WO2017086563A1 - 히트파이프를 이용한 사용후 핵연료 피동 냉각시스템 - Google Patents

히트파이프를 이용한 사용후 핵연료 피동 냉각시스템 Download PDF

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WO2017086563A1
WO2017086563A1 PCT/KR2016/006872 KR2016006872W WO2017086563A1 WO 2017086563 A1 WO2017086563 A1 WO 2017086563A1 KR 2016006872 W KR2016006872 W KR 2016006872W WO 2017086563 A1 WO2017086563 A1 WO 2017086563A1
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spent fuel
cooling system
heat pipe
fuel assembly
branch pipes
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PCT/KR2016/006872
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English (en)
French (fr)
Inventor
심석구
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(주)이엔이티
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a passive cooling system of spent nuclear fuel, and specifically, by using a heat pipe to remove residual heat including decay heat of spent nuclear fuel, a serious accident can be prevented even in the event of a complete power failure in and outside a power plant.
  • the present invention relates to a passive cooling system for spent nuclear fuel.
  • Nuclear power generation which generates electricity using nuclear fission energy of radioactive materials, requires a number of engineering safety facilities, including radioactive leakage prevention facilities and nuclear waste storage facilities, despite high economic feasibility.
  • spent nuclear fuel that has been discharged after being used as fuel in a reactor continues to generate high heat and radioactivity, called 'collapse heat'. Therefore, the spent fuel storage facility can adequately remove the spill prevention equipment and the decay heat to prevent radioactive leakage. It is essential to build a cooling system.
  • spent fuel is stored in a storage facility installed on a nuclear power plant site for 10 to 20 years and then transferred to a permanent storage facility.
  • the spent nuclear fuel storage facility is roughly divided into a water-cooled wet storage facility for storing in a storage tank and an air-cooled dry storage facility for storing in a dry container (cask, silo, etc.) made of metal and / or concrete.
  • FIG. 1 illustrates a wet storage facility 10 of spent nuclear fuel, and includes a storage tank 11 having a depth of about 12.8 m and a rack for supporting and maintaining a plurality of spent fuel assemblies. 20) and a cooling water supply pipe 15 and a cooling water discharge pipe 16 installed at one side and the other side of the storage water tank 11 to supply and discharge the cooling water 12, respectively.
  • the cooling water 12 is filled in the storage tank 11 at a height (for example, about 12 m) such that the storage table 20 can be sufficiently locked.
  • the cooling water supply pipe 15 and the cooling water discharge pipe 16 form a circulation loop including a pump, and the cooling water discharged to the cooling water discharge pipe 16 is cooled while passing through the heat exchanger, and then again the cooling water supply pipe 15. It is supplied to the storage tank (11) through.
  • the storage table 20 has a plurality of mounting grooves formed in the vertical direction as illustrated in FIG. 2, and the spent fuel assembly 200 is inserted into each of the mounting grooves.
  • the nuclear fuel assembly 200 ′ installed in the reactor includes a plurality of support grids 220 and a support grid 220, each of which includes a plurality of cells and is spaced along a longitudinal direction.
  • a plurality of fuel rods 210 are inserted into each cell of the), and the upper support 230 and the lower support 240 are coupled to the upper and lower ends of the plurality of fuel rods 210, respectively.
  • control rod guide tubes 231, 232, 233, 234 and a measuring instrument guide tube 235 are inserted in the support grid 220 in the vertical direction, and the control rod guide tubes 231, 232, 233, 234 and the instrument guide tube 235 are provided in the support grid 220.
  • a plurality of support grids 220 disposed up and down are joined to each other by welding to serve as a frame for maintaining the shape of the nuclear fuel assembly 200 ′.
  • control rod guide tubes 231, 232, 233, and 234 are provided as passages through which control rods provided in the reactor are inserted, and the instrument guide tubes 235 are provided as passages through which instrument cables and the like are inserted.
  • the fuel assembly 200 includes four control rod guide tubes 231, 232, 233, and 234 and one instrument guide tube 235, but the number and location of the guide tubes vary depending on the model.
  • the upper support 230 may include guide tube nozzles corresponding to each guide tube, and the lower support 230 may include a lower nozzle for supplying core cooling water, and the spent fuel assembly 200 is generally illustrated in FIG. 3 is inserted into the reservoir 20 of the storage tank with the upper support 230 including the guide tube nozzle and the lower support 240 including the lower nozzle removed from the nuclear fuel assembly 200 ′.
  • the cooling water 12 stored in the storage tank 11 must be forcedly circulated and cooled by using a pump.
  • the cooling water If the cooling water is not forcedly cooled, the cooling water boils and evaporates due to the self-decomposing heat of the spent fuel, exposing the spent fuel out of the water, which may damage the fuel and release radioactive material. In more severe cases, the temperature rises rapidly due to decay heat, and a large amount of hydrogen may be generated in the process of oxidizing the spent fuel cladding, which may cause hydrogen explosion. May cause serious environmental pollution and damage to life.
  • an emergency battery capable of driving a pump even in the event of a complete power failure is necessarily installed.
  • emergency batteries since emergency batteries have a limited service life, they may not function in the event of a prolonged disaster such as a power outage.
  • an emergency earthquake damages the distribution system or cooling system, the spent fuel is properly cooled. There is a problem that can not cause the above-mentioned serious accidents.
  • Patent Document 1 Korean Registered Patent No. 10-1494372 (2015.02.24. Notification)
  • Patent Document 2 United States Patent Application Publication No. US2015 / 0060018 (2015.03.05. Notification)
  • the present invention has been made in view of the above, and provides a passive cooling system that can prevent serious accidents and improve the safety of nuclear power plants by passively removing the decay heat of spent fuel even in the event of a complete loss of power in or out of the nuclear power plant. There is a purpose.
  • the storage tank is filled with cooling water;
  • a spent fuel assembly having a plurality of fuel rods and a plurality of guide tubes open at upper and lower ends, and stored in the storage tank;
  • a heat pipe module having a vaporization part formed of a plurality of branch pipes, and a condensation part communicating with the plurality of branch pipes, wherein the plurality of branch pipes are respectively inserted into the plurality of guide pipes.
  • an upper space of the storage tank is surrounded by a shielding wall, and the condensation part of the heat pipe module is provided inside an air cooling unit provided outside the shielding wall. It can be located at
  • the elevating portion is installed on the top of the shield wall for supporting the plurality of heat pipe modules, respectively; And a bellows connecting a periphery of the lifting unit and an upper end of the shielding wall, and the air cooling unit may be coupled to the lifting unit.
  • the inner container An outer container surrounding the inner container with an air passage therebetween; An inlet and an outlet formed in the outer container and communicating with the air passage;
  • a spent fuel assembly having a plurality of fuel rods and a plurality of guide tubes open at upper and lower ends, and stored in the inner container;
  • a heat pipe module having a vaporization part formed of a plurality of branch pipes, and a condensation part communicating with the plurality of branch pipes, wherein the plurality of branch pipes are respectively inserted into the plurality of guide pipes.
  • the condensation portion of the heat pipe module may be located inside the air passage.
  • the plurality of guide tubes includes a control rod guide tube and an instrument guide tube
  • the number of the plurality of branch tubes is the plurality of guide tubes. It may be equal to the number of.
  • the spent fuel assembly includes an upper assembly and a lower assembly stacked up and down, wherein each of the plurality of branch tubes is the upper assembly.
  • the corresponding guide tube of and the corresponding guide tube of the subassembly can be inserted together.
  • the plurality of branch pipes may be respectively inserted into the plurality of guide tubes from the bottom of the spent fuel assembly.
  • the present invention even when the cooling water pump of the spent fuel storage facility does not operate due to a complete loss of power in and out of the nuclear power plant, it is possible to passively remove the spent fuel decay heat by the natural circulation of the heat pipe solvent. By preventing serious accidents, the safety of nuclear power plants and used nuclear fuel can be improved.
  • the passive cooling system according to the present invention does not require complicated control of the cooling system, thereby simplifying the design of the safety equipment and reducing the cost.
  • the passive cooling system according to the present invention can be installed in a spent fuel storage facility of a nuclear power plant currently in operation with only a simple design change, and thus can greatly improve the safety of spent nuclear fuel at low cost.
  • FIG. 1 is a view schematically showing a conventional spent fuel wet storage facility
  • FIG. 2 is a view showing a state where the spent fuel is inserted into the reservoir.
  • FIG. 3 illustrates a nuclear fuel assembly
  • FIG. 4 illustrates a plurality of guide tubes provided in a fuel assembly.
  • FIG. 5 is a configuration diagram of a spent fuel passive cooling system according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 6 illustrates a heat pipe module used in a spent fuel driven cooling system according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 7 is a view showing a state in which the heat pipe module is coupled to the spent fuel assembly.
  • FIG. 11 is a view illustrating a heat pipe module lifting and lowering in FIG. 10.
  • FIG. 12 is a block diagram of a spent fuel passive cooling system according to a second embodiment of the present invention.
  • a first embodiment of the present invention relates to a spent fuel driven cooling system of the wet type (hereinafter referred to as a 'wet driven cooling system').
  • the wet driven cooling system 300 includes a storage tank 11 and a storage tank 11 in which the cooling water 12 is filled to a predetermined height, as shown in the schematic configuration diagram of FIG. 5.
  • It also includes a cooling water supply pipe 15 and the cooling water discharge pipe 16 installed on one side and the other side of the storage tank 11, and a pump (not shown) connected to the cooling water supply pipe 15 and the cooling water discharge pipe 16. .
  • the upper space of the storage tank 11 is surrounded by a shielding wall 18 for preventing radiation leakage and is isolated from the outside.
  • the wet driven cooling system 300 includes a heat pipe module 100 that transfers heat from the vaporization unit 110 to the condensation unit 130 by using a phase change of the refrigerant.
  • the vaporization unit 110 of the heat pipe module 100 is characterized in that it is installed to be inserted into the spent fuel assembly 200.
  • the heat pipe module 100 includes a vaporization unit 110, a condensation unit 130, and a connection unit 120 connecting the vaporization unit 110 and the condensation unit 130.
  • the vaporization unit 110 is a portion inserted into the spent fuel assembly 200
  • the condensation unit 130 is installed inside the air cooling unit 17 provided on the outside of the shielding wall 18 to exchange heat with the atmosphere. This is the part. It is preferable that a plurality of heat dissipation fins 150 are coupled to the condensation unit 130.
  • a typical heat pipe is composed of a single tube, but the heat pipe module 100 according to the embodiment of the present invention has a unique structure in which a plurality of branch pipes 111, 112, 113, 114, and 115 are formed at one end as shown in FIGS. 6 and 7. Even in this case, the interior of each branch pipe (111, 112, 113, 114, 115) is in communication with the interior of the connection portion 120, the interior of the connection portion 120 must be in communication with the interior of the condensation unit 130, of course.
  • a plurality of branch pipes corresponds to the vaporization unit 110, as shown in Figure 7, the control rod guide tubes (251, 252, 253, 254) and the instrument guide tube (255) provided in one spent fuel assembly 200 Are inserted into each.
  • the spent fuel assembly 200 and the heat pipe module 100 are installed in a one-to-one correspondence, and each branch pipe 111, 112, 113, 114, and 115 of the heat pipe module 100 is provided in the corresponding spent fuel assembly 200. It is inserted into the control rod guide tubes (251, 252, 253, 254) and the instrument guide tube (255), respectively.
  • the branch pipes 111, 112, 113, 114 and 115 are inserted into the guide pipes 251, 252, 253, 254 and 255 of the spent fuel assembly 200, the branch pipes of the heat pipe module 100 are very close to the fuel rod 210 and thus the fuel rod ( There is an advantage that can quickly and effectively absorb and remove the high temperature decay heat generated in 210).
  • the spent fuel assembly 200 has the lower ends of the control rod guide tubes 251, 252, 253 and 254, and the upper end of the instrument guide tube 255 may be blocked.
  • the upper end of the measuring instrument guide tube 255 may be opened when removing the upper support 230 shown in FIG.
  • Opening both ends of each guide tube (251, 252, 253, 254, 255) can not only improve the cooling efficiency due to the flow of cooling water, but also when loading the spent fuel assembly 200 in two or more layers as described below.
  • the heat pipe module 100 there is an advantage in that it is possible to simultaneously remove the decay heat of the plurality of spent fuel assemblies 200 arranged up and down.
  • the spent fuel assembly 200 may be stacked in two layers 200a and 200b in the storage tank 11 as shown in FIG. 5. Although not shown in the drawings, spent fuel assemblies 200a and 200b arranged up and down are inserted into insertion holes of racks stacked up and down, respectively.
  • each of the guide tubes 251, 252, 253, 254 and 255 of the spent fuel assembly 200 are open.
  • each branch pipe 111, 112, 113, 114, 115 of one heat pipe module 100 corresponds to the corresponding top assembly 200a. It can be inserted through the guide tube to the inside of the corresponding guide tube of the lower assembly 200b.
  • one heat pipe module 100 can be used to remove decay heat generated from two spent fuel assemblies 200a and 200b at the same time, thereby reducing the number of uses of the heat pipe module 100 to provide a wet type.
  • the air cooling unit 17 may be installed on the outer side or the upper side of the shielding wall 18 of the storage tank 11 and may have a chimney shape.
  • the air cooling unit 17 may include a tube in a vertical direction through which air can flow, and an air inlet and an air outlet formed at the lower and upper ends of the tube, respectively.
  • the heat pipe module 100 is installed to penetrate the side wall or the ceiling of the shield wall 18, and the condensation unit 130 of the heat pipe module 100 is located inside the tubular body.
  • An airtight member may be installed at a sidewall or ceiling of the shielding wall 181 to prevent leakage of radioactive material.
  • the wet driven cooling system 300 includes a real time monitoring system including a sensor for detecting a temperature, a water level, a flow rate, and the like of the coolant 12, a sensor for detecting a surface radiation dose, and the like. It is preferred to be configured to work with.
  • a refrigerant such as ammonia, ethanol, methanol, water, and freon series is enclosed in the tube constituting the heat pipe module 100.
  • a wick may be formed on the inner wall of the tube provided as a path for the refrigerant condensed in the condensation unit 130 to return to the vaporization unit 110 by a capillary phenomenon.
  • the condensation unit 130 when the heat pipe module 100 is installed, when the condensation unit 130 is positioned above the vaporization unit 110, the condensed fluid may be returned to the vaporization unit 110 by gravity, in which case You can omit the internal wick.
  • the refrigerant may be returned by gravity, and thus, the heat pipe module 100 may be The wick may not be formed inside.
  • the heat pipe module 100 having a wick may be used.
  • the heat transfer characteristics of the heat pipe module 100 may vary depending on the type of refrigerant, internal pressure, wick structure, and the like, and thus, an appropriate refrigerant, internal pressure, wick structure, etc. may be selected according to the installation environment.
  • connection unit 120 a portion connecting the condensation unit 130 is referred to as a connection unit 120.
  • connection part 120 and the condensation part 130 are continuous pipes, boundaries are not clearly distinguished, and the refrigerant may be vaporized by heat exchange with the cooling water 12 in the connection part 120 immersed in the cooling water 12. This is because the refrigerant may be condensed by heat exchange with the atmosphere in the connection part 120 exposed to the outside of the cooling water 12.
  • the wet passive cooling system 300 includes active cooling and spent fuel assemblies 200 forcibly circulating and cooling the coolant 12 using a pump in normal operation. At the same time, the passive cooling is performed through the heat pipe module 100 inserted into the heat sink, and thus the cooling efficiency can be much improved as compared with the related art.
  • each branch pipe of the heat pipe module 100 inserted into each of the guide pipes 251, 252, 253, 254, 255 of the spent fuel assembly 200 may be 111, 112, 113, 114, 115 can prevent the serious accident by continuously absorbing and removing the decay heat of the fuel rod (210).
  • wet driven cooling system 300 according to the first embodiment of the present invention having the above-described configuration may be modified or modified in various forms.
  • the number of branch pipes constituting the vaporization unit 110 of the heat pipe module 100 is most preferably the same as the number of guide tubes 251, 252, 253, 254, and 255 provided in the spent fuel assembly 200. It is not limited.
  • the number of branch pipes constituting the vaporization unit 110 of the heat pipe module 100 may be smaller than the number of guide tubes 251, 252, 253, 254 and 255 provided in the spent fuel assembly 200.
  • the number of branch pipes should be two or more.
  • the guide tube provided in the spent fuel assembly 200 is not limited to the control rod guide tubes (251, 252, 253, 254) and the instrument guide tube (255) may include other types of guide tubes.
  • the number of guide tubes is not limited to what was shown by drawing.
  • the branch pipes 111, 112, 113, 114 and 115 of the heat pipe module 100 may be inserted into the guide tubes 251, 252, 253, 254 and 255 from the bottom of the spent fuel assembly 200. have.
  • each branch pipe 111, 112, 113, 114, and 115 of one heat pipe module 100 passes through the corresponding guide tube of the lower assembly 200b and the upper assembly ( It can be inserted up to the inside of the corresponding guide tube of 200a). Also in this case, the condensation unit 130 of the heat pipe module 100 is preferably located inside the air cooling unit 17.
  • each of the guide tubes and the lower assembly 200b of the upper assembly 200a is disposed.
  • Different heat pipe modules 100a and 100b may be inserted into each guide tube.
  • a lifting unit 500 capable of simultaneously lifting the entire heat pipe module 100 may be included.
  • the connection part 12 of each heat pipe module 100 is coupled to the lifting part 500, the whole heat pipe module 100 inside the system can be simultaneously lifted by the lifting motion of the lifting part 500. Installation of the heat pipe module 100 can be made easier.
  • the periphery of the elevating part 500 may be coupled to the upper end of the shielding wall 18 by a bellows 520, and so on even when the elevating part 500 is elevated. Maintain isolation of space from outside space.
  • the air cooling unit 17 may be configured to move up and down together when the lifting unit 500 is elevated.
  • a second embodiment of the invention relates to a spent fuel passive cooling system of the dry type (hereinafter referred to as a 'dry passive cooling system').
  • the dry passive cooling system 400 includes an inner container 420 and an inner container 420 in which the spent fuel assembly 200 is accommodated, as shown in the schematic configuration diagram of FIG. 12.
  • the outer container 410 surrounding the inner container 420 at a predetermined interval from the outer surface of the) and an air passage 430 formed between the inner container 420 and the outer container 410.
  • the air passage 430 communicates with the outside through the inlets 432 and the outlets 434 formed at the lower and upper portions of the side walls of the outer container 410, respectively. Therefore, the air introduced through the lower inlet 432 is absorbed heat generated in the inner container 420, heated and raised, and then discharged to the outside through the outlet 434.
  • the dry driven cooling system 400 according to the second embodiment of the present invention, the heat pipe module is installed through the inner container 420 and the vaporization unit 110 is inserted into the spent fuel assembly 200. 100.
  • the vaporization unit 110 of the heat pipe module 100 includes a plurality of branch pipes 111, 112, 113, 114, and 115, and each branch pipe 111, 112, 113, 114, and 115 is inserted into corresponding guide tubes 251, 252, 253, 254, 255 of the spent fuel assembly 200, respectively.
  • the point is the same as in the first embodiment.
  • the condensation unit 130 of the heat pipe module 100 is located inside the air flow path 430, and the condensation unit 130 is shown in the drawing as being located near the outlet 434, but the air inlet lower (the air temperature is lower). 432 may be installed in the vicinity. In addition, the condensation unit 130 may be installed outside the outer container 410.
  • the inner container 420 is preferably a metal material that is easy to maintain airtightness
  • the outer container 410 may be a metal or concrete material.
  • the dry driven cooling system 400 includes a temperature sensor for detecting the temperature of the inner container 420 and / or the outer container 410, and the inner container 420. It is preferably configured to interoperate with a real-time monitoring system that includes a sensor for detecting a radiation dose of radiation.
  • the air passage 430 is heated. Natural convection occurs in the interior of the wall of the inner container 420 heat is removed. At the same time, high-temperature decay heat is directly absorbed and discharged through the branch pipes 111, 112, 113, 114, and 115 of the heat pipe module 100 installed in close proximity to the fuel rod, and thus, the temperature rise of the inner container 420 can be more effectively suppressed. This greatly improves the safety of dry storage facilities.
  • the dry driven cooling system 400 according to the second embodiment of the present invention may also be modified or modified in various forms.
  • each branch pipe of one heat pipe module 100 111, 112, 113, 114, and 115 may be inserted simultaneously into corresponding guide tubes of two or more layers of spent fuel assembly 200.
  • each branch pipe of the first heat pipe module 100a is inserted into each guide tube of the upper assembly 200a from the top, and the lower assembly 200b of Each guide tube can be inserted into each branch pipe of the second heat pipe module (100b) from the bottom.
  • the heat pipe module 100 may include an elevating unit for elevating.
  • the number of branch tubes of the heat pipe module 100 may be smaller than the number of guide tubes of the spent fuel assembly 200.
  • the present invention may be modified or modified in various forms in a specific application process, and the modified or modified embodiments may be included in the scope of the present invention if they include the technical idea of the present invention disclosed in the claims to be described below. Of course.
  • instrumentation guide 300 wet driven cooling system

Abstract

본 발명은, 냉각수가 채워지는 저장수조; 다수의 연료봉과 상단과 하단이 개방된 다수의 안내관을 구비하며, 상기 저장수조에 저장되는 사용후 핵연료 집합체; 다수의 분기관으로 이루어진 기화부와, 상기 다수의 분기관과 연통하는 응축부를 구비하는 히트파이프 모듈을 포함하며, 상기 다수의 분기관은 상기 다수의 안내관의 내부에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템을 개시한다. 본 발명에 따르면, 원전의 소내외 완전 전원상실사고로 인해 사용후 핵연료 저장설비의 냉각수 펌프가 작동하지 않는 경우에도 히트파이프 용매의 자연순환에 의하여 사용후 핵연료 붕괴열을 피동적으로 제거할 수 있으며, 이를 통해 중대사고를 미연에 방지함으로써 원전 및 사용후 핵연료의 안전성을 향상할 수 있다. 또한 본 발명에 따른 피동형 냉각시스템은, 냉각계통의 복잡한 제어를 요구하지 않으므로 안전설비의 설계단순화와 이를 통한 경비절감 효과를 얻을 수 있다. 또한 본 발명에 따른 피동형 냉각시스템은, 현재 가동 중인 원전부지의 사용후 핵연료 저장설비에도 간단한 설계변경만으로 설치가 가능하며, 따라서 적은 비용으로 사용후 핵연료의 안전성을 크게 향상시킬 수 있다.

Description

히트파이프를 이용한 사용후 핵연료 피동 냉각시스템
본 발명은 사용후 핵연료의 피동형 냉각시스템에 관한 것으로서, 구체적으로는 히트파이프(heat pipe)를 이용하여 사용후 핵연료의 붕괴열을 포함한 잔열을 제거함으로써 발전소 내외의 완전정전 사고 시에도 중대사고를 방지할 수 있는 사용후 핵연료의 피동형 냉각시스템에 관한 것이다.
방사성 물질의 핵분열 에너지를 이용하여 전력을 생산하는 원자력 발전은 높은 경제성에도 불구하고 방사능 유출 방지설비, 핵폐기물 저장설비 등 수많은 공학적 안전설비를 필요로 한다.
그러나 설계기준을 초과하는 돌발사고나 지진, 해일 등의 외부 요인에 의해 이들 안전설비의 기능이 상실되면 방사능 물질 유출 등의 중대사고가 발생할 수 있으며, 2011년 3월에 발생한 일본 후쿠시마 원전 사고가 대표적인 사례라고 할 수 있다.
한편 원자로에서 연료로 사용된 후 배출된 사용후 핵연료에서는 '붕괴열'이라고 불리는 고열과 방사능이 계속 발생하며, 따라서 사용후 핵연료 저장설비에는 방사능 유출을 방지할 수 있는 유출방지설비와 붕괴열을 적절히 제거할 수 있는 냉각시스템의 구축이 필수적으로 요구된다.
일반적으로 사용후 핵연료는 원전부지 내에 설치된 저장설비에 10~20년 정도 저장된 후 영구 저장시설로 옮겨 저장되고 있다. 사용후 핵연료 저장설비는 대략 저장수조에 저장하는 수냉식의 습식 저장설비와, 금속 및/또는 콘트리트로 이루어진 건식용기(cask, silo 등)의 내부에 저장하는 공냉식의 건식 저장설비로 구분된다.
도 1은 사용후 핵연료의 습식 저장설비(10)를 예시한 것으로서, 대략 12.8m 정도의 깊이를 갖는 저장수조(11)와, 다수의 사용후 핵연료 집합체를 지지 및 유지하는 저장대(rack)(20)와, 저장수조(11)의 일측과 타측에 각각 설치되어 냉각수(12)를 공급 및 배출하는 냉각수공급관(15)과 냉각수배출관(16)을 포함한다. 저장수조(11)의 내부에는 저장대(20)가 충분히 잠길 수 있을 정도의 높이(예, 약 12m)로 냉각수(12)가 채워진다.
도면에는 나타내지 않았으나 냉각수공급관(15)과 냉각수배출관(16)은 펌프를 포함하는 순환루프를 형성하며, 냉각수배출관(16)으로 배출된 냉각수는 열교환부를 거치면서 냉각된 후 다시 냉각수공급관(15)을 통해 저장수조(11)로 공급된다.
저장대(20)는 도 2에 예시한 바와 같이 수직방향으로 형성된 다수의 장착홈을 구비하며, 각 장착홈마다 사용후 핵연료 집합체(200)가 삽입된다.
일반적으로 원자로에 설치되는 핵연료 집합체(200')는 도 3에 예시한 바와 같이, 각각 다수의 셀을 포함하고 세로방향을 따라 이격되어 있는 다수의 지지격자체(220)와, 지지격자체(220)의 각 셀마다 삽입되는 다수의 연료봉(210)과, 다수 연료봉(210)의 상단 및 하단에 각각 결합되는 상부지지체(230)와 하부지지체(240)를 포함한다.
또한 지지격자체(220)에는 도 4에 나타낸 바와 같이 다수의 제어봉안내관(231,232,233,234)과 계측기안내관(235)이 수직방향으로 삽입되며, 제어봉안내관(231,232,233,234)과 계측기안내관(235)은 상하로 배치된 다수의 지지격자체(220)와 용접 등으로 결합됨으로써 핵연료 집합체(200')의 형태를 유지하는 프레임 역할을 한다.
제어봉안내관(231,232,233,234)은 원자로 내부에 구비된 제어봉이 삽입되는 통로로 제공되고, 계측기안내관(235)은 계측기케이블 등이 삽입되는 통로로 제공된다.
도 4에는 핵연료 집합체(200)가 4개의 제어봉안내관(231,232,233,234)과 1개의 계측기안내관(235)을 포함하는 것으로 나타내고 있으나, 안내관의 개수와 위치는 모델에 따라 다양하다.
한편 상부지지체(230)는 각 안내관에 대응하는 안내관 노즐을 포함하고, 하부지지체(230)는 노심냉각수 공급을 위한 하부노즐을 포함할 수 있으며, 사용후 핵연료 집합체(200)는 일반적으로 도 3의 핵연료 집합체(200')에서 안내관 노즐을 포함하는 상부지지체(230)와 하부노즐을 포함하는 하부지지체(240)를 제거한 상태로 저장수조의 저장대(20)에 삽입된다.
그런데 도 1과 같은 습식저장설비(10)를 정상적으로 유지하기 위해서는, 반드시 저장수조(11)에 저장된 냉각수(12)를 펌프를 이용하여 강제 순환 및 냉각시켜야 한다.
만일 냉각수를 강제 냉각시키지 않으면 사용후 핵연료의 자체 붕괴열에 의해 냉각수가 끓어 증발하면서 사용후 핵연료가 물 밖으로 노출되고, 이로 인해 핵연료가 손상되어 방사능 물질이 유출될 수 있다. 더 심한 경우에는 붕괴열에 의해 온도가 급격히 상승하여 사용후 핵연료 피복재가 산화되는 과정에서 대량의 수소가 발생하여 수소폭발이 발생할 수 있으며, 이 경우에는 저장설비의 파손으로 인해 각종 방사능과 오염물질이 주변으로 확산되어 심각한 환경오염과 인명피해가 초래될 수 있다.
따라서 사용후 핵연료의 습식저장설비(10)에는 완전 정전사고 시에도 펌프를 구동할 수 있는 비상배터리가 반드시 설치된다. 그런데 비상배터리는 사용기간이 한정되어 있으므로 정전 등의 재난상황이 장기화되는 경우에는 기능을 발휘할 수 없는 문제가 있고, 또한 지진 등으로 인해 배전계통이나 냉각계통이 손상되는 경우에는 사용후 핵연료를 제대로 냉각시킬 수 없어 전술한 중대사고가 발생할 수 있는 문제가 있다.
이러한 이유로 소내외 전원완전상실 사고 시에도 사용 후 핵연료 저장수조의 안전성을 유지할 수 있는 설비를 갖출 필요가 있으며, 특히 후쿠시마 원전사고 이후에는 전원이 공급되지 않는 상황에서도 사용후 핵연료의 붕괴열을 적절하게 제거하여 중대사고를 방지할 수 있는 피동 냉각시스템에 대한 연구개발이 국제적으로 활발히 이루어지고 있다.
[선행기술문헌]
[특허문헌]
(특허문헌 1) 한국등록특허 제10-1494372호(2015.02.24. 공고)
(특허문헌 2) 미국공개특허공보 US2015/0060018(2015.03.05. 공고)
본 발명은 이러한 배경에서 안출된 것으로서, 원전의 소내외 완전 전원상실 사고 시에도 피동적으로 사용후 핵연료의 붕괴열을 제거함으로써 중대사고를 방지하고 원전의 안전성을 향상시킬 수 있는 피동 냉각 시스템을 제공하는데 그 목적이 있다.
또한 히트파이프를 이용하여 저장수조나 건식용기에 저장된 사용후 핵연료의 붕괴열을 보다 효과적으로 제거할 수 있는 피동 냉각 시스템을 제공하는 데 그 목적이 있다.
또한 본 발명은 복잡한 제어가 필요 없고 간단한 구성을 갖는 사용후 핵연료의 피동 냉각시스템을 제공함으로써 현재 가동중인 저장설비에도 간편하게 적용할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다.
본 발명의 일 양상은, 냉각수가 채워지는 저장수조; 다수의 연료봉과 상단과 하단이 개방된 다수의 안내관을 구비하며, 상기 저장수조에 저장되는 사용후 핵연료 집합체; 다수의 분기관으로 이루어진 기화부와, 상기 다수의 분기관과 연통하는 응축부를 구비하는 히트파이프 모듈을 포함하며, 상기 다수의 분기관은 상기 다수의 안내관의 내부에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템을 제공한다.
본 발명의 일 양상에 따른 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템에서, 상기 저장수조의 상부공간은 차폐벽에 의해 둘러싸이고, 상기 히트파이프 모듈의 상기 응축부는 상기 차폐벽의 외부에 구비된 공냉부의 내부에 위치할 수 있다.
또한 상기 차페벽의 상단에 설치되어 상기 다수의 히트파이프 모듈을 각각 지지하는 승강부; 상기 승강부의 주변부와 상기 차페벽의 상단을 연결하는 벨로우즈를 포함하고, 상기 공냉부는 상기 승강부에 결합될 수 있다.
본 발명의 다른 양상은, 내부용기; 공기유로를 사이에 두고 상기 내부용기를 둘러싸는 외부용기; 상기 외부용기에 형성되어 상기 공기유로와 연통하는 유입구와 배출구; 다수의 연료봉과 상단과 하단이 개방된 다수의 안내관을 구비하며, 상기 내부용기에 저장되는 사용후 핵연료 집합체; 다수의 분기관으로 이루어진 기화부와, 상기 다수의 분기관과 연통하는 응축부를 구비하는 히트파이프 모듈을 포함하며, 상기 다수의 분기관은 상기 다수의 안내관의 내부에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템을 제공한다.
본 발명의 다른 양상에 따른 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템에서, 상기 히트파이프 모듈의 상기 응축부는 상기 공기유로의 내부에 위치할 수 있다.
본 발명의 일 양상 또는 다른 양상에 따른 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템에서, 상기 다수의 안내관은 제어봉안내관과 계측기안내관을 포함하고, 상기 다수의 분기관의 개수는 상기 다수의 안내관의 개수와 같을 수 있다.
또한 본 발명의 일 양상 또는 다른 양상에 따른 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템에서, 상기 사용후 핵연료 집합체는 상하로 적층된 상부 집합체와 하부 집합체를 포함하고, 상기 다수의 분기관은 각각 상기 상부 집합체의 대응하는 안내관과 상기 하부 집합체의 대응하는 안내관에 함께 삽입될 수 있다.
또한 본 발명의 일 양상 또는 다른 양상에 따른 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템에서, 상기 다수의 분기관은 상기 사용후 핵연료 집합체의 하단에서부터 상기 다수의 안내관에 각각 삽입될 수 있다.
[유리한 효과]
본 발명에 따르면, 원전의 소내외 완전 전원상실 사고로 인해 사용후 핵연료 저장설비의 냉각수 펌프가 작동하지 않는 경우에도 히트파이프 용매의 자연순환에 의하여 사용후 핵연료 붕괴열을 피동적으로 제거할 수 있으며, 이를 통해 중대사고를 미연에 방지함으로써 원전 및 사용후 핵연료의 안전성을 향상할 수 있다.
또한 본 발명에 따른 피동형 냉각시스템은, 냉각계통의 복잡한 제어를 요구하지 않으므로 안전설비의 설계단순화와 이를 통한 경비절감 효과를 얻을 수 있다.
또한 본 발명에 따른 피동형 냉각시스템은, 현재 가동 중인 원전부지의 사용후 핵연료 저장설비에도 간단한 설계변경만으로 설치가 가능하며, 따라서 적은 비용으로 사용후 핵연료의 안전성을 크게 향상시킬 수 있다.
도 1은 종래 사용후 핵연료 습식저장설비를 개략적으로 나타낸 도면
도 2는 저장대에 사용후 핵연료가 삽입된 상태를 나타낸 도면
도 3은 핵연료 집합체를 예시한 도면
도 4는 핵연료 집합체에 구비된 다수의 안내관을 예시한 도면
도 5는 본 발명의 제1 실시예에 따른 사용후 핵연료 피동 냉각시스템의 구성도
도 6은 본 발명의 제1 실시예에 따른 사용후 핵연료 피동 냉각시스템에 사용되는 히트파이프 모듈을 나타낸 도면
도 7은 히트파이프 모듈이 사용후 핵연료 집합체에 결합되는 모습을 나타낸 도면
도 8 내지 도 10은 본 발명의 제1 실시예에 따른 사용후 핵연료 피동 냉각시스템의 여러 변형예를 예시한 도면
도 11은 도 10에서 히트파이프 모듈을 승강시키는 모습을 나타낸 도면
도 12는 본 발명의 제2 실시예에 따른 사용후 핵연료 피동 냉각시스템의 구성도
이하에서는 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예를 설명한다.
참고로 본 명세서에서 하나의 구성요소(element)가 다른 구성요소와 '연결' 또는 '결합'되는 경우는, 다른 구성요소와 직접적으로 연결 또는 결합되는 경우뿐만 아니라 중간에 다른 요소를 사이에 두고 간접적으로 연결 또는 결합되는 경우도 포함한다. 다만 하나의 구성요소가 다른 구성요소와 '직접 연결' 또는 '직접 결합'되는 경우는 중간에 다른 요소가 개재되지 않는 것을 의미한다. 또한 어떤 부분이 어떤 구성요소를 '포함' 또는 '구비'하는 것은, 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함하거나 구비할 수 있는 것을 의미한다. 또한 본 명세서에 첨부된 도면에는 구성요소의 일부를 실제와 다르게 과장되게 나타낸 부분이 있는데, 이는 설명과 이해의 편의를 위한 것일 뿐이며 이로 인해 본 발명의 범위가 제한적으로 해석되거나 왜곡되어서는 아니 됨은 물론이다.
제 1 실시예
본 발명의 제1 실시예는 습식 방식의 사용후 핵연료 피동 냉각시스템(이하, '습식 피동 냉각시스템'이라 한다)에 관한 것이다.
본 발명의 제1 실시예에 따른 습식 피동 냉각시스템(300)은, 도 5의 개략 구성도에 나타낸 바와 같이, 냉각수(12)가 소정 높이로 채워지는 저장수조(11)와, 저장수조(11)의 내부에 설치되는 다수의 저장대(rack)(도면에는 나타내지 않았음)와, 저장대의 각 삽입홀에 각각 삽입되는 다수의 사용후 핵연료 집합체(200)를 포함한다.
또한 저장수조(11)의 일측과 타측에 각각 설치된 냉각수공급관(15) 및 냉각수배출관(16)과, 냉각수공급관(15)과 냉각수배출관(16)에 연결된 펌프(도면에는 나타내지 않았음)를 포함한다. 저장수조(11)의 상부공간은 방사능 유출 방지를 위한 차폐벽(18)에 의해 둘러싸여 외부와 격리된다.
한편 본 발명의 제1 실시예에 따른 습식 피동 냉각시스템(300)은 냉매의 상변화를 이용하여 기화부(110)에서 응축부(130)로 열을 전달하는 히트파이프 모듈(100)을 포함하며, 특히 히트파이프 모듈(100)의 기화부(110)가 사용후 핵연료 집합체(200)의 내부로 삽입되도록 설치되는 점에 특징이 있다.
히트파이프 모듈(100)은 기화부(110), 응축부(130), 및 기화부(110)와 응축부(130)를 연결하는 연결부(120)를 포함한다. 기화부(110)는 사용후 핵연료 집합체(200)의 내부로 삽입되는 부분이고, 응축부(130)는 차폐벽(18)의 외부에 구비된 공냉부(17)의 내부에 설치되어 대기와 열교환을 하는 부분이다. 응축부(130)에는 다수의 방열핀(150)이 결합되는 것이 바람직하다.
통상의 히트파이프는 단일 관체로 이루어져 있으나, 본 발명의 실시예에 따른 히트파이프 모듈(100)은 도 6 및 도 7에 나타낸 바와 같이 일단에 다수의 분기관(111,112,113,114,115)이 형성된 독특한 구조를 갖는다. 이 경우에도 각 분기관(111,112,113,114,115)의 내부는 연결부(120)의 내부와 연통되고, 연결부(120)의 내부는 응축부(130)의 내부와 연통되어야 함은 물론이다.
다수의 분기관(111,112,113,114,115)은 기화부(110)에 해당하는 것으로서, 도 7에 나타낸 바와 같이, 하나의 사용후 핵연료 집합체(200)에 구비된 제어봉안내관(251,252,253,254)과 계측기안내관(255)에 각각 삽입된다.
즉, 사용후 핵연료 집합체(200)와 히트파이프 모듈(100)은 일대일 대응하여 설치되며, 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)은 대응하는 사용후 핵연료 집합체(200)에 구비된 각 제어봉안내관(251,252,253,254)과 계측기안내관(255)에 각각 삽입된다.
이와 같이 사용후 핵연료 집합체(200)의 각 안내관(251,252,253,254,255)마다 분기관(111,112,113,114,115)을 삽입하면, 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관이 연료봉(210)에 매우 근접하게 되고 이로 인해 연료봉(210)에서 발생하는 고온의 붕괴열을 보다 신속하고 효과적으로 흡수하여 제거할 수 있는 이점이 있다.
한편 사용후 핵연료 집합체(200)는 제어봉안내관(251,252,253,254)의 하단이 막혀 있고, 계측기안내관(255)의 상단이 막혀 있는 경우가 있다. 이러한 경우에는 사용후 핵연료 집합체(200)를 저장수조(11)에 저장하기 전에 제어봉안내관(251,252,253,254)의 하단과 계측기안내관(255)의 상단을 개방하여 각각의 양단이 모두 개방되도록 하는 것이 바람직하다. 다만 계측기안내관(255)의 상단은 도 3에 나타낸 상부지지체(230)를 제거할 때 개방되는 경우도 있다.
각 안내관(251,252,253,254,255)의 양단을 모두 개방시키면 냉각수의 유동으로 인한 냉각효율의 향상을 기대할 수 있을 뿐만 아니라, 후술하는 바와 같이 사용후 핵연료 집합체(200)를 2층 이상으로 적재하는 경우에는 하나의 히트파이프 모듈(100)을 이용하여 상하로 배치된 다수의 사용후 핵연료 집합체(200)의 붕괴열을 동시에 제거할 수 있는 이점이 있다.
즉, 저장수조(11)의 내부에는 저장밀도를 높이기 위하여 도 5에 나타낸 바와 같이 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층(200a,200b)으로 적재되는 경우가 있다. 도면에는 나타내지 않았으나, 상하로 배치된 사용후 핵연료 집합체(200a,200b)는 각각 상하로 적재된 저장대(rack)의 삽입홀에 삽입된 상태임은 물론이다.
전술한 바와 같이, 사용후 핵연료 집합체(200)의 각 안내관(251,252,253,254,255)의 양단은 모두 개방되어 있다. 따라서 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층(200a,200b)으로 적재되고 수직으로 정확히 정렬되어 있으면, 하나의 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)을 상부 집합체(200a)의 대응하는 안내관을 관통하여 하부 집합체(200b)의 대응하는 안내관의 내부까지 삽입할 수 있다.
이렇게 하면 하나의 히트파이프 모듈(100)을 이용하여 2개의 사용후 핵연료 집합체(200a, 200b)에서 발생하는 붕괴열을 동시에 제거할 수 있으며, 이를 통해 히트파이프 모듈(100)의 사용 개수를 줄임으로써 습식 피동형 냉각시스템(300)의 구조를 단순화시킬 수 있는 이점이 있다.
도면은 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층(200a,200b)으로 적재된 경우만을 나타내고 있으나, 3층 이상으로 적재된 경우에도 이러한 방법이 적용될 수 있음은 물론이다.
다시 도 5를 참조하면, 공냉부(17)는 저장수조(11)의 차폐벽(18)의 외측이나 상부에 설치될 수 있으며, 굴뚝 형상으로 이루어질 수 있다. 예를 들어, 공냉부(17)는 공기가 유동할 수 있는 수직방향의 관체와, 관체의 하단과 상단에 각각 형성된 공기유입구 및 공기배출구를 포함할 수 있다. 이 경우 히트파이프 모듈(100)은 차페벽(18)의 측벽 또는 천정을 관통하도록 설치되며, 히트파이프 모듈(100)의 응축부(130)는 관체의 내부에 위치하게 된다.
차폐벽(181)의 측벽 또는 천정에서 히트파이프 모듈(100)이 관통하는 부분에는 방사능 물질의 유출을 방지하기 위한 기밀부재를 설치할 수 있다.
도면에는 나타내지 않았으나, 본 발명의 실시예에 따른 습식 피동 냉각시스템(300)은 냉각수(12)의 온도, 수위, 유량 등을 검출하는 센서, 표면 방사선 선량을 검출하는 센서 등을 포함하는 실시간 감시시스템과 연동하도록 구성되는 것이 바람직하다.
한편 히트파이프 모듈(100)을 구성하는 관체의 내부에는 암모니아, 에탄올, 메탄올, 물, 프레온계열 등의 냉매가 봉입된다. 관체의 내벽에는 응축부(130)에서 응결된 냉매가 모세관 현상에 의하여 기화부(110)로 귀환하는 경로로 제공되는 위크(wick)가 형성될 수 있다. 다만, 히트파이프 모듈(100)를 설치할 때 응축부(130)가 기화부(110)의 상부에 위치하는 경우에는 응결된 유체가 중력에 의하여 기화부(110)로 귀환할 수 있으며, 이러한 경우에는 내부의 위크를 생략할 수도 있다.
예를 들어 도 5에 나타낸 습식 피동 냉각시스템(300)에서는, 응축부(130)가 기화부(110)의 상부에 위치하므로 중력에 의한 냉매의 귀환이 가능하며, 따라서 히트파이프 모듈(100)의 내부에 위크를 형성하지 않을 수 있다. 물론 위크를 구비한 히트파이프 모듈(100)을 사용할 수도 있다. 히트파이프 모듈(100)의 열전달 특성은 냉매의 종류, 내부압력, 위크 구조 등에 의해 달라질 수 있으며, 따라서 설치환경에 따라 적절한 냉매, 내부압력, 위크구조 등을 선택할 수 있다.
또한 본 명세서에서는 히트파이프 모듈(100)에서 사용후 핵연료 집합체(200)의 내부로 삽입되는 부분을 기화부(110), 방열핀(150)이 장착된 부분을 응축부(130), 기화부(110)와 응축부(130)을 연결하는 부분을 연결부(120)로 지칭하였다. 그러나 이러한 명칭은 설명의 편의를 위한 것임이 이해되어야 한다. 예를 들어 연결부(120)와 응축부(130)는 연속된 관체이므로 경계가 명확히 구분되지 않으며, 냉각수(12)에 잠긴 연결부(120)에서 냉각수(12)와의 열교환에 의하여 냉매가 기화될 수도 있고, 냉각수(12)의 외부로 노출된 연결부(120)에서 대기와의 열교환에 의하여 냉매가 응축될 수 있기 때문이다.
전술한 구성을 갖는 본 발명의 제1 실시예에 따른 습식 피동 냉각시스템(300)은, 정상 운영시에는 펌프를 이용하여 냉각수(12)를 강제 순환 및 냉각시키는 능동 냉각과 사용후 핵연료 집합체(200)에 삽입된 히트파이프 모듈(100)을 통한 피동 냉각을 동시에 수행하며, 이를 통해 종래에 비해 냉각효율이 훨씬 향상될 수 있다.
특히, 원전의 소내외 완전정전 사고가 발생하여 펌프를 통한 능동 냉각이 불가능한 상황에서도, 사용후 핵연료 집합체(200)의 각 안내관(251,252,253,254,255)에 삽입된 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)이 연료봉(210)의 붕괴열을 지속적으로 흡수 제거함으로써 중대 사고를 방지할 수 있다.
한편 전술한 구성을 갖는 본 발명의 제1 실시예에 따른 습식 피동 냉각시스템(300)은 다양한 형태로 변형 또는 수정되어 실시될 수 있다.
일 예로서, 히트파이프 모듈(100)의 기화부(110)을 구성하는 분기관의 개수는 사용후 핵연료 집합체(200)에 구비된 안내관(251,252,253,254,255)의 개수와 동일한 것이 가장 바람직하지만, 반드시 이에 한정되는 것은 아니다.
즉, 히트파이프 모듈(100)의 기화부(110)를 구성하는 분기관의 개수는 사용후 핵연료 집합체(200)에 구비된 안내관(251,252,253,254,255)의 개수보다 작을 수도 있다. 다만 분기관의 개수는 2개 이상이어야 함은 물론이다.
또한 사용후 핵연료 집합체(200)에 구비되는 안내관은 제어봉안내관(251,252,253,254)과 계측기안내관(255)으로 한정되지 않으며 다른 종류의 안내관이 포함될 수 있다. 또한 안내관의 개수가 도면에 나타낸 것에 한정되지 않는다.
다른 예로서, 도 8의 습식 피동 냉각시스템(300a)과 같이, 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)을 사용후 핵연료 집합체(200)의 하단에서부터 안내관(251,252,253,254,255)으로 삽입할 수도 있다.
이 경우에도 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층으로 적재된 경우에는 하나의 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)을 하부 집합체(200b)의 대응하는 안내관을 관통하여 상부 집합체(200a)의 대응하는 안내관의 내부까지 삽입할 수 있다. 이 경우에도 히트파이프 모듈(100)의 응축부(130)는 공냉부(17)의 내부에 위치시키는 것이 바람직하다.
또 다른 예로서, 도 9의 습식 피동 냉각시스템(300b)과 같이, 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층으로 적재된 경우에는, 상부 집합체(200a)의 각 안내관과 하부 집합체(200b)의 각 안내관에 각각 다른 히트파이프 모듈(100a,100b)을 삽입할 수도 있다.
또 다른 예로서, 도 10의 습식 피동 냉각시스템(300c)과 같이, 히트파이프 모듈(100) 전체를 동시에 승강시킬 수 있는 승강부(500)를 포함할 수도 있다. 승강부(500)에 각 히트파이프 모듈(100)의 연결부(12)를 결합하면 승강부(500)의 승강운동에 의해 시스템 내부의 히트파이프 모듈(100) 전체를 동시에 승강시킬 수 있으며, 이렇게 하면 히트파이프 모듈(100)의 설치 작업을 보다 용이하게 할 수 있다.
승강부(500)의 주변부는 도 11에 나타낸 바와 같이 차폐벽(18)의 상단에 벨로우즈(520) 등으로 결합될 수 있으며, 이렇게 하면 승강부(500)가 승강하더라도 저장수조(11)의 상부공간과 외부공간의 격리상태를 유지할 수 있다. 또한 승강부(500)에 공냉부(17)를 구성하는 관체를 결합하여, 승강부(500)가 승강할 때 공냉부(17)가 함께 승강하도록 구성할 수도 있다.
제 2 실시예
본 발명의 제2 실시예는 건식 방식의 사용후 핵연료 피동 냉각시스템(이하, '건식 피동 냉각시스템'이라 한다)에 관한 것이다.
본 발명의 제2 실시예에 따른 건식 피동 냉각시스템(400)은, 도 12의 개략 구성도에 나타낸 바와 같이, 사용후 핵연료 집합체(200)가 수용되는 내부용기(420)와, 내부용기(420)의 외측면과 일정한 간격을 둔 상태에서 내부용기(420)를 둘러싸는 외부용기(410)와, 내부용기(420)와 외부용기(410)의 사이에 형성된 공기유로(430)를 포함한다.
상기 공기유로(430)는 외부용기(410)의 측벽의 하부와 상부에 각각 형성된 유입구(432)와 배출구(434)를 통해 외부와 연통한다. 따라서 하부의 유입구(432)를 통해 유입된 공기는 내부용기(420)에서 발생하는 열을 흡수하여 가열 및 상승한 후에 배출구(434)를 통해 외부로 배출된다.
특히 본 발명의 제2 실시예에 따른 건식 피동 냉각시스템(400)은, 내부용기(420)를 관통하여 설치되고 기화부(110)가 사용후 핵연료 집합체(200)의 내부로 삽입되는 히트파이프 모듈(100)을 포함한다.
히트파이프 모듈(100)의 기화부(110)가 다수의 분기관(111,112,113,114,115)을 포함하고, 각 분기관(111,112,113,114,115)이 사용후 핵연료 집합체(200)의 대응하는 안내관(251,252,253,254,255)에 각각 삽입되는 점은 제1 실시예와 동일하다.
히트파이프 모듈(100)의 응축부(130)는 공기유로(430)의 내부에 위치하며, 도면에는 응축부(130)가 배출구(434) 부근에 위치하는 것으로 나타내었으나 공기온도가 더 낮은 유입구(432) 부근에 설치될 수도 있다. 또한 응축부(130)를 외부용기(410)의 외부에 설치할 수도 있다.
내부용기(420)는 기밀유지가 용이한 금속재질인 것이 바람직하고, 외부용기(410)는 금속 또는 콘크리트 재질일 수 있다. 특히 내부용기(420)에서 히트파이프 모듈(100)이 관통하는 부분에는 방사능 물질의 유출을 방지할 수 있는 기밀부재를 설치하는 것이 바람직하다.
한편 도면에는 나타내지 않았으나, 본 발명의 제2 실시예에 따른 건식 피동 냉각시스템(400)은 내부용기(420) 및/또는 외부용기(410)의 온도를 검출하는 온도센서, 내부용기(420) 주변의 방사선 선량을 검출하는 센서 등을 포함하는 실시간 감시시스템과 연동하도록 구성되는 것이 바람직하다.
본 발명의 제2 실시예에 따른 건식 피동 냉각시스템(400)에 따르면, 내부용기(420)에 저장된 사용후 핵연료 집합체(200)의 붕괴열에 의해 내부용기(420)가 가열되면 공기유로(430)의 내부에 자연 대류가 발생하여 내부용기(420)의 벽면의 열이 제거된다. 이와 동시에 연료봉에 근접 설치된 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)을 통해 고온의 붕괴열이 보다 직접적으로 흡수 및 배출되며, 따라서 내부용기(420)의 온도 상승을 보다 효과적으로 억제할 수 있고 이를 통해 건식 저장설비의 안전성을 크게 향상시킬 수 있다.
본 발명의 제2 실시예에 따른 건식 피동 냉각시스템(400)도 다양한 형태로 변형 또는 수정되어 실시될 수 있다. 예를 들어 제1 실시예와 관련하여 설명한 바와 같이, 내부 용기(420)의 내부에 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층 이상 적재되는 경우에는 하나의 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)이 2층 이상의 사용후 핵연료 집합체(200)의 대응하는 안내관에 동시에 삽입될 수 있다.
또한 사용후 핵연료 집합체(200)의 하단에서부터 히트파이프 모듈(100)의 각 분기관(111,112,113,114,115)을 삽입할 수도 있다. 또한 사용후 핵연료 집합체(200)가 2층 이상 적재되는 경우에는 상부 집합체(200a)의 각 안내관에는 상단에서부터 제1 히트파이프 모듈(100a)의 각 분기관을 삽입하고, 하부 집합체(200b)의 각 안내관에는 하단에서부터 제2 히트파이프 모듈(100b)의 각 분기관을 삽입할 수 있다.
또한 히트파이프 모듈(100)을 승강시키는 승강부를 포함할 수 있다. 또한 히트파이프 모듈(100)의 분기관의 개수가 사용후 핵연료 집합체(200)의 안내관의 개수보다 작을 수도 있다.
이와 같이 본 발명은 구체적인 적용 과정에서 다양한 형태로 변형 또는 수정되어 실시될 수 있으며, 변형 또는 수정된 실시예도 후술하는 특허청구범위에 개시된 본 발명의 기술적 사상을 포함한다면 본 발명의 권리범위에 속함은 물론이다.
[부호의 설명]
11: 저장수조 12: 냉각수
15: 냉각수공급관 16: 냉각수배출관
17: 공냉부 18: 차폐벽
20: 저장대 100: 히트파이프 모듈
110: 기화부 111,112,113,114,115: 제1 내지 제5 분기관
120: 연결부 130: 응축부
150: 방열핀 200: 사용후 핵연료 집합체
210: 연료봉 220: 지지격자체
230: 상부지지체 240: 하부지지체
251,252,253,254: 제1 내지 제4 제어봉 안내관
255: 계측기 안내관 300: 습식 피동 냉각시스템
400: 건식 피동 냉각시스템 410: 외부용기
420: 내부용기 430: 공기유로
432: 유입구 434: 배출구
500: 승강부 520: 벨로우즈

Claims (8)

  1. 냉각수가 채워지는 저장수조;
    다수의 연료봉과 상단과 하단이 개방된 다수의 안내관을 구비하며, 상기 저장수조에 저장되는 사용후 핵연료 집합체;
    다수의 분기관으로 이루어진 기화부와, 상기 다수의 분기관과 연통하는 응축부를 구비하는 히트파이프 모듈
    을 포함하며, 상기 다수의 분기관은 상기 다수의 안내관의 내부에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  2. 제1항에 있어서,
    상기 저장수조의 상부공간은 차폐벽에 의해 둘러싸이고, 상기 히트파이프 모듈의 상기 응축부는 상기 차폐벽의 외부에 구비된 공냉부의 내부에 위치하는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  3. 제2항에 있어서,
    상기 차페벽의 상단에 설치되어 상기 다수의 히트파이프 모듈을 각각 지지하는 승강부;
    상기 승강부의 주변부와 상기 차페벽의 상단을 연결하는 벨로우즈
    를 포함하고, 상기 공냉부는 상기 승강부에 결합된 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  4. 내부용기;
    공기유로를 사이에 두고 상기 내부용기를 둘러싸는 외부용기;
    상기 외부용기에 형성되어 상기 공기유로와 연통하는 유입구와 배출구;
    다수의 연료봉과 상단과 하단이 개방된 다수의 안내관을 구비하며, 상기 내부용기에 저장되는 사용후 핵연료 집합체;
    다수의 분기관으로 이루어진 기화부와, 상기 다수의 분기관과 연통하는 응축부를 구비하는 히트파이프 모듈
    을 포함하며, 상기 다수의 분기관은 상기 다수의 안내관의 내부에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  5. 제4항에 있어서,
    상기 히트파이프 모듈의 상기 응축부는 상기 공기유로의 내부에 위치하는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  6. 제1항 또는 제4항에 있어서,
    상기 다수의 안내관은 제어봉안내관과 계측기안내관을 포함하고, 상기 다수의 분기관의 개수는 상기 다수의 안내관의 개수와 같은 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  7. 제1항 또는 제4항에 있어서,
    상기 사용후 핵연료 집합체는 상하로 적층된 상부 집합체와 하부 집합체를 포함하고, 상기 다수의 분기관은 각각 상기 상부 집합체의 대응하는 안내관과 상기 하부 집합체의 대응하는 안내관에 함께 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
  8. 제1항 또는 제4항에 있어서,
    상기 다수의 분기관은 상기 사용후 핵연료 집합체의 하단에서부터 상기 다수의 안내관에 각각 삽입되는 것을 특징으로 하는 사용후 핵연료 집합체의 피동 냉각 시스템
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