  • the rotational axis of the pump impeller 210 and the rotational axis of the driving motor do not necessarily have to be in a vertical direction.
  • the rotation axis direction of the pump impeller 210 and the rotation axis direction of the driving motor may be modified.
  • the pump shaft 222 may be installed to extend in the horizontal direction, the pump impeller 210 is installed on the pump shaft 222 from the outside of the casing 223 and the drive turbine 221 is inside the casing 223. Is installed on the pump shaft 222 can rotate about the pump shaft 222 in the horizontal direction.
  • the extending direction of the pump shaft 222 may be modified according to the structure and requirements of the nuclear power plant.
  • the installation direction of the flow path structure 21a is also deformed according to the rotation direction of the pump impeller 210 and is formed to introduce the primary fluid in the direction in which the pump shaft 222 is directed.
  • FIG. 10 is a conceptual diagram of a nuclear reactor coolant pump 300 and a nuclear power plant having the same according to another embodiment of the present invention.
  • the steam recovery unit 340 passes through the reactor coolant system 30 and extends to the outside of the reactor coolant system 30.
  • the steam recovery unit 340 may penetrate the outer wall of the reactor vessel 31 as shown.
  • the recovery pipe 341 connects the steam recovery unit 340 and the main steam engine 35 to introduce steam from the steam recovery unit 140 to the main steam engine 35.
  • the recovery pipe 341 is provided with a flow control valve 342 for adjusting the flow rate of the steam passing through the driving unit 320.
  • the steam generator 33 outlet header 33b and the main steam engine 35 or the steam recovery pipe 341 penetrating the reactor coolant system 30 are the reactor vessel. It can be connected by the nozzle and the fastening installation which are installed in 31.
  • the main steam pipe 35 may be provided with a bypass flow rate control valve 35a formed to adjust the flow rate of the excess steam passing through the bypass passage 13 '(see FIG. 2).
  • the amount of steam supplied from the steam generator 33 to the reactor coolant pump 300 and the main steam engine 35 may be determined by the organic opening and closing operations of the bypass flow control valve 35a and the flow control valve 342, respectively. .
  • the reactor coolant pump and the nuclear power plant having the same described above are not limited to the configuration and method of the above-described embodiments, but the embodiments may be selectively combined with all or some of the embodiments so that various modifications may be made. It may be configured.
  • the present invention can be used to improve the performance and safety of the reactor coolant pump in the nuclear power industry.

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Abstract

본 발명은 전동기에 의존하지 않고 원전 내부에서 생산된 구동력에 의해 구동되어 원전의 정상 운전 시는 물론 원전에서 사고가 발생하는 경우에도 원전의 안전성을 유지시킬 수 있는 원자로냉각재펌프를 제안한다. 원자로냉각재펌프는, 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통의 1차 유체 유로에 회전 가능하게 설치되는 펌프 임펠러, 상기 펌프 임펠러를 회전시키는 구동력을 발생 시키도록 증기발생기로부터 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 회전축을 중심으로 회전하고 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러에 전달하는 구동부, 및 상기 증기발생기로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부로 공급하도록 상기 증기발생기와 상기 구동부의 사이에 유로를 형성하는 증기공급부를 포함한다.

Description

원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
본 발명은 증기발생기에서 생산된 증기로 구동되는 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전에 관한 것이다.
원자로는 주요기기의 설치위치에 따라 주요기기(증기발생기, 가압기, 펌프 임펠러 등)가 원자로용기 외부에 설치되는 분리형원자로(예, 상용 원자로: 한국)와 주요기기가 원자로용기 내부에 설치되는 일체형원자로(예, SMART 원자로: 한국)로 나뉜다.
또한, 원자로는 안전계통의 구현 방식에 따라 능동형원자로(예, 상용 원자로: 한국)와 피동형원자로(예, AP1000: 미국)로 나뉜다. 능동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 비상발전기 등의 전력에 의해 작동하는 펌프와 같은 능동 기기를 사용하는 원자로이며, 피동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 중력 또는 가스압력 등의 피동력에 의해 작동하는 피동 기기를 사용하는 원자로이다.
원자로에서는 원전 내부의 유체를 순환시키기 위하여 원자로냉각재펌프가 설치된다. 그러나, 종래의 원자로냉각재펌프는 모두 펌프의 동력을 형성하기 위해 전동기를 사용하고 있으므로, 전동기 구동을 위한 전력을 필요로 하게 된다. 원전에서 전력은 터빈과 발전기를 거쳐 생산되며, 전기의 생산과정에서 에너지 손실(약 60%내외 손실)이 크게 발생하게 된다. 또한 전동기를 사용하므로 전동기 설치를 위한 소요 공간이 필요하고, 누전을 방지하기 위한 기밀유지, 전동기에서 발생하는 열을 냉각하는 등의 설비가 필요하게 되어 설계 및 제작의 어려움과 비용 증가 등의 현안이 상존한다.
따라서, 전동기를 이용하는 종래의 원자로냉각재펌프의 문제점을 극복할 수 있는 원자로냉각재펌프에 대하여 고려될 수 있다.
본 발명의 일 목적은 전동기를 사용하지 않고 구동되도록 단순화된 원자로냉각재펌프와 이를 구비하는 원전을 제안하기 위한 것이다.
본 발명의 다른 일 목적은 사고 발생 시에도 증기에 의해 사고 완화가 요구되는 상당 시간 동안 구동될 수 있는 원자로냉각재펌프와 이를 구비하는 원전을 제공하기 위한 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은 원자로의 안전성을 향상시킬 수 있는 원자로냉각재펌프와 이를 구비하는 원전을 제시하기 위한 것이다.
이와 같은 본 발명의 일 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 일 실시예에 따르는 원자로냉각재펌프는, 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통의 1차 유체 유로에 회전 가능하게 설치되는 펌프 임펠러, 상기 펌프 임펠러를 회전시키는 구동력을 발생시키도록 증기발생기로부터 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 회전축을 중심으로 회전하고 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러에 전달하는 구동부, 및 상기 증기발생기로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부로 공급하도록 상기 증기발생기와 상기 구동부의 사이에 유로를 형성하는 증기공급부를 포함한다.
본 발명과 관련한 일 예에 따르면, 상기 구동부는, 증기의 유체 동력을 기계적 회전력으로 전환하도록 상기 증기공급부를 통해 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 방향의 회전축을 중심으로 회전하는 구동터빈, 및 상기 구동터빈으로부터 형성된 기계적 회전력을 상기 펌프 임펠러로 전달하도록 상기 구동터빈과 상기 펌프 임펠러 사이에 설치되는 동력전달부를 포함한다.
상기 원자로냉각재펌프는, 상기 원자로냉각재계통 내부를 순환하는 1차 유체와 상기 증기발생기를 통과하는 2차 유체를 격리시키도록 상기 구동터빈을 감싸는 케이싱을 더 포함할 수 있다.
상기 동력전달부는, 상기 구동터빈의 회전 시 상기 케이싱의 내부에서 상기 구동터빈과 함께 회전하도록 상기 구동터빈의 회전축에 연결되는 주동자석부, 및 상기 주동자석부를 마주하도록 상기 케이싱의 외부에 설치되어 상기 펌프 임펠러의 회전축과 연결되며 상기 구동터빈에 의해 형성된 기계적 회전력을 상기 펌프 임펠러로 전달하도록 자력에 의해 상기 주동자석부와 커플링되어 상기 주동자석부의 회전 시 함께 회전하는 종동자석부를 포함할 수 있다.
상기 주동자석부와 종동자석부는 어느 하나의 적어도 일부가 다른 하나의 테두리를 감싸도록 형성될 수 있다.
상기 동력전달부는 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈의 회전축을 형성하도록 적어도 일부가 상기 케이싱을 관통하여 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈에 각각 연결되는 펌프축을 포함할 수 있다.
상기 펌프축은, 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈 중 어느 하나와 연결되고, 적어도 일부가 상기 케이싱을 관통하는 제1펌프축, 및 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈 중 다른 하나와 연결되고 상기 제1펌프축과 함께 회전하도록 제1펌프축과 연결되는 제2펌프축을 포함할 수 있다.
상기 동력전달부는 상기 1차 유체 또는 상기 2차 유체의 누설을 방지하도록 상기 펌프축이 상기 케이싱을 관통하는 부위에 설치되는 밀봉장치를 더 포함할 수 있다.
상기 원자로냉각재펌프는, 상기 구동터빈 또는 상기 펌프 임펠러의 급격한 작동 변화를 완화하고 원자로의 정지시 상기 원자로냉각재계통에 순환유동을 제공하도록 상기 펌프축에 설치되는 플라이휠을 더 포함할 수 있다.
상기 원자로냉각재펌프는, 상기 구동부를 통과한 증기를 회수하여 터빈계통으로 공급하도록, 상기 케이싱과 통하며 상기 주증기관과 연결되는 유로를 형성하는 증기회수부를 더 포함할 수 있다.
상기 증기공급부 및 상기 증기회수부는 상기 증기발생기의 헤더와 연결되고, 상기 증기발생기의 헤더에는 상기 구동부로 공급되고 남은 과잉증기를 상기 주증기관으로 전달하는 우회유로가 설치될 수 있다.
상기 증기회수부는 상기 원자로냉각재계통을 관통하여 상기 원자로냉각재계통의 외부까지 연장되고, 상기 원자로냉각재펌프는, 증기를 상기 증기회수부로부터 상기 주증기관으로 유입시키도록 상기 증기회수부와 상기 주증기관을 연결하는 회수배관, 및 상기 회수배관에 설치되어 상기 구동부를 통과하는 증기의 유량을 조절하는 유량조절밸브를 더 포함할 수 있다.
상기 원자로냉각재펌프는, 상기 우회유로를 통과하는 상기 과잉증기의 유량을 조절하도록 상기 주증기관에 설치되는 우회유량조절밸브를 더 포함할 수 있다.
또한 상기한 과제를 실현하기 위하여 본 발명은 원자로냉각재펌프를 구비하는 원전을 개시한다. 원전은, 급수관을 통해 유입되는 2차 유체에 노심으로부터 공급되는 열을 전달하여 증기를 발생시키는 증기발생기, 및 상기 증기발생기에서 발생하는 증기의 적어도 일부로 생산된 동력을 이용하여 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키는 원자로냉각재펌프를 포함하고, 상기 원자로냉각재펌프는, 상기 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통의 1차 유체 유로에 회전 가능하게 설치되는 펌프 임펠러, 상기 펌프 임펠러를 회전시키는 구동력을 발생시키도록 상기 증기발생기로부터 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 회전축을 중심으로 회전하고 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러에 전달하는 구동부, 및 상기 증기발생기로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부로 공급하도록 상기 증기발생기와 상기 구동부의 사이에 유로를 형성하는 증기공급부를 포함한다.
상기와 같은 구성의 본 발명에 의하면, 증기발생기로부터 공급된 증기를 이용하여 동력을 생산하는 소형의 구동터빈이 설치되므로, 전동기를 이용하지 않고 구동터빈에 의해 생산된 구동력을 이용하여 원자로냉각재펌프를 구동할 수 있고 전기 생산과정에서 발생하는 에너지 손실을 줄일 수 있다.
특히, 본 발명은 원자로냉각재펌프를 일체형원자로에 적용하는 경우, 원자로냉각재계통(원자로용기) 내부에 원자로냉각재펌프를 설치하므로, 전동기 관련 계통의 제거에 따라 고온 고압의 환경에서도 적용이 용이하고 원자로냉각재펌프를 조밀화 및 단순화할 수 있으며, 전동기의 누전을 방지하기 위한 기밀유지, 전동기에서 발생하는 열을 냉각하기 위한 설비 등이 필요하지 않으므로 설비가 단순해지고 유지보수가 용이하다.
또한 본 발명은, 증기발생기에서 공급된 증기가 원자로냉각재펌프 구동을 위한 구동력 생산에 이용되고 다시 회수되므로, 에너지 손실을 최소화할 수 있다.
또한 본 발명은, 사고 시에도 증기발생기에서 생산되는 증기를 이용하여 원자로냉각재계통의 온도가 저온에 도달하여 증기를 생산할 수 없는 시점까지 사고 완화가 요구되는 상당 시간 동안 원자로냉각재펌프를 지속적으로 가동할 수 있으므로, 원전의 자연 순환 성능을 향상시키고 원자로를 안전하게 냉각시킴으로써 원자로의 안전성을 향상시킬 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전의 개념도.
도 2는 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프의 확대도.
도 3은 도 2에 도시된 원자로냉각재펌프의 변형례를 나타낸 개념도.
도 4는 도 2에 도시된 원자로냉각재펌프의 다른 변형례를 나타낸 개념도.
도 5는 원전의 정상 운전 시 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프의 및 이를 구비하는 원전의 작동을 설명하기 위한 개념도.
도 6은 원전에서 사고 발생 시 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프의 및 이를 구비하는 원전의 작동을 설명하기 위한 개념도.
도 7은 본 발명의 다른 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전의 개념도.
도 8은 도 7에 도시된 원자로냉각재펌프의 확대도.
도 9는 도 8에 도시된 원자로냉각재펌프의 변형례를 나타낸 개념도.
도 10은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전의 개념도.
이하, 본 발명에 관련된 원자로냉각재펌프 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.
이하에서 설명하는 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전은 일체형 원자로가 도시된 도면을 참고하여 설명하나, 본 발명에 개시하는 원자로냉각재펌프와 원전의 적용 범위가 반드시 일체형 원자로로 제한되는 것은 아니고 분리형 원자로에도 적용될 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프(100) 및 이를 구비하는 원전의 개념도이다.
원자로냉각재계통(10)은 노심(12)에서 핵분열에 의해 발생하는 열에너지를 수송하여 증기발생기(13)를 통해 2차 계통으로 전달하는 계통이다. 일체형 원자로에서 원자로냉각재계통(10)은 원자로용기(11)와 원자로용기(11) 내부에 설치된 설비들을 포함한다. 원자로용기(11)의 내부에는 핵연료를 냉각하는 1차 유체가 채워져 있으며, 노심(12)으로부터 열에너지를 전달받아 2차 계통의 급수를 증기로 변환하는 증기발생기(13)가 설치된다.
증기발생기(13)는 노심(12)으로부터 열을 전달받고, 하부의 입구 헤더(13a)에 연결된 주급수관(14)을 통해 공급된 2차 계통의 급수(2차 유체)를 공급받아 증기(2차 유체)를 발생 시킨다. 급수는 증기발생기(13)에서 증기로 변환되어 주증기관(15)을 통해 터빈계통(미도시)으로 전달된다.
원자로냉각재계통(10)은 원자로용기(11) 내부에 수용된 1차 유체와 증기발생기(13)를 통과하는 2차 유체의 압력 경계를 형성하여 1차 및 2차 유체를 서로 격리시키며, 방사성물질이 외부로 유출되는 것을 방지한다.
원자로냉각재펌프(100)는 원자로냉각재계통(10) 내부에 채워진 1차 유체를 순환시켜 핵연료를 냉각한다. 노심(12)을 냉각하면서 노심(12)에서 열을 전달받은 고온의 1차 유체는 상승하며, 원자로냉각재펌프(100)는 1차 유체를 다시 하부로 순환시킨다.
본 발명에서 제안하는 원자로냉각재펌프(100)는 전동기 대신 증기발생기(13)에서 발생되는 증기를 이용하여 구동되는 것으로, 일체형 원자로의 경우 도 1에 도시한 바와 같이 원자로냉각재펌프(100)가 원자로냉각재계통(10)의 내부에 설치될 수 있다. 원자로냉각재펌프(100)는 펌프 임펠러(110), 구동부(120), 증기공급부(130) 및 증기회수부(140)를 포함한다.
펌프 임펠러(110)는 회전에 의해 원자로냉각재계통(10) 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통(10)의 내부에 설치된다. 펌프 임펠러(110)는, 도 1에 도시한 바와 같이 원자로용기(11)의 내부에서 1차 유체의 유로에 설치될 수 있다. 분리형 원자로의 경우, 펌프 임펠러(11)는 원자로냉각재계통의 순환배관에 설치될 수 있다.
펌프 임펠러(110)의 둘레에는 원자로냉각재계통(10)의 내벽으로부터 돌출되어 형성되는 유로 구조물(11a)이 설치된다. 유로 구조물(11a)은 원자로냉각재계통(10) 내부의 1차 유체가 비교적 균등하게 유입됨과 아울러 펌프 임펠러(110)와 적절한 간극을 형성하여 원자로냉각재펌프(100)의 성능을 발휘할 수 있도록 1차 유체의 유로를 형성한다.
구동부(120)는 펌프 임펠러(110)를 회전시키는 구동력을 발생 시킨다. 구동부(120)는 증기발생기(13)로부터 증기를 공급받아 펌프 임펠러(110)의 회전축(110')과 동일한 방향의 회전축(121')을 중심으로 회전한다. 그리고, 구동부(120)는 회전에 의해 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러(110)에 전달한다.
증기공급부(130)는 증기발생기(13)로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부(120)로 공급하도록 증기발생기(13)와 구동부(120) 사이에 유로를 형성한다. 그리고, 증기회수부(140)는 구동부(120)를 통과한 증기를 회수하여 증기발생기(13)와 터빈계통(미도시) 사이에 설치되는 주증기관(15)으로 공급한다. 회수된 증기는 주증기관(15)을 통해 터빈계통으로 공급된다. 증기공급부(130)와 증기회수부(140)는 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)로부터 분기되어 형성될 수 있다.
증기발생기(13)에서 발생된 증기는 증기공급부(130)를 통해 구동부(120)를 공급되고, 구동부(120)에서는 유체 동력을 기계적 회전력으로 전환한다. 기계적 회전력에 의해 발생한 구동력은 펌프 임펠러(110)로 전달되며, 펌프 임펠러(110)는 증기발생기(13)에서 생산된 증기에 의해 회전한다. 펌프 임펠러(110)는 구동부(120)로부터 전달받은 기계적 회전력을 다시 유체 동력으로 전환시켜 원자로냉각재계통(10)의 내부 유체인 1차 유체를 순환시킨다.
증기는 다시 회수되어 주증기관(15)으로 공급된다. 따라서, 본 발명은 전동기 없이 원자로냉각재펌프(100)를 구동할 수 있으며, 증기를 회수할 수 있으므로 원자로냉각재펌프(100)의 구동 과정에서 에너지의 손실을 최소화할 수 있다.
원자로냉각재펌프(100)의 세부 구조에 대하여는 도 2를 참조하여 설명한다.
도 2는 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프(100)의 확대도이다.
펌프 임펠러(110)는 회전축을 중심으로 회전 가능하게 형성된다. 펌프 임펠러(110)의 회전에 의해 원자로냉각재계통(10) 내부의 1차 유체는 상부에서 하부로 유동하게 된다.
구동부(120)는 펌프 임펠러(110)를 회전시키는 구동력을 발생시키는 구동터빈(121)과 상기 구동터빈(121)에서 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러(110)에 전달하는 동력전달부(122)를 포함한다.
케이싱(123)은 원자로냉각재계통(10) 내부를 순환하는 1차 유체와 증기발생기(13)를 통과하는 2차 유체를 격리시킨다. 케이싱(123)은 증기공급부(130)와 통하도록 형성되며 적어도 일부가 구동터빈(121)을 감싼다. 케이싱(123)은 1차 유체와 2차 유체의 압력 경계를 유지시킨다.
케이싱(123)은 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)와 연결된다. 증기는 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)에서 증기공급부(130)를 통해 케이싱(123) 내부로 공급되며, 구동부(120)를 통과한 증기는 다시 증기회수부(140)를 통해 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)로 방출된다. 증기회수부(140)를 통해 증기발생기(13) 출구 헤더(13b)로 방출된 증기는 주증기관(15)으로 공급된다(도 1 참조).
구동터빈(121)은 증기의 유체 동력을 기계적 회전력을 전환하도록 증기공급부(130)를 통해 증기발생기(13)로부터 증기를 공급받아 펌프 임펠러(110)와 동일한 방향의 회전축을 중심으로 회전한다.
동력전달부(122)는 구동터빈(121)으로부터 형성된 기계적 회전력을 펌프 임펠러(110)로 전달하도록 구동터빈(121)과 펌프 임펠러(110) 사이에 설치된다. 동력전달부(122)가 기계적 회전력을 펌프 임펠러(110)에 전달하는 매커니즘은 여러 가지가 있을 수 있으며, 본 발명에서는 두 개의 영구자석을 커플링 시켜 전달하는 자석펌프 방식 및 펌프축을 기계적 밀봉장치로 밀봉하는 방식을 제안한다. 도 2에 도시된 방식은 자석펌프 방식이다.
자석펌프 방식의 동력전달부(122)는 주동자석부(122a)와 종동자석부(122b)를 포함한다.
주동자석부(122a)는 구동터빈(121)의 회전 시 케이싱(123)의 내부에서 구동터빈(121)과 함께 회전하도록 구동터빈(121)의 회전축에 연결된다. 종동자석부(122b)는 주동자석부(122a)를 마주하도록 케이싱(123)의 외부에 설치되어 펌프 임펠러(110)의 회전축에 연결된다. 종동자석부(122b)는 구동터빈(121)에 의해 형성된 기계적 회전력을 전달받아 상기 펌프 임펠러(110)로 전달하도록 자력에 의해 상기 주동자석부(122a)와 커플링된다.
주동자석부(122a)가 회전하면 종동자석부(122b)도 함께 회전하여 기계적 회전력을 펌프 임펠러(110)에 전달하게 되고, 펌프 임펠러(110)는 결과적으로 증기발생기(13)로부터 공급된 증기를 이용하여 발생된 구동력으로 회전하게 된다.
주동자석부(122a)와 종동자석부(122b)는 자력에 의해 커플링되어 회전하므로, 주동자석부(122a)와 종동자석부(122b)는 서로 이격되어 각각 케이싱(123)의 내부와 외부에 설치될 수 있다. 따라서, 케이싱(123)은 구동부(120)의 밀봉 상태를 유지시키므로 구동력의 전달 과정에서 1차 유체와 2차 유체의 압력 경계가 손상되지 않는다.
펌프 임펠러(110)의 회전축과 구동터빈(121)의 회전축에는 윤활 작용을 위한 베어링(122a', 122a", 122b')이 설치된다. 베어링(122a', 122a", 122b')은, 펌프 임펠러(110)의 회전축과 구동터빈(121)의 회전축을 감싸거나 지지하도록 형성되며, 도시한 바와 같이 펌프 임펠러(110)의 회전축(110') 일단, 구동터빈(121)의 회전축(121') 양단에 설치될 수 있다.
증기공급부(130) 및 증기회수부(140)는 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)와 연결된다. 증기발생기(13)의 출구 헤더(13b)에는 구동부(120)로 공급되고 남은 과잉증기를 주증기관(15)으로 전달하는 우회유로(13')가 설치될 수 있다. 따라서, 증기발생기(13)에서 발생된 증기는 모두 구동부(120)로 공급될 수도 있으나, 구동부(120)에 공급된 증기의 양이 충분한 경우에는 어느 일부만 구동부(120)로 공급되고 나머지 일부는 증기회수부(140)를 통해 주증기관(15)으로 공급될 수 있다. 증기발생기(13)에서 발생된 증기 중 약 수 % 수준의 증기만이 원자로냉각재펌프로 공급될 수 있다.
도 1 및 도 2에서 설명한 바와 같이 본 발명에서 제안하는 원자로냉각재펌프(100)는 전동기를 이용하지 않고 원자로냉각재계통(10) 내부에서 구동터빈(121)을 이용하여 펌프 임펠러(110)의 회전에 필요한 동력을 생산하고, 동력전달부(122)는 1차 유체와 2차 유체의 압력 경계를 손상하지 않고 구동터빈(121)에서 생산된 구동력을 펌프 임펠러(110)에 전달할 수 있다.
이하에서는 도 3 및 도 4를 참조하여 원전의 요구 특성에 따라 원자로냉각재펌프(100)의 구조를 수정한 변형례를 설명한다.
도 3은 도 2에 도시된 원자로냉각재펌프(100)의 변형례를 나타낸 개념도이다.
원자로냉각재펌프(100)에서 펌프 임펠러(110)의 회전축과 구동모터의 회전축이 반드시 수직 방향을 향해야 하는 것은 아니다. 도 3에 도시한 바와 같이 1차 유체를 의도하는 방향으로 순환시키기 위하여, 펌프 임펠러(110)의 회전축(110') 방향과 구동모터의 회전축(121') 방향이 수정될 수 있다.
펌프 임펠러(110)와 구동터빈(121)은 각각 수평 방향으로 연장되는 회전축(110', 121')을 중심으로 회전하도록 형성될 수 있으며, 동력전달부(122)의 주동자석부(122a)와 종동자석부(122b)도 각각 구동터빈(121)의 회전축(121')과 펌프 임펠러(110)의 회전축(110')을 중심으로 회전할 수 있다.
유로 구조물(11a)의 설치 방향도 펌프 임펠러(110)의 회전방향에 따라 변형되어 펌프 임펠러(110)의 회전축(110')이 향하는 방향으로 1차 유체를 유입시키도록 형성된다.
펌프 임펠러(110)와 구동터빈(121)의 회전축(110', 121') 방향은 각각 원전의 구조 및 요구 사항에 따라 수정될 수 있다.
도 4는 도 2에 도시된 원자로냉각재펌프(100)의 다른 변형례를 나타낸 개념도이다.
주동자석부(122a)는 구동터빈(121)의 회전축(121')과 연결된 상태를 유지하며, 구동터빈(121)에 따라 함께 회전한다. 주동자석부(122a)는 적어도 일부가 종동자석부(122b)의 테두리를 감싸도록 형성된다. 도시한 바와 달리, 종동자석부(122b)의 적어도 일부가 주동자석부(122a)의 테두리를 감싸도록 형성될 수도 있다. 케이싱(123)은 주동자석부(122a)와 대응되도록 형성되어 상기 주동자석부(122a) 및 구동터빈(121)을 감싼다.
동력전달부(122)가 이와 같이 형성되는 원자로냉각재펌프(100)에서도 1차 유체와 2차 유체의 압력 경계는 케이싱(123)에 의해 유지된다.
주동자석부(122a)와 종동자석부(122b)의 거리는 원전의 설계 요구 사항에 따라 달라질 수 있으나, 일반적으로 주동자석부(122a)와 종동자석부(122b) 사이의 거리(자석 커플링 간격)가 멀어지면 전단 자기력이 감소하는 경향이 있다. 따라서, 필요한 범위 내에서 전단 자기력을 지나치게 감소시키지 않도록 주동자석부(122a)와 종동자석부(122b) 사이의 거리를 조절할 필요가 있다.
특히, 일체형 원자로와 같이 원자로용기(11) 내부에 구조물의 설치 공간이 제한적인 경우에는 주동자석부(122a)의 적어도 일부가 종동자석부(122b)의 테두리를 감싸도록 형성되면 원자로냉각재펌프(100)의 설치 공간을 절약할 수 있다.
이하에서는 도 5 및 도 6을 참조하여 원전의 정상 운전 시와 사고 발생 시를 구분하여 원자로냉각재펌프(100)와 원전의 작동을 설명한다.
도 5는 원전의 정상 운전 시 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프(100)의 및 이를 구비하는 원전의 작동을 설명하기 위한 개념도이다.
원전의 정상 운전 시 주급수관(14)과 주증기관(15)의 격리밸브(14a. 15a)들은 모두 개방된다. 주급수관(14)을 통해 2차 유체인 급수가 공급되고, 증기발생기(13)에서는 노심(12)으로부터 공급된 열을 급수에 전달하여 증기를 발생시킨다.
증기발생기(13)에서 발생된 증기는 출구 헤더(13b)로 방출되며, 증기의 적어도 일부는 증기공급부(130)를 통해 원자로냉각재펌프(100)로 공급된다. 구동부(120)에서는 유체 동력을 기계적 회전력으로 전환하여 펌프 임펠러(110)의 회전에 필요한 구동력을 발생 시키고, 펌프 임펠러(110)는 회전에 의해 기계적 회전력을 다시 유체 동력으로 전환하여 원자로냉각재계통(10) 내부의 1차 유체를 순환시킨다.
구동부(120)를 통과한 증기와 증기발생기(13) 출구헤더(13b)에서 우회유로(13')를 통과한 증기는 주증기관(15)으로 유입되어 터빈계통(미도시)으로 공급된다.
원전의 정상 운전 시에는 증기발생기(13)에서 급수를 이용하여 증기를 발생 시키고, 발생된 증기의 적어도 일부를 원자로냉각재펌프(100)의 구동에 필요한 동력 생산에 이용한다.
도 6은 원전에서 사고 발생 시 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프(100)의 및 이를 구비하는 원전의 작동을 설명하기 위한 개념도이다.
원전에서 사고 발생 시 주급수관(14)과 주증기관(15)에 설치된 격리밸브(14a, 15a)는 모두 닫힌다. 그리고, 피동잔열제거계통(미도시) 또는 보조급수계통(미도시) 등 안전계통과 연결된 배관(16a, 16b)에 설치된 격리밸브(16a', 16b')가 개방된다. 주급수관(14)과 주증기관(15)의 폐쇄에 따라 증기발생기(13)로 급수의 공급은 중단되지만, 안전계통과 연결된 배관(16a, 16b)에 설치된 격리밸브(16a', 16b')가 개방됨에 따라 급수가 증기발생기(13)로 공급된다.
피동잔열제거계통 또는 방출배관과 연결된 배관(16a, 16b)이 개방되면 냉각수가 증기발생기(13)로 공급되며, 냉각수는 증기발생기(13)에서 원자로냉각재계통(10)의 현열 및 노심(12)의 잔열을 전달받아 증기를 증기발생기(13)의 외부로 방출한다. 이를 증기발생기(13)의 입장에서 설명하면 증기발생기(13)는 공급된 냉각수를 이용하여 증기를 발생 시키며, 발생된 증기는 출구 헤더(13b)를 통해 방출된다.
증기발생기(13) 출구 헤더(13b)에서 증기의 적어도 일부는 원자로냉각재펌프(100)로 공급되며, 구동부(120)에서는 펌프 임펠러(110)의 회전에 필요한 구동력을 발생 시킨다. 증기는 다시 회수되어 피동잔열제거계통 또는 방출배관을 향해 증기발생기(13)를 빠져나간다.
본 발명은 이상에서 설명한 바와 같이 원전의 정상 운전 시는 물론 원전에서 사고가 발생하여 급수의 공급이 중단되는 경우에도 피동잔열제거계통 또는 보조급수계통 등 안전계통에서 공급된 냉각수를 이용하여 증기를 발생시키고 발생된 증기를 이용하여 펌프 임펠러(110)의 회전에 필요한 구동력을 생산할 수 있다.
본 발명은 원전의 사고 발생 시에도 정상적으로 회전하던 펌프 임펠러(110)가 한순간에 급격하게 정지하는 것이 아니라, 원자로냉각재계통의 온도가 저온에 도달하여 증기발생기에서 증기를 생산할 수 없는 시점까지 펌프 임펠러(110)가 지속적으로 회전하고 서서히 회전속도가 감소하여 원자로냉각재계통(10) 내부의 1차 유체를 지속적으로 순환시킬 수 있다.
사고 시에는 원자로가 정지됨에 따라 구동부(120)로 공급되는 증기의 양이 정상 운전 시보다 감소하게 된다. 그러나 사고 시는 원자로에서 발생하는 잔열도 크게 감소하며 원자로냉각재계통의 온도는 서서히 감소하여 증기발생기를 통해 충분한 양의 증기를 생산할 수 있기 때문에, 본 발명은 원자로의 노심(12)을 안전한 상태로 유지시킬 수 있도록 원자로냉각재펌프(100)를 구동할 수 있다. 특히, 원자로는 사고 초기에 급격한 과도 상태를 경험하므로 사고 초기 노심(12)을 냉각하기 위한 원자로냉각재계통의 순환유량을 충분히 확보하는 것이 중요하다. 본 발명의 원자로냉각재펌프(100)는 사고 초기에 원자로냉각재계통의 열을 이용하여 증기발생기(13)에서 충분한 양의 증기를 생산할 수 있으므로 사고 초기 원자로냉각재계통의 순환유량 확보가 매우 유리하다. 따라서, 본 발명은 궁극적으로 원전의 안전성 향상에 기여할 수 있다.
도 7은 본 발명의 다른 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프(200) 및 이를 구비하는 원전의 개념도이다.
도 7에 도시된 원자로냉각재펌프(200) 및 원전의 구조는 도 1에 도시된 원자로냉각재펌프(100) 및 원전과 유사하다. 다만, 도 7에 도시된 원자로냉각재펌프(200)는 도 1과 다른 동력 전달 매커니즘을 갖는 동력전달부(222, 도 8 참조)를 개시하고 있다. 동력전달부(222)의 세부구조는 도 8을 참조하여 설명한다.
도 8은 도 7에 도시된 원자로냉각재펌프(200)의 확대도이다.
도시된 원자로냉각재펌프(200)의 동력전달부(222)는 기계적 회전력을 펌프 임펠러(210)에 전달하는 매커니즘 중 펌프축(222)을 기계적 밀봉장치(224)로 밀봉하는 방식이다.
동력전달부(222)는 펌프 임펠러(210)와 구동터빈(221)의 회전축을 형성하도록 케이싱(223)을 관통하여 펌프 임펠러(210)와 구동터빈(221)에 각각 연결되는 펌프축(222)을 포함한다. 증기공급부(230)를 통해 공급된 증기에 의해 구동터빈(221)이 회전하면 펌프축(222)에 의해 구동터빈(221)과 연결된 펌프 임펠러(210)도 회전하고, 펌프 임펠러(210)는 원자로냉각재계통(20, 도 7 참조) 내부의 1차 유체를 순환시킨다.
펌프축(222)은, 도시한 바와 달리 단일의 구성요소가 아니라, 복수의 펌프축(222)으로 형성될 수 있다. 예를 들어, 펌프축(222)이 제1펌프축과 제2펌프축으로 형성되는 경우, 제1펌프축은 펌프 임펠러(210)와 구동터빈(221) 중 어느 하나와 연결되고, 적어도 일부가 케이싱(223)을 관통할 수 있다. 제2펌프축은 펌프 임펠러(210)와 구동터빈(221) 중 다른 하나와 연결되고, 제1펌프축과 함께 회전하도록 제1펌프축에 연결될 수 있다. 제1펌프축과 제2펌프축은 기어에 의해 서로 맞물려 회전할 수 있다.
동력전달부(222)는 1차 유체 및 2차 유체의 누설을 방지하는 밀봉장치(224)를 더 포함하며, 밀봉장치(224)는 펌프축(222)이 케이싱(223)을 관통하는 부위에 설치되어 상기 펌프축(222)을 감싼다. 따라서, 1차 유체와 2차 유체 사이의 압력 경계는 케이싱(223)과 밀봉장치(224)에 의해 유지된다.
도시한 바와 달리, 밀봉장치(224)의 특성에 따라 구동터빈(221)의 회전축과 케이싱(223) 외부에 설치되는 펌프 임펠러(210)의 회전축은 일체형이 아닌 분리된 펌프축으로 형성될 수도 있다.
플라이휠(225)은 구동터빈(221) 또는 펌프 임펠러(210) 주변의 급격한 변동에 의한 원자로냉각재펌프(200)의 급격한 성능 변화를 완화하고 원자로 정지 시 원자로냉각재계통에 일정기간 순환 유동을 제공하도록 펌프축(222)에 설치된다. 원전의 요구 특성에 따라 플라이휠(225)이 설치되지 않을 수도 있으나, 도시한 바와 같이 플라이휠(225)이 펌프축(222)에 설치되는 경우에는 펌프 임펠러(210), 구동터빈(221) 및 플라이휠(225)은 펌프축(222)을 동일한(일체형) 회전축으로 사용한다.
이하에서는 도 9를 참조하여 원전의 요구 특성에 따라 원자로냉각재펌프(200)의 구조를 수정한 변형례를 설명한다.
도 9는 도 8에 도시된 원자로냉각재펌프(200)의 변형례를 나타낸 개념도이다.
원자로냉각재펌프(200)에서 펌프 임펠러(210)의 회전축과 구동모터의 회전축이 반드시 수직 방향을 향해야 하는 것은 아니다. 도 9에 도시한 바와 같이 1차 유체를 의도하는 방향으로 순환시키기 위하여, 펌프 임펠러(210)의 회전축 방향과 구동모터의 회전축 방향이 수정될 수 있다.
펌프축(222)은 수평 방향으로 연장되게 설치될 수 있으며, 펌프 임펠러(210)는 케이싱(223)의 외부에에서 펌프축(222)에 설치되고 구동터빈(221)은 케이싱(223)의 내부에서 펌프축(222)에 설치되어 수평 방향의 펌프축(222)을 중심으로 회전할 수 있다. 펌프축(222)의 연장 방향은 원전의 구조 및 요구 사항에 따라 수정될 수 있다.
유로 구조물(21a)의 설치 방향도 펌프 임펠러(210)의 회전방향에 따라 변형되어 펌프축(222)이 향하는 방향으로 1차 유체를 유입시키도록 형성된다.
이하에서는 본 발명의 또 다른 실시예에 대하여 설명한다.
도 10은 본 발명의 또 다른 실시예에 관련된 원자로냉각재펌프(300) 및 이를 구비하는 원전의 개념도이다.
증기회수부(340)는 원자로냉각재계통(30)을 관통하여 원자로냉각재계통(30)의 외부까지 연장된다. 증기회수부(340)는, 도시한 바와 같이 원자로용기(31)의 외벽을 관통할 수 있다.
회수배관(341)은 증기를 증기회수부(140)로부터 주증기관(35)으로 유입시키도록 상기 증기회수부(340)와 상기 주증기관(35)을 연결한다. 그리고, 회수배관(341)에는 구동부(320)를 통과하는 증기의 유량을 조절하는 유량조절밸브(342)가 설치된다.
원자로냉각재펌프(300)가 일체형 원자로에 적용되는 경우에는 원자로냉각재계통(30)을 관통하는 증기발생기(33) 출구 헤더(33b)와 주증기관(35) 또는 증기의 회수배관(341)은 원자로용기(31)에 설치되는 노즐 및 체결 설비에 의해 연결될 수 있다.
주증기관(35)에는 우회유로(13', 도 2 참조)를 통과하는 과잉증기의 유량을 조절하도록 형성되는 우회유량조절밸브(35a)가 설치될 수 있다. 우회유량조절밸브(35a)와 유량조절밸브(342)의 유기적인 개폐동작에 의해 증기발생기(33)로부터 원자로냉각재펌프(300) 및 주증기관(35)으로 공급되는 증기의 양이 각각 결정될 수 있다.
이상에서 설명된 원자로냉각재펌프 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 원자로냉각재펌프의 성능과 안전성 향상을 위해 이용될 수 있다.

Claims (14)

  1. 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통의 1차 유체 유로에 회전 가능하게 설치되는 펌프 임펠러;
    상기 펌프 임펠러를 회전시키는 구동력을 발생시키도록 증기발생기로부터 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 회전축을 중심으로 회전하고, 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러에 전달하는 구동부; 및
    상기 증기발생기로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부로 공급하도록 상기 증기발생기와 상기 구동부의 사이에 유로를 형성하는 증기공급부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 구동부는,
    증기의 유체 동력을 기계적 회전력으로 전환하도록 상기 증기공급부를 통해 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 방향의 회전축을 중심으로 회전하는 구동터빈; 및
    상기 구동터빈으로부터 형성된 기계적 회전력을 상기 펌프 임펠러로 전달하도록 상기 구동터빈과 상기 펌프 임펠러 사이에 설치되는 동력전달부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 원자로냉각재계통 내부를 순환하는 1차 유체와 상기 증기발생기를 통과하는 2차 유체를 격리시키도록 상기 구동터빈을 감싸는 케이싱을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 동력전달부는,
    상기 구동터빈의 회전 시 상기 케이싱의 내부에서 상기 구동터빈과 함께 회전하도록 상기 구동터빈의 회전축에 연결되는 주동자석부; 및
    상기 주동자석부를 마주하도록 상기 케이싱의 외부에 설치되어 상기 펌프 임펠러의 회전축과 연결되며, 상기 구동터빈에 의해 형성된 기계적 회전력을 상기 펌프 임펠러로 전달하도록 자력에 의해 상기 주동자석부와 커플링되어 상기 주동자석부의 회전 시 함께 회전하는 종동자석부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  5. 제4항에 있어서,
    상기 주동자석부와 종동자석부는 어느 하나의 적어도 일부가 다른 하나의 테두리를 감싸도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  6. 제3항에 있어서,
    상기 동력전달부는 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈의 회전축을 형성하도록 적어도 일부가 상기 케이싱을 관통하여 상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈에 각각 연결되는 펌프축을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  7. 제6항에 있어서,
    상기 펌프축은,
    상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈 중 어느 하나와 연결되고, 적어도 일부가 상기 케이싱을 관통하는 제1펌프축; 및
    상기 펌프 임펠러와 상기 구동터빈 중 다른 하나와 연결되고, 상기 제1펌프축과 함께 회전하도록 제1펌프축과 연결되는 제2펌프축을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  8. 제6항에 있어서,
    상기 동력전달부는 상기 1차 유체 또는 상기 2차 유체의 누설을 방지하도록 상기 펌프축이 상기 케이싱을 관통하는 부위에 설치되는 밀봉장치를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  9. 제6항에 있어서,
    상기 구동터빈 또는 상기 펌프 임펠러의 급격한 작동 변화를 완화하고 원자로의 정지시 상기 원자로냉각재계통에 순환유동을 제공하도록 상기 펌프축에 설치되는 플라이휠을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  10. 제3항에 있어서,
    상기 구동부를 통과한 증기를 회수하여 터빈계통으로 공급하도록, 상기 케이싱과 통하며 상기 주증기관과 연결되는 유로를 형성하는 증기회수부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  11. 제10항에 있어서,
    상기 증기공급부 및 상기 증기회수부는 상기 증기발생기의 헤더와 연결되고,
    상기 증기발생기의 헤더에는 상기 구동부로 공급되고 남은 과잉증기를 상기 주증기관으로 전달하는 우회유로가 설치되는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  12. 제10항에 있어서,
    상기 증기회수부는 상기 원자로냉각재계통을 관통하여 상기 원자로냉각재계통의 외부까지 연장되고,
    증기를 상기 증기회수부로부터 상기 주증기관으로 유입시키도록 상기 증기회수부와 상기 주증기관을 연결하는 회수배관; 및
    상기 회수배관에 설치되어 상기 구동부를 통과하는 증기의 유량을 조절하는 유량조절밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  13. 제11항에 있어서,
    상기 우회유로를 통과하는 상기 과잉증기의 유량을 조절하도록 상기 주증기관에 설치되는 우회유량조절밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로냉각재펌프.
  14. 급수관을 통해 유입되는 2차 유체에 노심으로부터 공급되는 열을 전달하여 증기를 발생시키는 증기발생기; 및
    상기 증기발생기에서 발생하는 증기의 적어도 일부로 생산된 동력을 이용하여 상기 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키는 원자로냉각재펌프를 포함하고,
    상기 원자로냉각재펌프는,
    상기 원자로냉각재계통 내부의 1차 유체를 순환시키도록 상기 원자로냉각재계통의 1차 유체 유로에 회전 가능하게 설치되는 펌프 임펠러;
    상기 펌프 임펠러를 회전시키는 구동력을 발생시키도록 상기 증기발생기로부터 증기를 공급받아 상기 펌프 임펠러와 동일한 회전축을 중심으로 회전하고, 발생된 구동력을 상기 펌프 임펠러에 전달하는 구동부; 및
    상기 증기발생기로부터 방출되는 증기의 적어도 일부를 상기 구동부로 공급하도록 상기 증기발생기와 상기 구동부의 사이에 유로를 형성하는 증기공급부를 포함하는 원전.
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