WO2018062916A1 - 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템 - Google Patents

냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템 Download PDF

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WO2018062916A1
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reservoir
storage tank
heat exchanger
cooling system
coolant
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임상규
김대헌
하희운
김한곤
이상원
허선
천종
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한국수력원자력 주식회사
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    • G21C—NUCLEAR REACTORS
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    • G—PHYSICS
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a cooling water storage tank and a nuclear reactor passive cooling system including the same, and more particularly, to a cooling water storage tank and a nuclear reactor passive cooling system including the same.
  • the passive cooling system may include a coolant reservoir installed outside the reactor building and a heat exchanger extending from the coolant reservoir into the reactor building.
  • the reactor building is passively cooled as the heat exchanger operates in case of design standard accidents and major accidents.
  • thermal energy is smoothly removed by the low temperature of the cooling water.
  • the temperature of the cooling water is increased by repeated heat exchange, all of the thermal energy is not removed and there is a problem in that the temperature and pressure of the reactor building rise again.
  • An object of the present invention is to provide a cooling water reservoir and a reactor driven cooling system including the same in order to prevent the reactor building from being repressurized and reheated in the cooling of the reactor building in the event of a design reference accident and a serious accident.
  • Reactor-driven passive cooling system is adjacent to the outer wall of the reactor building, the reactor building passive cooling system capable of passively cooling the reactor building, it is disposed in the storage tank and the storage tank where the coolant is stored, A compartment for partitioning the inside of the storage tank into first and second reservoirs to separate the cooling water, and a first heat exchanger and the compartment extending from the storage tank to the reactor building to cool the reactor building based on the cooling water. It is provided in the portion, and includes a one-way valve for allowing the cooling water of the second reservoir flows into the first reservoir when the level of the first reservoir is reduced.
  • the reactor building passive cooling system may further include a second heat exchanger extending from the first reservoir to the outside of the storage tank to cool the cooling water of the first reservoir.
  • the reactor building passive cooling system may further include an air inlet provided on an outer wall of the storage tank to induce air flow to the second heat exchanger.
  • the air inlet may be arranged to surround the second heat exchanger and may be provided in the form of an open tube.
  • the air inlet may be provided in the form of a venturi tube with an open top.
  • the one-way valve may include at least one of a floating valve and a check valve.
  • the first heat exchanger includes an inlet tube through which the coolant flows from the second reservoir, an outlet tube for introducing the coolant provided from the inlet tube into the first reservoir, and a heat exchanger disposed between the inlet tube and the outlet tube. can do.
  • the first heat exchanger may include an inlet tube into which the coolant is introduced from the first reservoir, an outlet tube for returning the coolant provided from the inlet tube to the first reservoir, and a heat exchanger disposed between the inlet tube and the outlet tube. Can be.
  • the capacity of the first reservoir may be less than the capacity of the second reservoir.
  • the cooling water storage tank in the cooling water storage tank that can be cooled by the passive driving, the storage tank is stored in the cooling water and the storage tank is disposed, the first and the inside of the storage tank to separate the cooling water; A partition portion partitioning into a second reservoir and a first heat exchanger and a partition portion extending from the storage tank to the building to cool the building based on the cooling water, and when the water level of the first reservoir decreases. It includes a one-way valve for allowing the cooling water of the second reservoir flows into the first reservoir.
  • Cooling water storage tank and the reactor passive cooling system including the same according to the present invention has the effect that can quickly stabilize the performance of the reactor passive cooling system to prevent performance degradation of the reactor passive cooling system.
  • the cooling water storage tank and the reactor-driven passive cooling system including the same can continuously reduce the pressure and temperature of the reactor, there is an effect that can suppress the occurrence of secondary accidents, such as destruction of the reactor.
  • FIG. 1 is a conceptual diagram briefly showing a nuclear reactor passive cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 2 is a cross-sectional view taken along line II ′ of the reactor building passive cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 3 is a cross-sectional view briefly showing a cooling water storage tank of the reactor building passive cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 5 is a view showing the internal pressure and temperature changes of the reactor building according to the use of the cooling water reservoir of the conventional passive cooling system
  • FIG. 6 is a view showing the internal pressure and temperature change of the reactor building according to the use of the cooling water storage tank of the driven cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 7 is a flowchart illustrating the operation of the reactor building passive cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 8 is a cross-sectional view schematically illustrating a coolant reservoir of a nuclear reactor driven passive cooling system according to another embodiment.
  • the reactor building passive cooling system 100 (hereinafter, referred to as a cooling system) according to the present embodiment includes a coolant reservoir 200.
  • Cooling water reservoir 200 may be disposed in the upper region of the outer peripheral surface of the reactor building (10).
  • the cooling water storage tank 200 may supply cooling water into the reactor building 10 as needed.
  • the cooling water storage tank 200 may be disposed in an upper region of the reactor building 10 so that the cooling water may be supplied by a natural fall even if the main power of the reactor facility is lost. Can be.
  • the height of the cooling water storage tank 200 may be changed.
  • the first heat exchanger 300 is connected to the cooling water storage tank 200.
  • One side of the first heat exchanger 300 is disposed in the coolant reservoir 200, and the other side thereof extends into the reactor building 10 so that the reactor building 10 is cooled based on the coolant accommodated in the coolant reservoir 200. Be sure to The first heat exchanger 300 will be described in more detail with reference to the accompanying drawings below.
  • FIG. 3 is a cross-sectional view briefly showing a cooling water storage tank of the reactor building passive cooling system according to the present embodiment
  • FIG. 4 is a cutaway view of the cooling water storage tank of the nuclear reactor building passive cooling system according to the present embodiment based on line II-II '. It is a cross section.
  • the storage unit 200a is provided with a partition 210 for partitioning the receiving space of the cooling water.
  • the partition unit 210 may be provided as a partition wall 210a.
  • the partition wall 210a is disposed between the upper wall and the lower wall of the storage tank 200a and is separated from the first reservoir 200aa and the first reservoir 200aa adjacent to the reactor building 10. ).
  • the capacity of the second reservoir 200ab may be set larger than that of the first reservoir 200aa.
  • the capacity of the first storage tank 200aa may be provided at 50% or less of the total storage tank 200a capacity.
  • the first heat exchanger 300 is connected to the first reservoir 200aa and the second reservoir 200ab.
  • the first heat exchanger 300 is between the inlet pipe 310 connected to the first reservoir 200aa, the inlet pipe 320 connected to the second reservoir 200ab, and the outlet pipe 310 and the inlet pipe 320. It may include a heat exchanger 330 disposed in.
  • the first heat exchanger 300 circulates the cooling water in the second reservoir 200ab in the direction of the first reservoir 200aa to allow the reactor building 10 to be cooled.
  • the present embodiment describes an embodiment in which the outlet pipe 310 and the inlet pipe 320 of the first heat exchanger 300 are connected to the first reservoir 200aa and the second reservoir 200ab, respectively.
  • the outlet tube 310 and the inlet tube 320 of the first heat exchanger 300 may extend into the first reservoir 200aa as shown in FIG.
  • the steam outlet (H1) is formed on the upper wall of the first reservoir (200aa).
  • the steam outlet H1 allows steam generated as the cooling water of the first reservoir 200aa to be heated in the reactor building 10 to be discharged to the outside.
  • the storage tank 200a may be prevented from being damaged or broken due to internal pressure change.
  • the water level decrease delay unit 220 may be mounted to the steam outlet (H1).
  • the water level reduction delay unit 220 separates the droplets and the moisture from the steam discharged to the outside air from the first reservoir 200aa so that the separated water is returned to the first reservoir 200aa.
  • the water level reduction delay unit 220 may be provided as a moisture separator, and may delay the reduction of the cooling water level in the storage tank 200a to allow passive cooling of the nuclear reactor building 10 to be performed for a longer time.
  • the driven alarm 230 may be provided as a sound alarm that can generate noise in response to pressure generation, or an emergency light alarm that lights an emergency light according to a self-generating facility such as a propeller rotating according to gas flow.
  • the pressure regulator (H2) is formed on the upper wall of the second reservoir (200ab).
  • the pressure regulator H2 maintains the internal pressure of the second reservoir 200ab to be equal to the external atmospheric pressure regardless of the internal pressure of the first reservoir 200aa.
  • filter (F1, F2) is mounted to each of the steam outlet (H1) and the pressure regulator (H2).
  • Filters F1 and F2 are harmful substances that may flow into the storage tank 200a from the reactor building 10 when the first heat exchanger 300 is damaged or damaged. Keep spills out.
  • an inflow portion connecting the first reservoir 200aa and the second reservoir 200ab may be provided in the lower region of the partition 210a.
  • This inlet may be provided as a one-way valve 210aa.
  • the one-way valve 210aa allows the coolant on the second reservoir 200ab to flow into the first reservoir 200aa and prevents the coolant on the first reservoir 200aa from flowing into the second reservoir 200ab.
  • the one-way valve 210aa may be provided as a floating valve or a check valve, and a plurality of one-way valves 210aa may be mounted on the partition wall 210a.
  • one-way valves 210aa when a plurality of one-way valves 210aa are provided, they may be arranged at the same height. In FIG. 4, three one-way valves 210aa are provided, but the number of one-way valves 210aa is limited. I never do that.
  • the coolant contained in the first reservoir 200aa is heated and discharged to the outside through the steam outlet H1.
  • a difference in water level occurs between the first reservoir 200aa and the second reservoir 200ab. Therefore, the coolant of the second reservoir 200ab flows into the first reservoir 200aa through the one-way valve 210aa to solve the level difference.
  • the coolant reservoir 200 maintains the heat removal performance of the cooling system 100 from the beginning of the design standard accident and the serious accident so that the reactor building 10 pressure and temperature are gently reduced. Therefore, in the conventional cooling system, the temperature and pressure of the reactor building 10 decreases, and as the cooling water temperature rises, the heat removal performance decreases, thereby relieving the problem that the pressure and temperature of the reactor building 10 are repressurized and reheated. .
  • the conventional cooling system is operated with the temperature and pressure rise of the reactor building 10 in the event of design criteria and major accidents. At this time, the conventional cooling system can reduce the temperature and pressure of the reactor building (10).
  • the air inlet 410 may be provided on an outer wall of the storage tank 200aa.
  • the air inlet 410 may be disposed to surround the second heat exchanger 400, and an opening may be formed at an upper portion thereof.
  • the air inlet 410 improves the heat exchange performance of the second heat exchanger 400 which may be provided as an air-cooled heat exchanger by inducing air flow to the second heat exchanger 400.
  • the air inlet 410 is intended to have a Venturi (Venturi) effect, it may be provided in the form of an open venturi tube, the shape of the air inlet 400 is not limited.
  • the cooling system 100 may be operated when a design reference accident and a serious accident occur (S100). At this time, steam and radioactive material are discharged from the inside of the reactor building 10, thereby increasing the temperature and pressure of the inner space of the reactor building 10.
  • S100 design reference accident and a serious accident occur
  • the coolant inside the heat exchange unit 330 is heated, and the heated coolant flows into the first reservoir 200aa.
  • the coolant contained in the second reservoir 200ab is introduced into the first heat exchanger 300 and provided to the heat exchange unit 330.
  • the cooling system 100 repeats the inflow and outflow and circulates the cooling water based on the natural force (S200).
  • the temperature of the coolant inside the first storage tank 200aa is raised to the point of breaking (S300).
  • the cooling water accommodated in the second storage tank 200ab is in a state of maintaining an initial temperature without flowing with the cooling water of the first storage tank 200aa.
  • the cooling water reservoir and the reactor passive cooling system including the same quickly stabilize the performance of the reactor passive cooling system, thereby preventing deterioration of the performance of the reactor passive cooling system.

Abstract

본 발명은 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 원자로건물의 냉각에서 원자로건물이 재가압 및 재가열되는 것을 방지하기 위한 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템을 제공하기 위하여, 냉각수가 저장되는 저장탱크 및 상기 저장탱크 내부에 배치되며, 상기 냉각수가 분리되도록 상기 저장탱크 내부를 제1 및 제2 저장조로 구획하는 구획부 및 상기 저장탱크로부터 상기 원자로건물로 연장되어 상기 냉각수를 기반으로 상기 원자로건물을 냉각시키는 제1 열교환기 및 상기 구획부에 마련되며, 상기 제1 저장조의 수위가 감소할 때에 상기 제2 저장조의 냉각수가 상기 제1 저장조로 유입되도록 하는 일방향 밸브를 포함한다.

Description

냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템
본 발명은 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템에 관한 것으로 보다 상세하게는 원자로건물이 냉각되도록 하는 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템에 관한 것이다.
일반적으로 원자로발전소에서 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 원자로건물 내로 증기와 함께 방사성 물질이 배출되고, 이로 인해 원자로건물 내의 온도와 압력이 급격하게 상승하게 된다. 이때, 상승하는 온도와 압력을 조절하지 못하면 원자로건물이 파괴될 수 있다. 이에, 원자로건물에는 원자로건물 냉각계통이 마련되어, 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 상승하는 온도와 압력이 조절되도록 한다.
다만, 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 냉각계통을 제어하기 위한 작업자의 접근이 어렵고, 소외 전원 상실 등과 같은 문제로 냉각계통이 제대로 작동하지 못하는 문제점이 있다. 이에, 피동 냉각시스템이 적용되고 있다. 피동 냉각시스템은 원자로건물 외측에 설치되는 냉각수 저장조 및 냉각수 저장조로부터 원자로건물 내측으로 연장되는 열교환기를 포함할 수 있다.
이에, 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 열교환기가 작동함에 따라 피동적으로 원자로건물이 냉각되도록 한다. 여기서, 사고 초기에는 냉각수의 낮은 온도에 의해 열에너지가 원활하게 제거된다. 그러나 반복되는 열교환에 의해 냉각수의 온도가 상승할 경우, 열에너지가 모두 제거되지 못하여 원자로건물의 온도와 압력이 재상승하게 되는 문제점이 있었다.
본 발명의 목적은 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 원자로건물의 냉각에서 원자로건물이 재가압 및 재가열되는 것을 방지하기 위한 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템을 제공하기 위한 것이다.
본 발명에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템은 원자로건물 외벽에 인접되어, 상기 원자로건물을 피동으로 냉각시킬 수 있는 원자로건물 피동 냉각시스템에 있어서, 냉각수가 저장되는 저장탱크 및 상기 저장탱크 내부에 배치되며, 상기 냉각수가 분리되도록 상기 저장탱크 내부를 제1 및 제2 저장조로 구획하는 구획부 및 상기 저장탱크로부터 상기 원자로건물로 연장되어 상기 냉각수를 기반으로 상기 원자로건물을 냉각시키는 제1 열교환기 및 상기 구획부에 마련되며, 상기 제1 저장조의 수위가 감소할 때에 상기 제2 저장조의 냉각수가 상기 제1 저장조로 유입되도록 하는 일방향 밸브를 포함한다.
상기 원자로건물 피동 냉각시스템은 상기 제1 저장조로부터 상기 저장탱크 외부로 연장되어, 상기 제1 저장조의 냉각수를 냉각시키는 제2 열교환기를 더 포함할 수 있다.
상기 원자로건물 피동 냉각시스템은 상기 저장탱크 외벽에 마련되어 상기 제2 열교환기로 공기 유동을 유도하는 공기 유입부를 더 포함할 수 있다.
상기 공기 유입부는 상기 제2 열교환기를 감싸도록 배치되며 상부가 개방된 관 형태로 마련될 수 있다.
상기 공기 유입부는 상부가 개방된 벤츄리 관 형태로 마련될 수 있다.
상기 일방향 밸브는 플로팅 밸브(Floating Valve) 및 체크 밸브(Check Valve) 중 적어도 어느 하나를 포함할 수 있다.
상기 제1 열교환기는 상기 제2 저장조로부터 냉각수가 유입되는 유입관, 상기 유입관으로부터 제공되는 냉각수를 상기 제1 저장조로 유입시키는 유출관, 및 상기 유입관 및 상기 유출관 사이에 배치되는 열교환부를 포함할 수 있다.
상기 제1 열교환기는 제1 저장조로부터 냉각수가 유입되는 유입관, 상기 유입관으로부터 제공되는 냉각수를 상기 제1 저장조로 복귀시키는 유출관, 및 상기 유입관 및 상기 유출관 사이에 배치되는 열교환부를 포함할 수 있다.
상기 제1 저장조의 용량은 상기 제2 저장조의 용량보다 적을 수 있다.
한편, 본 발명에 따른 냉각수 저장조는 건물을 피동으로 냉각시킬 수 있는 냉각수 저장조에 있어서, 냉각수가 저장되는 저장탱크 및 상기 저장탱크 내부에 배치되며, 상기 냉각수가 분리되도록 상기 저장탱크 내부를 제1 및 제2 저장조로 구획하는 구획부 및 상기 저장탱크로부터 상기 건물로 연장되어 상기 냉각수를 기반으로 상기 건물을 냉각시키는 제1 열교환기 및 상기 구획부에 마련되며, 상기 제1 저장조의 수위가 감소할 때에 상기 제2 저장조의 냉각수가 상기 제1 저장조로 유입되도록 하는 일방향 밸브를 포함한다.
본 발명에 따른 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템은 원자로건물 피동 냉각시스템의 성능을 빠르게 안정화시켜 원자로건물 피동 냉각시스템의 성능 열화를 방지할 수 있는 효과가 있다.
또한, 본 발명에 따른 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템은 원자로건물의 압력과 온도를 지속적으로 감소시킬 수 있어, 원자로건물 파괴와 같은 2차 사고 발생을 억제할 수 있는 효과가 있다.
이상과 같은 본 발명의 기술적 효과는 이상에서 언급한 효과로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 기술적 효과들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.
도 1은 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템을 간략하게 나타낸 개념도이고,
도 2는 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템을 I-I' 선을 기준으로 절단한 단면도이고,
도 3은 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조를 간략하게 나타낸 단면도이고,
도 4는 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조를 Ⅱ-Ⅱ'선을 기준으로 절단한 단면도이고,
도 5는 종래의 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조 사용에 따른 원자로건물의 내부 압력 및 온도 변화를 나타낸 도면이고,
도 6은 본 실시예에 따른 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조 사용에 따른 원자로건물의 내부 압력 및 온도 변화를 나타낸 도면이고,
도 7은 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 작동을 나타낸 순서도이고,
도 8은 다른 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조를 간략하게 나타낸 단면도이다.
이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예를 상세히 설명한다. 그러나 본 실시예는 이하에서 개시되는 실시예에 한정되는 것이 아니라 서로 다양한 형태로 구현될 수 있으며, 단지 본 실시예는 본 발명의 개시가 완전하도록 하며, 통상의 지식을 가진 자에게 발명의 범주를 완전하게 알려주기 위해 제공되는 것이다. 도면에서의 요소의 형상 등은 보다 명확한 설명을 위하여 과장되게 표현된 부분이 있을 수 있으며, 도면 상에서 동일 부호로 표시된 요소는 동일 요소를 의미한다.
도 1 및 도 2에 도시된 바와 같이, 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템(100, 이하, 냉각시스템이라 칭한다.)은 냉각수 저장조(200)를 포함한다.
냉각수 저장조(200)는 원자로건물(10) 외주면 상부 영역에 배치될 수 있다. 냉각수 저장조(200)는 필요에 따라 원자로건물(10) 내부로 냉각수를 공급할 수 있으며, 이때, 원자로 시설의 주전력이 상실되더라도 자연낙하에 의해 냉각수를 공급할 수 있도록 원자로건물(10) 상부영역에 배치될 수 있다. 다만, 원자로건물(10) 내부로 냉각수 공급 유량이 조절될 필요가 있는 경우에는 냉각수 저장조(200)의 높이가 변경될 수 있다.
이러한 냉각수 저장조(200)는 복수 개로 마련될 수 있으며, 도 2에서는 냉각수 저장조(200)가 4개로 마련되는 실시예를 도시하고 있으나, 냉각수 저장조(200)의 개수는 한정하지 않는다.
한편, 냉각수 저장조(200)에는 제1 열교환기(300)가 연결된다. 제1 열교환기(300)는 일측이 냉각수 저장조(200) 내부에 배치되고, 타측이 원자로건물(10) 내부로 연장되어, 냉각수 저장조(200)에 수용된 냉각수를 기반으로 원자로건물(10)이 냉각되도록 한다. 이러한 제1 열교환기(300)에 대해서는 이하 첨부된 도면을 참조하여 보다 상세히 설명하도록 한다.
한편, 냉각수 저장조(200)에 수용되는 냉각수는 냉각수 저장조(200) 내부에 구획된 상태로 수용될 수 있다. 이하, 첨부된 도면을 참조하여, 본 실시예에 따른 냉각수 저장조(200)에 대하여 상세히 설명하도록 한다. 다만, 상술된 구성요소에 대해서는 상세한 설명을 생략하고, 동일한 참조부호를 부여하여 설명하도록 한다.
도 3은 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조를 간략하게 나타낸 단면도이고, 도 4는 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 냉각수 저장조를 Ⅱ-Ⅱ'선을 기준으로 절단한 단면도이다.
도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 본 실시예에 따른 냉각수 저장조(200)는 저장탱크(200a)를 포함한다. 저장탱크(200a)는 냉각수 저장조(200)의 외형을 형성하며, 원자로건물(10) 외벽에 지지된 상태일 수 있다. 여기서, 저장탱크(200a)는 내부에 냉각수가 수용되는 공간을 형성하며, 대략 함체로 마련될 수 있으나 저장탱크(200a)의 형태는 한정하지 않는다.
그리고 저장탱크(200a) 내부에는 냉각수의 수용공간을 구획하는 구획부(210)가 마련된다. 구획부(210)는 격벽(210a)으로 마련될 수 있다. 격벽(210a)은 저장탱크(200a)의 상부벽과 하부벽 사이에 배치되어, 원자로건물(10)에 이웃하는 제1 저장조(200aa) 및 제1 저장조(200aa)와 분리된 제2 저장조(200ab)를 형성한다.
여기서, 제2 저장조(200ab)의 용량은 제1 저장조(200aa)의 용량보다 크게 설정될 수 있다. 예컨대, 제1 저장조(200aa)의 용량은 전체 저장탱크(200a) 용량의 50% 이하로 마련될 수 있다.
그리고 제1 저장조(200aa)와 제2 저장조(200ab)에는 제1 열교환기(300)가 연결된다. 제1 열교환기(300)는 제1 저장조(200aa)에 연결되는 유출관(310), 제2 저장조(200ab)에 연결되는 유입관(320) 및 유출관(310)과 유입관(320) 사이에 배치되는 열교환부(330)를 포함할 수 있다. 이에, 제1 열교환기(300)는 제2 저장조(200ab) 내의 냉각수를 제1 저장조(200aa) 방향으로 순환시켜 원자로건물(10)의 냉각이 수행되도록 한다.
다만, 본 실시예서는 제1 열교환기(300)의 유출관(310) 및 유입관(320)이 제1 저장조(200aa)와 제2 저장조(200ab)에 각각 연결되는 실시예를 설명하고 있다. 그러나 이는 본 실시예를 설명하기 위한 일실시예로 제1 열교환기(300)의 유출관(310) 및 유입관(320)은 도 8과 같이 제1 저장조(200aa) 내측으로 연장될 수 있다.
한편, 제1 저장조(200aa)의 상부벽에는 증기 배출구(H1)가 형성된다. 증기 배출구(H1)는 원자로건물(10) 냉각에서 제1 저장조(200aa)의 냉각수가 가열됨에 따라 발생하는 증기가 외부로 배출되도록 한다. 이에, 저장탱크(200a)가 내부 압력변화에 따라 훼손 또는 파손되는 것을 방지할 수 있다.
그리고 증기 배출구(H1)에는 수위감소 지연부(220)가 장착될 수 있다. 수위감소 지연부(220)는 제1 저장조(200aa)로부터 외기로 배출되는 증기에서 액적 및 습분을 분리시켜 분리된 수분이 제1 저장조(200aa)로 복귀되도록 한다.
이러한 수위감소 지연부(220)는 습분 분리기로 마련될 수 있으며, 저장탱크(200a)의 냉각수 수위 감소를 지연시켜 보다 장시간 원자로건물(10)의 피동 냉각이 수행되도록 할 수 있다.
한편, 수위감소 지연부(220) 상부에는 피동 경보부(230)가 장착될 수 있다. 피동 경보부(230)는 설계기준사고 및 중대사고가 발생될 경우에 원자로건물(10) 냉각 수행을 경보할 수 있다. 이러한 피동 경보부(230)는 증기 배출구(H1) 내부로 기체가 유입될 경우에, 기체 유동에 기반한 소리가 발생되도록 하거나 경보등이 점등되도록 할 수 있다.
예컨대, 피동 경보부(230)는 압력 발생에 따라 노이즈를 발생시킬 수 있는 소리 경보기, 또는 기체 유동에 따라 회전하는 프로펠러 등과 같은 자가 발전시설에 따라 비상등을 점등시키는 비상등 경보기 등으로 마련될 수 있다.
다만, 이는 본 실시예를 설명하기 위한 일실시예로 피동 경보부(230)는 외부로부터 전력이 공급되지 않더라도 피동으로 경보를 수행할 수 있는 다양한 구성으로 마련될 수 있다.
이러한 피동 경보부(230)는 설계기준사고 및 중대사고가 발생될 경우에 원자로건물(10) 냉각 수행을 경보하여 사고 발생을 1차적으로 주변에 인지시킬 수 있고, 추후 원자로건물(10)의 압력상승 여부 및 감압정도가 인지되도록 할 수 있다.
한편, 제2 저장조(200ab) 상부벽에는 압력 조절부(H2)가 형성된다. 압력 조절부(H2)는 제1 저장조(200aa)의 내부 압력과 무관하게 제2 저장조(200ab)의 내부 압력을 외부 대기압과 동일하게 유지시킨다.
그리고 증기 배출구(H1)와 압력 조절부(H2) 각각에는 필터(F1, F2)가 장착된다. 필터(F1, F2)는 제1 열교환기(300)의 파손 및 훼손이 발생될 경우에 원자로건물(10) 내부로부터 저장탱크(200a)로 유입될 수 있는 유해물질, 예컨대 방사성 물질이 외부대기로 유출되는 것을 저지시킨다.
한편, 격벽(210a) 하부영역에는 제1 저장조(200aa)와 제2 저장조(200ab)를 연결하는 유입부가 마련될 수 있다. 이러한 유입부는 일방향 밸브(210aa)로 마련될 수 있다. 일방향 밸브(210aa)는 제2 저장조(200ab) 측의 냉각수가 제1 저장조(200aa) 측으로 유입 가능하도록 하고, 제1 저장조(200aa)의 냉각수가 제2 저장조(200ab)로 유입되는 것을 저지한다.
이러한 일방향 밸브(210aa)는 플로팅 밸브(Floating Valve) 또는 체크 밸브(Check Valve)로 마련될 수 있으며, 복수 개로 격벽(210a)에 장착될 수 있다.
다만, 일방향 밸브(210aa)가 복수 개로 마련될 경우에는 상호 동일한 높이에 배치될 수 있으며, 도 4에서는 일방향 밸브(210aa)가 3개로 마련되는 것을 도시하고 있으나, 일방향 밸브(210aa)의 개수는 한정하지 않는다.
한편, 이러한 일방향 밸브(210aa)는 제2 저장조(200ab)에 수용된 냉각수가 제1 저장조(200aa)로 유입될 수 있는 경로를 형성한다.
보다 구체적으로, 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 유출관(310)가 연결된 제1 저장조(200aa)는 빠른 시간 내에 포화온도에 도달하게 된다. 이에, 냉각시스템(100)의 열제거 성능 안정화에 기여하여 원자로건물(10)의 온도와 압력이 빠르게 안정되도록 한다. 상술한 바와 같이, 제1 저장조(200aa)의 용량이 제2 저장조(200ab)의 용량보다 적은 이유도 이러한 효과를 의도하기 위한 것이다.
제1 저장조(200aa)가 포화온도에 도달하며, 제1 저장조(200aa)에 수용된 냉각수는 가열되며 증기 배출구(H1)를 통해 외부로 배출된다. 이에, 제1 저장조(200aa)와 제2 저장조(200ab) 사이에는 수위차가 발생된다. 따라서 제2 저장조(200ab)의 냉각수는 수위차 해소를 위해 일방향 밸브(210aa)를 관통하여 제1 저장조(200aa)로 유입된다.
이에, 냉각수 저장조(200)는 설계기준사고 및 중대사고 초반부터 냉각시스템(100)의 열제거 성능을 일정하게 유지시켜 원자로건물(10) 압력과 온도가 완만하게 감소되도록 한다. 따라서 종래의 냉각시스템에서 원자로건물(10)의 온도와 압력이 감소하다가 냉각수 온도 상승에 따라 열제거 성능이 저하되어 원자로건물(10)의 압력과 온도가 재가압 및 재가열되는 문제점을 해소할 수 있다.
보다, 구체적으로 종래의 냉각시스템과, 본 실시예에 따른 냉각시스템(100)을 비교하면 다음과 같다.
도 5 및 도 6에 도시된 바와 같이, 종래의 냉각시스템은 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 원자로건물(10)의 온도와 압력 상승과 함께 작동된다. 이때, 종래의 냉각시스템은 원자로건물(10)의 온도와 압력을 감소시킬 수 있다.
그러나 종래의 냉각시스템은 소정 시간이 경과한 이후부터 냉각수 가열에 따라 냉각시스템(100)의 효율이 급격하게 저하된다. 이에, 도 5에 표지된 "A"구간에서 볼 수 있듯이 원자로건물(10)의 온도와 압력이 재상승하게 되는 문제점이 있다. 특히, 장시간 원자로건물(10)의 온도와 압력이 재상승하는 구간에서 운전원은 원자로건물 재가압을 막고자 추가적인 냉각수단을 확보할 수 있다. 이때, 잘못된 운전원 조치가 발생할 가능성이 있다.
그러나 본 실시예에 따른 냉각시스템(100)은 제1 저장조(200aa)에 수용된 냉각수가 가열되더라도 외기로 배출되는 증기에 따라 제2 저장조(200ab)에 수용된 냉각수가 제1 저장조(200aa)로 자연 유입된다. 이에, 도 6과 같이, 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 원자로건물(10)의 온도와 압력이 원만하게 감소되도록 하며, 원자로건물(10)의 온도와 압력이 재상승하는 문제점을 해소할 수 있다.
한편, 다시 도 3 및 도 4를 참조하면, 본 실시예에 따른 냉각시스템(100)은 오리피스가 장착된 유입관(320)이 제 2저장조(200ab)로 연결되고(도 3참조), 구획부(210)에는 일방향 밸브(210aa)가 설치될 수 있다. 이때, 제 1저장조(200aa)에서 제2저장조(200ab)로의 냉각수 유입이 방지되기 때문에 열교환기(300)에 상대적으로 차가운 냉각수가 지속적으로 주입됨에 따라 전체적인 열제거 성능은 보다 향상될 수 있다.
또한, 제1 저장조(200aa)에는 제2 열교환기(400)가 연결될 수 있다. 제2 열교환기(400)는 저장탱크(200a) 외부로부터 유입관과 유출관이 제1 저장조(200aa) 내부로 연장된다. 이러한 제2 열교환기(400)는 대기를 통해 제1 저장조(200aa)의 냉각수를 냉각시킨다. 이에, 제2 열교환기(400)는 공랭식 열교환기로 마련될 수 있으며, 제1 저장조(200aa)의 냉각수를 냉각시켜 제1 열교환기(300)의 냉각성능이 향상되도록 한다.
그리고 저장탱크(200aa) 외벽에는 공기 유입부(410)가 마련될 수 있다. 공기 유입부(410)는 제2 열교환기(400)를 감싸도록 배치되며, 상부에 개구가 형성될 수 있다. 여기서, 공기 유입부(410)는 제2 열교환기(400)로 공기 흐름을 유도하여 공랭식 열교환기로 마련될 수 있는 제2 열교환기(400)의 열교환 성능을 향상시킨다.
이러한 공기 유입부(410)는 벤츄리(Venturi)효과를 의도하기 위한 것으로, 상부가 개방된 벤츄리 관 형태로 마련될 수 있으나, 공기 유입부(400)의 형태는 한정하지 않는다.
한편, 이하에서는 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 작동에 대하여 보다 상세히 설명하도록 한다. 다만, 상술된 구성요소에 대해서는 상세한 설명은 생략하고 동일한 참조부호를 부여하도록 한다.
도 7은 본 실시예에 따른 원자로건물 피동 냉각시스템의 작동을 나타낸 순서도이다.
도 7에 도시된 바와 같이, 본 실시예에 따른 냉각시스템(100)은 설계기준사고 및 중대사고 발생 시 작동될 수 있다(S100). 이때, 원자로건물(10) 내부에서는 증기와 방사성 물질이 배출되고, 이로 인해 원자로건물(10) 내부 공간의 온도와 압력이 상승된다.
이에, 열교환부(330) 내부의 냉각수가 가열되고, 가열된 냉각수는 제1 저장조(200aa)로 유입된다. 이때, 제2 저장조(200ab) 내부에 수용된 냉각수는 제1 열교환기(300) 내부로 유입되어 열교환부(330)로 제공된다. 이와 같이, 냉각시스템(100)에서는 유입 및 유출을 반복하며 자연력을 기반으로 한 냉각수 순환이 이루어지도록 한다(S200).
한편, 설계기준사고 및 중대사고 발생 후 시간이 경과됨에 따라 제1 저장조(200aa) 내부의 냉각수의 온도는 끊는 점까지 상승하게 된다(S300). 다만, 제2 저장조(200ab) 내부에 수용된 냉각수는 제1 저장조(200aa)의 냉각수와 유동되지 않는 상태로 초기 온도를 유지하고 있는 상태이다.
또한, 제1 저장조(200aa) 내부에 냉각수가 끊는 점에 이르는 시간은 본 실시예에 따른 냉각수 저장조(200)와 동일한 용량을 가지는 종래 냉각수 저장조와 비교하여 짧아지게 된다. 이에, 본 실시예에 따른 냉각시스템(100)은 비교적 짧은 과도기간을 거쳐 안정화된다.
아울러, 제1 저장조(200aa)의 냉각수가 증발함에 따라, 제2 저장조(200ab)의 낮은 온도의 냉각수가 자연적으로 제1 저장조로 유입된다(S400). 이에, 제1 저장조(200aa) 내부에 수용된 냉각수 온도 상승에 따라 냉각시스템(100)의 열제거 성능이 저하되어 원자로건물(10)의 압력과 온도가 재가압 및 재가열되는 문제점을 해소할 수 있다.
또한, 제1 저장조(200aa)는 제2저장조(200ab)에 비해 온도가 빠르게 상승하는데 제2 열교환기(400)를 구비함에 따라 대기에 의해 제1 저장조(200aa)의 열이 지속적으로 제거될 수 있다. 이에, 냉각시스템(100)의 전체적인 열제거량이 증가하게 되는 효과가 있다. 또한 공기 유입부(410)에 벤츄리(Venturi) 형태를 적용할 경우 공기냉각 성능이 보다 증가하게 되는 효과가 있다.
이와 같이, 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템은 원자로건물 피동 냉각시스템의 성능을 빠르게 안정화시켜 원자로건물 피동 냉각시스템의 성능 열화를 방지할 수 있는 효과가 있다.
또한, 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템은 원자로건물의 압력과 온도를 지속적으로 감소시킬 수 있어, 원자로건물 파괴와 같은 2차 사고 발생을 억제할 수 있는 효과가 있다.
앞에서 설명되고, 도면에 도시된 본 발명의 일 실시예는, 본 발명의 기술적 사상을 한정하는 것으로 해석되어서는 안 된다. 본 발명의 보호범위는 청구범위에 기재된 사항에 의하여만 제한되고, 본 발명의 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자는 본 발명의 기술적 사상을 다양한 형태로 개량 변경하는 것이 가능하다. 따라서 이러한 개량 및 변경은 통상의 지식을 가진 자에게 자명한 것인 한 본 발명의 보호범위에 속하게 될 것이다.

Claims (10)

  1. 원자로건물 외벽에 인접되어, 상기 원자로건물을 피동으로 냉각시킬 수 있는 원자로건물 피동 냉각시스템에 있어서,
    냉각수가 저장되는 저장탱크;
    상기 저장탱크 내부에 배치되며, 상기 냉각수가 분리되도록 상기 저장탱크 내부를 제1 및 제2 저장조로 구획하는 구획부;
    상기 저장탱크로부터 상기 원자로건물로 연장되어 상기 냉각수를 기반으로 상기 원자로건물을 냉각시키는 제1 열교환기; 및
    상기 구획부에 마련되며, 상기 제1 저장조의 수위가 감소할 때에 상기 제2 저장조의 냉각수가 상기 제1 저장조로 유입되도록 하는 일방향 밸브를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  2. 제1 항에 있어서,
    상기 제1 저장조로부터 상기 저장탱크 외부로 연장되어, 상기 제1 저장조의 냉각수를 냉각시키는 제2 열교환기를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  3. 제2 항에 있어서,
    상기 저장탱크 외벽에 마련되어 상기 제2 열교환기로 공기 유동을 유도하는 공기 유입부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 특징으로 하는 원자로 건물 피동 냉각시스템.
  4. 제3 항에 있어서,
    상기 공기 유입부는
    상기 제2 열교환기를 감싸도록 배치되며 상부가 개방된 관 형태로 마련되는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  5. 제3 항에 있어서,
    상기 공기 유입부는
    상부가 개방된 벤츄리 관 형태로 마련되는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  6. 제1 항에 있어서,
    상기 일방향 밸브는
    플로팅 밸브(Floating Valve) 및 체크 밸브(Check Valve) 중 적어도 어느 하나를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  7. 제1 항에 있어서,
    상기 제1 열교환기는
    상기 제2 저장조로부터 냉각수가 유입되는 유입관, 상기 유입관으로부터 제공되는 냉각수를 상기 제1 저장조로 유입시키는 유출관, 및 상기 유입관 및 상기 유출관 사이에 배치되는 열교환부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  8. 제1 항에 있어서,
    상기 제1 열교환기는
    제1 저장조로부터 냉각수가 유입되는 유입관, 상기 유입관으로부터 제공되는 냉각수를 상기 제1 저장조로 복귀시키는 유출관, 및 상기 유입관 및 상기 유출관 사이에 배치되는 열교환부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  9. 제1 항에 있어서,
    상기 제1 저장조의 용량은
    상기 제2 저장조의 용량보다 적은 것을 특징으로 하는 원자로건물 피동 냉각시스템.
  10. 물을 피동으로 냉각시킬 수 있는 냉각수 저장조에 있어서,
    냉각수가 저장되는 저장탱크;
    상기 저장탱크 내부에 배치되며, 상기 냉각수가 분리되도록 상기 저장탱크 내부를 제1 및 제2 저장조로 구획하는 구획부;
    상기 저장탱크로부터 상기 건물로 연장되어 상기 냉각수를 기반으로 상기 건물을 냉각시키는 제1 열교환기; 및
    상기 구획부에 마련되며, 상기 제1 저장조의 수위가 감소할 때에 상기 제2 저장조의 냉각수가 상기 제1 저장조로 유입되도록 하는 일방향 밸브를 포함하는 냉각수 저장조.
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