WO2016032074A1 - 원자력 발전 시스템 - Google Patents

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WO2016032074A1
WO2016032074A1 PCT/KR2015/000302 KR2015000302W WO2016032074A1 WO 2016032074 A1 WO2016032074 A1 WO 2016032074A1 KR 2015000302 W KR2015000302 W KR 2015000302W WO 2016032074 A1 WO2016032074 A1 WO 2016032074A1
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pump
power generation
reactor
generation system
condenser
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PCT/KR2015/000302
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김영선
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김영선
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G21C15/185—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps using energy stored in reactor system
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear power generation system, and more particularly, to a nuclear power generation system that can ensure safety even if a failure occurs in the power generation system due to natural disasters or component problems.
  • nuclear power plants can be stopped due to natural disasters such as tsunamis or earthquakes, operator errors, pump malfunctions, and problems with power line systems. At this time, if the radioactive material leaks to the outside, the damage is enormous.
  • a passive secondary condensation system which condenses steam generated on a secondary side of a steam generator during a reactor accident and passively cools the remaining heat of the nuclear reactor, thereby increasing the stability and economy of a nuclear power plant.
  • this system has a problem in that steam generator internal components, which are vulnerable to thermal shock, are subjected to thermal shock when cold condensed water cooled by the cooling water flows into the steam generator.
  • FIG. 1 Korean Laid-Open Patent Publication No. 2014-0032139 (heat shock prevention heat exchanger of a steam generator driven water supply system using main steam), and heat exchanger installed outside of a branch pipe and a condensate recovery pipe branched from a main steam engine
  • the apparatus 700 to increase the temperature of the condensate water to the main steam, the thermal shock received by the steam generator 100 is minimized.
  • the present invention was devised to solve the above problems, and an object thereof is to provide a nuclear power generation system that can ensure safety even when a failure occurs in a power generation system due to natural disasters or component problems.
  • Nuclear power generation system for achieving the above object is a nuclear power generation system having a reactor, a turbine generator, a condenser, a water supply pump, a cooling water pump, the water supply pump and the cooling water pump is a steam generated in the reactor It may be a steam driven pump driven.
  • a nuclear power generation system is a nuclear power generation system including a reactor, a turbine generator, a condenser, a water feed pump, and a cooling water pump, further comprising an air compressor, wherein the water supply pump and the cooling water pump are generated in the air compressor. Driven by compressed air, the air compressor may be driven by steam generated in the reactor.
  • the air compressor may be a steam turbine air compressor in which a turbine and a compression pump are connected in one axis.
  • the nuclear power generation system further comprises an emergency condenser connected in parallel to the turbine generator, when an abnormality occurs in the turbine generator, it can form a closed circuit consisting of the reactor, emergency condenser, condenser, feed water pump. .
  • the nuclear power generation system may further include an air pump unit that removes impurities and moisture from the compressed air, and stores and distributes the compressed air.
  • a nuclear power generation system is a nuclear power generation system including a reactor, a turbine generator, a condenser, a water supply pump, and a cooling water pump, and includes a passive condensation heat exchanger that recovers and condenses main steam discharged from the reactor.
  • the cooling water supply pump further includes a condensation cooling tank, a cooling water supply pump for supplying cooling water to the driven condensation cooling tank, and an air compressor.
  • the cooling water supply pump is driven by the compressed air generated by the air compressor, and the air compressor is driven by the steam generated in the reactor. Can be.
  • a nuclear power generation system including a reactor, a turbine generator, a condenser, a water feed pump, and a cooling water pump, and a passive condensation cooling tank having a passive condensation heat exchanger for recovering and condensing main steam discharged from the reactor.
  • the cooling water supply pump may further include a cooling water supply pump for supplying cooling water to the driven condensation cooling tank.
  • a nuclear power generation system having a reactor, a turbine generator, a condenser, a water supply pump, a cooling water pump, and a thermal shock prevention consisting of a distributed generator cycle consisting of a turbine generator, a condenser, a water supply pump, a condenser, and a water supply pump. It includes a power supply cycle consisting of a cycle and a steam turbine air compressor, a condenser, a feed water pump, and distributed power generation cycle, thermal shock prevention cycle, the power supply cycle can be connected in parallel to form a closed circuit with the reactor.
  • FIG. 1 is a block diagram of a nuclear power generation system to which the passive water supply system of the prior art is applied.
  • FIG. 2 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 3 illustrates a fluid flow when an abnormal operation occurs due to a problem in the nuclear power generation system of FIG. 2.
  • FIG. 4 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 5 illustrates a fluid flow when an abnormal operation occurs due to a problem in the nuclear power generation system of FIG. 4.
  • FIG. 6 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 7 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to an exemplary embodiment of the present invention
  • FIG. 3 illustrates a fluid flow when an abnormal operation occurs due to a problem in the nuclear power generation system of FIG. 2.
  • the nuclear power generation system the steam generator 100, the turbine generator 200, the condenser 300, 320, 330, feed water pump 400, cooling water pump 500 and emergency condenser 310 ) May be included.
  • the water supply pump 400 and the cooling water pump 500 may be steam driving pumps driven by steam generated by the steam generator 100.
  • the present invention can also be applied to boiling water reactors.
  • steam is generated in the reactor, not the steam generator 100. Therefore, in the boiling water reactor type nuclear power generation system, a reactor may be disposed in place of the steam generator 100.
  • the water feed pump 400 may be one in which the turbine 401 and the pump 402 are connected in one axis.
  • the cooling water pump 500 may be a turbine 501 and the pump 502 is connected in one axis.
  • the cooling water pump 500 uses the steam generated by the steam generator 100 as a power source, so that the cooling water is sucked in the cooling water inlet 510, passes through the condensers 300, 320, and 330, and then is discharged to the cooling water outlet 520. do.
  • the steam in the condenser 300, 320, 330 is condensed to become condensed water, and then supplied to the steam generator 100.
  • the emergency condenser 310 may be connected to the turbine generator 200 in parallel.
  • the emergency condenser 310 may be the same as the general condenser.
  • the nuclear power generation system configured as described above drives the water supply pump 400 and the cooling water pump 500 using the steam generated by the steam generator, thereby stably generating power even when an abnormality occurs in the electrical system.
  • it is economical because no separate power is required to drive the water feed pump 400 and the cooling water pump 500.
  • FIG. 4 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another exemplary embodiment of the present invention
  • FIG. 5 illustrates a fluid flow when an abnormal operation occurs due to a problem in the nuclear power generation system of FIG. 4.
  • the nuclear power generation system includes a steam generator 100, a turbine generator 200, a condenser 300, 320, a water feed pump 400, a coolant pump 500, and an air compressor 420. And an emergency condenser 310.
  • the feed water pump 400 and the cooling water pump 500 may be driven by the compressed air generated by the air compressor 420.
  • the air compressor 420 may be driven by steam generated by the steam generator 100.
  • the air compressor 420 may be a steam turbine air compressor in which the turbine 421 and the compression pump 422 are connected in one axis.
  • 4 to 5 is a pressurized water reactor type.
  • the present invention can also be applied to boiling water reactors.
  • steam is generated in the reactor, not the steam generator 100. Therefore, in the boiling water reactor type nuclear power generation system, a reactor may be disposed in place of the steam generator 100.
  • the water feed pump 400 may be one in which the turbine 401 and the pump 402 are connected in one axis.
  • the cooling water pump 500 may be a turbine 501 and the pump 502 is connected in one axis.
  • the cooling water pump 500 uses the compressed air generated by the air compressor 420 as a power source, so that the cooling water is sucked in the cooling water inlet 510 and then passed through the condensers 300 and 320 to be discharged to the cooling water outlet 520. .
  • the steam in the condenser (300, 320) is condensed to become condensed water, it is supplied to the steam generator (100).
  • the emergency condenser 310 may be connected to the turbine generator 200 in parallel.
  • the emergency condenser 310 may be the same as the general condenser.
  • a closed circuit including the steam generator 100, the emergency condenser 310, the condenser 300, and the feed water pump 400 may be formed. .
  • the thermal shock of the steam generator can be prevented to ensure the safety of the system.
  • the air compressor 420 is driven by steam generated by the steam generator 100, and the feed water pump 400 and the cooling water pump 500 are compressed air generated by the air compressor 420. Will work. Therefore, even if an abnormality occurs in the electrical system, the power generation is stable. In addition, it is economical because no separate power is required to drive the water supply pump 400 and the cooling water pump 500.
  • the nuclear power generation system may further include an air pump unit 430.
  • the air pump unit 430 stores and distributes compressed air.
  • the air pump unit 430 removes impurities and moisture from the compressed air. Therefore, it is possible to prevent the problem that the performance of the system is deteriorated due to mixed impurities and moisture in the compressed air.
  • FIG. 6 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another embodiment of the present invention.
  • the nuclear power generation system may include a distributed power generation cycle 210, a thermal shock prevention cycle 220, and a power supply cycle 230.
  • the distributed power generation cycle 210 includes a turbine generator 200, a condenser 300, and a feed water pump 400.
  • Thermal shock prevention cycle 220 is composed of a condenser 310, the water supply pump 410.
  • the power supply cycle 230 includes a steam turbine air compressor 440, a condenser 330, and a feed water pump 500.
  • the distributed power generation cycle 210, the thermal shock prevention cycle 220, and the power supply cycle 220 may be connected in parallel to form a closed circuit together with the steam generator 100.
  • the present invention can also be applied to boiling water reactors.
  • steam is generated in the reactor, not the steam generator 100. Therefore, in the boiling water reactor type nuclear power generation system, a reactor may be disposed in place of the steam generator 100.
  • the feed water pump 400 may be a steam drive pump connected to the turbine and the pump in one axis.
  • the water supply pump is a steam driving pump, even when an abnormality occurs in the power system, it is possible to secure safety by supplying cooling water to the steam generator 100 only with steam generated by the steam generator.
  • the nuclear power generation system made in this way can produce a stable power even if a problem occurs in some components of the power generation cycle by configuring a small steam turbine generator in parallel instead of a large steam turbine generator.
  • FIG. 7 is a configuration diagram of a nuclear power generation system according to another embodiment of the present invention.
  • the nuclear power generation system includes a steam generator 100, a turbine generator (not shown), a condenser (not shown), a water supply pump (not shown), a coolant pump (not shown), a passive condensation cooling tank 600, Cooling water supply pump 900, may include an air compressor (950).
  • the passive condensation cooling tank 600 has a built-in passive condensation heat exchanger that recovers and condenses the main steam discharged from the steam generator 100.
  • the condensate return pipe recovers and supplies the condensed water condensed in the passive condensation cooling tank to the steam generator (100).
  • the cooling water supply pump 900 may be driven by the compressed air to supply the cooling water to the driven condensation cooling tank 600.
  • the cooling water supply pump 900 may be one in which the turbine 901 and the pump 902 are connected in one axis.
  • the air compressor 950 may be a steam turbine air compressor in which a turbine 951 and a compression pump 952 are connected in one axis. The air compressor 950 sucks air and sends it out.
  • the nuclear power generation system configured as described above supplies the condensed water obtained by condensing the main steam discharged from the steam generator 100 to the steam generator 100.
  • the cooling water is supplied to the driven condensation cooling tank 600 for condensing the main steam by using the air driving pump 900.
  • the air driving pump 900 sucks the cooling water from the cooling water inlet and discharges the cooling water to the cooling water supply pipe to supply the cooling water.
  • the cooling water is supplied to the air driven pump 900 as described above, even when there is an abnormality in the electric system of the nuclear power generation system, even when there is no electric power, the air driven pump 900 is driven by compressed air to drive the driven condensation cooling tank 600
  • the cooling water can be supplied continuously.
  • the capacity of the driven condensation cooling tank 600 may be designed small. Therefore, economic feasibility can be secured.
  • cooling water can be continuously supplied even when electric power is not supplied, thereby ensuring safety.
  • the nuclear power generation system of FIG. 7 is a pressurized water reactor.
  • the present invention can also be applied to boiling water reactors.
  • steam is generated in the reactor, not the steam generator 100. Therefore, in the boiling water reactor type nuclear power generation system, a reactor may be disposed in place of the steam generator 100.
  • the nuclear power generation system may further include an air pump unit 920.
  • the air pump unit 920 stores and distributes compressed air. It also removes impurities and moisture from the compressed air. Therefore, it is possible to prevent the problem that the performance of the system is deteriorated due to mixed impurities and moisture in the compressed air.

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Abstract

자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템이 개시된다. 본 발명의 일 양상에 따른 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템이고, 급수펌프와 냉각수펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.

Description

원자력 발전 시스템
본 발명은 원자력 발전 시스템에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템에 관한 것이다.
일반적으로 원자력발전소는 해일이나 지진 등의 자연재해나 운전자의 실수, 펌프의 오작동, 전력선 계통의 문제 등에 의해 발전이 중단될 수 있다. 이 때, 방사성 물질이 외부로 유출되면 그 피해가 엄청나게 된다.
따라서, 안정성을 담보하기 위한 설계를 하는데, 외부 동력에 의존하지 않고 중력과 응축, 비등 등의 자연현상을 활용하여 원자로의 안정성을 확보하려는 것이 일반적이다.
일 예로, 원자로 사고 시에 증기발생기의 이차측에서 발생하는 증기를 응축하여 원자로의 잔열을 피동적으로 냉각함으로써, 원자력발전소의 안정성과 경제성을 높일 수 있는 피동형 이차 응축 시스템이 개시되어 있다. 그러나, 이 시스템은 냉각수에 의해 냉각된 저온의 응축수가 증기발생기로 유입될 때, 열충격에 취약한 증기발생기 내부 구성품이 열충격을 받는 문제가 있다.
따라서, 이런 피동 보조급수계통에서 작동 초기 시 저온의 응축수 온도를 증가시키기 위한 장치가 개발되었다. 도 1에 도시된 시스템은 공개특허공보 2014-0032139호(주증기를 이용한 증기발생기 피동급수 계통의 열충격 방지 열교환장치)에 개시된 것으로서, 주증기관에서 분기된 분기관과 응축수회수관의 외부에 설치된 열교환장치(700)를 이용하여 주증기로 응축수의 온도를 높임으로써, 증기발생기(100)가 받는 열충격이 최소화되도록 한 시스템이다.
그런데, 이 시스템에서는 피동응축 냉각탱크(600) 내부의 냉각수가 주증기를 냉각하는 과정에서 증발되므로, 충분한 양의 냉각수가 공급되어야 한다. 만약 냉각수가 모두 증발하게 되면, 증기발생기(100)에 응축수를 전혀 보낼 수 없어 원자로가 녹아 내리는 재앙이 발생할 수도 있다.
본 발명은 상기한 바와 같은 문제점을 해결하기 위해 창안된 것으로서, 자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템을 제공하는 데 그 목적이 있다.
상기의 과제를 달성하기 위한 본 발명의 일 양상에 따른 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템이고, 급수펌프와 냉각수펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.
본 발명의 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템으로서, 공기압축기를 더 포함하여, 급수펌프와 냉각수펌프는 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고, 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동되는 것일 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 공기압축기는 터빈과 압축펌프가 한 축으로 연결된 증기터빈공기압축기일 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 터빈발전기에 병렬로 연결된 비상용 복수기를 더 포함하여, 터빈발전기에 이상 발생 시, 원자로, 비상용 복수기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 폐회로를 형성할 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거하고, 압축공기를 저장 및 배분하는 공기펌프유닛을 더 포함할 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템으로서 원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크, 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프 및 공기압축기를 더 포함하여, 냉각수공급펌프는 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고, 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동될 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템으로서, 원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크, 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프를 더 포함하며, 냉각수공급펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템으로서, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 분산발전사이클, 복수기, 급수펌프로 이루어진 열충격방지사이클 및 증기터빈공기압축기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 동력공급사이클을 포함하고, 분산발전사이클, 열충격방지사이클, 동력공급사이클이 병렬로 연결되어, 원자로와 함께 폐회로를 형성할 수 있다.
본 발명에 따르면, 원자력 발전 시스템에 고장이 발생하였을 때, 사고 조치를 위한 시간을 충분히 확보할 수 있게 된다.
또한, 원자력 발전 시스템의 안전성과 경제성이 확보된다.
도 1은 종래기술의 피동급수계통이 적용된 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 3은 도 2의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 5는 도 4의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 6은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 7은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
전술한, 그리고 추가적인 양상들은 첨부된 도면들을 참조하여 설명되는 실시 예들을 통해 명백해질 것이다. 본 명세서에서 각 도면의 대응되는 구성 요소들은 동일한 번호로 참조된다. 또한, 상세한 설명에서, 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 생각되는 경우 생략될 수 있다.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시 예들을 상세히 설명하기로 한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이고, 도 3은 도 2의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 2 내지 도 3을 참조하면, 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(200), 복수기(300, 320, 330), 급수펌프(400), 냉각수펌프(500) 및 비상용 복수기(310)를 포함할 수 있다. 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)는 증기발생기(100)에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.
도 2 내지 도 3의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
급수펌프(400)는 터빈(401)과 펌프(402)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 또한 냉각수펌프(500)도 터빈(501)과 펌프(502)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 냉각수펌프(500)는 증기발생기(100)에서 생성된 증기를 동력원으로 하여, 냉각수가 냉각수 유입구(510)에서 흡입되어, 복수기(300, 320, 330)를 거친 후 냉각수 배출구(520)로 배출되게 한다. 그리하여 복수기(300, 320, 330) 내의 증기가 응축하여 응축수가 된 후, 증기발생기(100)로 공급되게 된다.
비상용 복수기(310)는 터빈발전기(200)에 병렬로 연결될 수 있다. 비상용 복수기(310)는 일반적인 복수기와 동일한 것일 수 있다. 비상용 복수기(310)를 구비함으로써, 터빈발전기(200)에 이상이 발생하였을 때, 증기발생기(100), 비상용 복수기(310), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진 폐회로를 형성할 수 있다. 그리함으로써, 증기발생기의 열충격을 방지하여 시스템의 안전성을 확보할 수 있다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템은 증기발생기에서 생성된 증기를 이용하여 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동함으로써, 전기계통에 이상이 발생하더라도 안정적으로 발전이 되게 된다. 또한, 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동하는 데에 별도의 전력이 필요치 않으므로 경제적이게 된다.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이고, 도 5는 도 4의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 4 내지 도 5에 도시된 바와 같이, 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(200), 복수기(300, 320), 급수펌프(400), 냉각수펌프(500), 공기압축기(420) 및 비상용 복수기(310)를 포함할 수 있다. 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)는 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기로 구동될 수 있다. 공기압축기(420)는 증기발생기(100)에서 발생된 증기로 구동될 수 있다. 공기압축기(420)는 터빈(421)과 압축펌프(422)가 한 축으로 연결되어 있는 증기터빈공기압축기일 수 있다.
도 4 내지 도 5의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
급수펌프(400)는 터빈(401)과 펌프(402)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 또한 냉각수펌프(500)도 터빈(501)과 펌프(502)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 냉각수펌프(500)는 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기를 동력원으로 하여, 냉각수가 냉각수 유입구(510)에서 흡입되어, 복수기(300, 320)를 거친 후 냉각수 배출구(520)로 배출되게 한다. 그리하여 복수기(300, 320) 내의 증기가 응축하여 응축수가 된 후, 증기발생기(100)로 공급되게 된다.
비상용 복수기(310)는 터빈발전기(200)에 병렬로 연결될 수 있다. 비상용 복수기(310)는 일반적인 복수기와 동일한 것일 수 있다. 비상용 복수기(310)를 구비하여 터빈발전기(200)에 이상이 발생하였을 때, 증기발생기(100), 비상용 복수기(310), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진 폐회로를 형성할 수 있다. 그리함으로써, 증기발생기의 열충격을 방지하여 시스템의 안전성을 확보할 수 있다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100)에서 생성된 증기로 공기압축기(420)가 구동되고, 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기로 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)가 동작한다. 따라서, 전기계통에 이상이 발생하더라도 안정적으로 발전이 되게 된다. 또한, 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동하는 데에 별도의 전력이 필요치 않으므로 경제적이게 된다
또한, 원자력 발전 시스템은 공기펌프유닛(430)을 더 포함할 수 있다. 공기펌프유닛(430)은 압축공기를 저장하고 배분한다. 또한, 공기펌프유닛(430)은 압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거한다. 따라서, 압축공기에 불순물이나 수분이 혼재하여 시스템의 성능이 떨어지는 문제를 방지할 수 있다.
도 6은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 6을 참조하면, 원자력 발전 시스템은 분산발전사이클(210), 열충격방지사이클(220), 동력공급사이클(230)을 포함할 수 있다. 분산발전사이클(210)은 터빈발전기(200), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진다. 열충격방지사이클(220)은 복수기(310), 급수펌프(410)로 이루어진다. 동력공급사이클(230)은 증기터빈공기압축기(440), 복수기(330), 급수펌프(500)로 이루어진다. 또한, 원자력 발전 시스템은 분산발전사이클(210), 열충격방지사이클(220), 동력공급사이클(220)이 병렬로 연결되어 증기 발생기(100)와 함께 폐회로를 형성할 수 있다.
도 6의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
여기서, 급수펌프(400)는 터빈과 펌프가 한 축으로 연결된 증기구동펌프일 수 있다. 급수펌프를 증기구동펌프로 구성함으로써, 전력계통에 이상이 발생한 경우에도 증기발생기에서 생성된 증기만을 가지고 증기발생기(100)에 냉각수를 공급하여 안전성을 확보할 수 있게 된다.
이와 같이 이루어진 원자력 발전 시스템은 대형 증기터빈발전기 대신 소형 증기터빈발전기를 병렬로 구성하여 발전사이클내의 일부 구성요소에 문제가 발생하더라도 전력을 안정적으로 생산할 수 있다.
도 7는 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 7 참조하면, 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(미도시), 복수기(미도시), 급수펌프(미도시), 냉각수펌프(미도시), 피동응축냉각탱크(600), 냉각수공급펌프(900), 공기압축기(950)를 포함할 수 있다.
피동응축냉각탱크(600)는 증기발생기(100)에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장하고 있다. 응축수회수관은 피동응축냉각탱크에서 응축된 응축수를 증기발생기(100)로 회수 공급한다.
냉각수공급펌프(900)는 압축공기에 의해 구동되어, 피동응축냉각탱크(600)에 냉각수를 공급할 수 있다. 냉각수공급펌프(900)는 터빈(901)과 펌프(902)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다.
공기압축기(950)는 터빈(951)과 압축펌프(952)가 한 축으로 연결되어 있는 증기터빈공기압축기일 수 있다. 공기압축기(950)는 공기를 흡입하여 송출한다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100)에서 배출되는 주증기를 응축하여 얻은 응축수를 증기발생기(100)로 공급한다. 여기서, 주증기를 응축하기 위한 피동응축냉각탱크(600)에 공기구동펌프(900)를 이용하여 냉각수를 공급하게 된다. 공기구동펌프(900)가 냉각수 유입구로부터 냉각수를 흡입하여 냉각수급수관으로 토출하여 냉각수를 공급한다.
이와 같이 공기구동펌프(900)로 냉각수를 공급하므로, 원자력 발전 시스템의 전기계통에 이상이 발생하여 전기동력이 없는 상황에서도 압축공기로 공기구동펌프(900)를 구동시켜 피동응축냉각탱크(600)에 지속적으로 냉각수를 공급할 수 있다.
따라서, 피동응축냉각탱크(600)의 용량을 작게 설계하여도 된다. 따라서, 경제성을 확보할 수 있게 된다. 또한, 전력계통에 이상이 발생하여 전기동력이 공급되지 않아도 냉각수를 계속적으로 공급할 수 있으므로, 안전성이 확보되게 된다.
도 7의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
또한, 원자력 발전 시스템은 공기펌프유닛(920)을 더 포함할 수 있다. 공기펌프유닛(920)은 압축공기를 저장 및 배분한다. 또한, 압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거한다. 따라서, 압축공기에 불순물이나 수분이 혼재하여 시스템의 성능이 떨어지는 문제를 방지할 수 있다.
이상 본 발명을 구체적인 실시 형태들을 가지고 상세히 설명하였으나, 이는 예시적인 것에 불과하므로, 당해 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점은 명백하다고 할 것이다. 따라서, 본 발명의 구체적인 보호 범위는 첨부된 특허청구범위에 의해서만 정해져야 할 것이다.

Claims (8)

  1. 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    상기 급수펌프와 냉각수펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프인 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 터빈발전기에 병렬로 연결된 비상용 복수기를 더 포함하여, 상기 터빈발전기에 이상 발생 시, 원자로, 비상용 복수기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 폐회로를 형성하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  3. 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    공기압축기를 더 포함하여,
    상기 급수펌프와 냉각수펌프는 상기 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고,
    상기 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  4. 제3항에 있어서,
    압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거하고, 압축공기를 저장 및 배분하는 공기펌프유닛을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  5. 제3항에 있어서,
    상기 터빈발전기에 병렬로 연결된 비상용 복수기를 더 포함하여, 상기 터빈발전기에 이상 발생 시, 원자로, 비상용 복수기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 폐회로를 형성하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  6. 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크;
    상기 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프; 및
    공기압축기;를 더 포함하여,
    상기 냉각수공급펌프는 상기 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고,
    상기 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  7. 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크;
    상기 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프;를 더 포함하며,
    상기 냉각수공급펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프인 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  8. 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    터빈발전기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 분산발전사이클;
    복수기, 급수펌프로 이루어진 열충격방지사이클; 및
    증기터빈공기압축기, 복수기, 급수펌프로 이루어진 동력공급사이클을 포함하고,
    상기 분산발전사이클, 열충격방지사이클, 동력공급사이클이 병렬로 연결되어, 원자로와 함께 폐회로를 형성하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
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