WO2020096168A1 - 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법 - Google Patents

증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법 Download PDF

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steam
heat pipe
spread
steam generator
preventing
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임만성
강성우
사나울러
왕웅재
변현호
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한국과학기술원
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    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/42—Applications, arrangements, or dispositions of alarm or automatic safety devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • 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 system and method for preventing the spread of radioactive materials for countering a serious accident of a steam generator heat pipe rupture, and more specifically, a steam generator tube rupture (SGTR) and a steam that is strongly released when a serious accident occurs, and
  • the present invention relates to a method of using an open type collecting device to effectively respond to the leakage of radioactive materials, and also to prevent the diffusion by effectively collecting the radioactive materials emitted using the open type collecting device.
  • a major accident at a nuclear power plant such as the Fukushima nuclear power plant accident, is accompanied by a very serious aftereffect. Radioactive materials leaked from nuclear power plants pollute the surrounding atmosphere and the ocean, and their effects persist for a long time.
  • the present invention has been devised to solve this problem, and in the event of a serious SGTR accident where radioactive materials can be leaked into the environment, it uses high-temperature, high-pressure fluids that do not leak radioactive materials by using an open collection device that is not in close contact with the leaked areas.
  • the steam is flowed into the atmosphere, and then, when the relatively low and low pressure steam outflow containing radioactive material is collected and processed, it takes a very large cost and equipment to collect the high temperature and high pressure outflow steam.
  • An object of the present invention is to provide a system and method for preventing and spreading radioactive materials that enable effective collection and treatment of radioactive materials without installing a large-capacity collection device.
  • the system for preventing radioactive material diffusion for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe rupture collects the leaked steam, and is an open-type steam trap that is not in close contact with the leaked area ;
  • An external effluent pipeline for discharging effluent steam directly into the environment;
  • An internal processing pipeline for introducing the leaked vapor into the radioactive material diffusion prevention system;
  • a first bypass valve for flowing effluent vapor collected through the steam collecting portion in one direction of the external outlet pipeline and the internal treatment pipeline;
  • a control unit for controlling each of the components of the radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe rupture to perform a series of processes for preventing radioactive material diffusion.
  • the collecting steam processing apparatus includes a high pressure flow valve that opens when the incoming steam is at a high pressure or higher than a certain level; A high pressure flow pipe through which the high pressure steam flows; A vapor temporary storage unit for storing steam entering through the high pressure flow pipe; A steam temporary storage outlet pipe which discharges a predetermined amount of steam from the steam temporary storage unit per hour; A low pressure flow valve that opens when the incoming steam is at a low pressure below a certain level; And a low pressure flow pipe through which the low pressure steam flows.
  • the system for preventing the diffusion of radioactive materials for countering a serious accident in which the steam generator heat pipe is broken efficiently filters particles of a certain size or more by introducing steam flowing out of the steam temporary storage unit or steam flowing through the low pressure flow pipe And, it may further include a centrifugal separator to reduce the high kinetic energy of harmful substances flowing out at high pressure.
  • the system for preventing radioactive material diffusion to respond to a serious accident in which the steam generator heat pipe breaks a pool scrubbing device that performs a function of filtering particles of a certain size or less that are not filtered in the centrifugation device and lowering the temperature. It may further include.
  • the radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident that breaks the steam generator heat pipe may further include a fine particle filtering unit that filters unfiltered particles in a full scrubbing device.
  • the system for preventing the spread of radioactive materials for countering a serious accident in which the steam generator heat pipe is broken may further include a gas filtering unit that filters harmful gases that are not filtered by a full scrubbing device.
  • a method for preventing the spread of radioactive material for countering a serious accident of a steam generator heat pipe fracture includes: (a) detecting a steam outflow due to a serious accident of a steam generator heat pipe fracture; (b) detecting whether radioactive material is included in the leaked steam; (c) performing a step (d) to step (e) when a radioactive substance is included in the effluent vapor, and performing a step (f) when the radioactive substance is not included in the effluent vapor; (d) introducing the leaked steam into a collection treatment device; (e) treating the steam introduced from the capture processing device; And (f) releasing steam to the outside.
  • step (a11) detecting whether the reference time has elapsed after the steam has flowed out, and if the reference time has elapsed, the process proceeds to step (b), and the reference time has not elapsed. It may further include the step of proceeding to the step (f).
  • the step (e), (e11) opens the high-pressure flow valve when the incoming steam is at a high pressure or higher than a certain level, so that the high-pressure steam flows into the vapor temporary storage through the high-pressure flow pipe, and the incoming steam Opening a low pressure flow valve when the pressure is lower than a certain level, and controlling the low pressure steam to flow through the low pressure flow pipe; And (e12) in the vapor temporary storage unit, a step of discharging a stored amount of steam per hour.
  • the method for preventing the diffusion of radioactive material for countering a serious accident in which the steam generator heat pipe is broken includes: (e13) a step in which a centrifugal separator introduces steam flowing out of the steam temporary storage unit or steam flowing through the low pressure flow pipe; And (e14) a centrifugal separator, which may efficiently filter particles having a certain size or more from the introduced steam, and further reduce a high kinetic energy of harmful substances flowing out at high pressure.
  • the method for preventing the diffusion of radioactive material for countering a serious accident in the steam generator heat pipe is broken, (e15) a pool scrubbing device flows in the steam from the centrifugal separator, and a certain size is not filtered by the centrifugal separator Filtering the particles below, and may further include the step of performing a function to lower the temperature.
  • the method for preventing the diffusion of radioactive materials for countering a serious accident in which the steam generator heat pipe breaks, (e16), the fine particle filtering unit may further include filtering unfiltered particles in a full scrubbing device.
  • the method for preventing the diffusion of radioactive materials for countering a serious accident in which the steam generator heat pipe breaks, (e17) may further include filtering a harmful gas that has not been filtered by a full scrubbing device in a gas filtering unit.
  • an open type trapping device that is not in close contact with the leaking part is used to pour steam into the atmosphere when a high-temperature, high-pressure steam is leaking without a leak of radioactive material
  • Sending and then collecting and treating the relatively low-temperature and low-pressure steam outflow containing radioactive material effectively without installing a large-capacity collection device that requires very large cost and equipment to collect the high-temperature and high-pressure outflow steam.
  • FIG. 1 is a schematic diagram schematically showing a system for preventing the spread of radioactive materials for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention.
  • Figure 2 is a view showing a first embodiment of a radioactive material diffusion prevention system configuration for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe rupture according to the present invention.
  • FIG. 3 is a view showing a second embodiment of the configuration of a system for preventing the spread of radioactive materials for coping with a serious accident in a steam generator heat pipe according to the present invention.
  • FIG. 4 is a view showing a third embodiment of a radioactive material diffusion prevention system configuration for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe rupture according to the present invention.
  • FIG. 5 is a view showing a fourth embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention.
  • FIG. 6 is a view showing the configuration of the apparatus for processing vapor collected in the fourth embodiment of FIG. 5;
  • FIG. 7 is a view showing a graph of leak characteristics over time during a serious accident when a steam generator heat pipe is broken.
  • FIG. 8 is an enlarged view of a section in which the speed according to the pressure of the leaked steam is rapidly changed from the section B where the radioactive material flows out in FIG. 7.
  • FIG. 9 is a graph showing a gas temperature characteristic graph inside a steam generator during a serious accident when a steam generator heat pipe is broken.
  • FIG. 10 is a view showing a structure as an embodiment of the pipe and the vapor collecting portion in the vicinity of the leak point in the event of a major accident when the steam generator heat pipe is broken.
  • FIG. 11 is a view showing the total pressure and velocity of steam at a specific time in the pipe and steam trap near the leak point during a major accident when the steam generator heat pipe breaks.
  • FIG. 12 is a view showing an elastic strain distribution and a Von-mises stress distribution in a steam trap during a major accident of a steam generator heat pipe fracture.
  • FIG. 13 is a graph showing the hydrodynamic properties of a leaking material in the event of a serious accident when a steam generator heat pipe is broken.
  • FIG. 14 is a color diagram showing stress received from an internal processing pipeline after steam is introduced into a radioactive material diffusion prevention system through a vapor collecting part.
  • FIG. 15 is a view showing an embodiment of a centrifugal separator.
  • 16 is a graph showing the performance of a centrifugal separator
  • 17 is a flow chart of a radioactive material diffusion prevention system performing a method of controlling the vapor capture to prevent radioactive material diffusion.
  • 19 is a graph analyzing the radioactive material leakage time.
  • FIG. 1 is a schematic diagram schematically showing a radioactive material diffusion prevention system 200 for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention.
  • the steam generator tube rupture (SGTR) due to a serious accident causes the steam 10 to be damaged in the event of an SGTR accident.
  • the path to leak is limited. That is, it exits from a valve such as a main steam safety valve (MSSV) or a pilot-operated relief valve (PORV), and flows out to the surrounding environment through a predetermined route through a pipeline structure.
  • MSSV main steam safety valve
  • PORV pilot-operated relief valve
  • the radioactive material diffusion prevention system 200 of FIG. 1 is a device for responding to SGTR due to a serious accident, and the vapor collecting part 230 is configured in an open type that is not in close contact with the steam outlet, to cope with high temperature and high pressure steam leakage. It was designed to be.
  • the first, second, third and fourth embodiments of the configuration of the radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention will be described below with reference to FIGS. 2 to 6, respectively.
  • FIG. 2 is a view showing a first embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for countering a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention.
  • the steam 10 is discharged through the safety valve and the radioactive material detection device 220 and the safety valve line 210 of the radioactive material diffusion prevention system 200.
  • the leaked vapor is collected in the radioactive material diffusion prevention system 200 through the vapor collection unit 230.
  • the vapor collecting portion 230 is not in close contact with the outlet portion 210 but has an open structure. As a result, as described below, high temperature, high pressure, but does not absorb radioactive material and does not contain, so that it can be directly spread to the environment.
  • the control unit (not shown) controls the operation of the radioactive material diffusion prevention system 200 in each embodiment of FIGS. 2 to 6 so that the process of each step can be performed.
  • the first bypass valve 240 adjusts in the direction of the outflow steam collected through the steam collection unit 230. That is, the direction of the effluent steam is adjusted to flow to the internal processing pipeline 260 connected to the radioactive material diffusion prevention system 200 or to the external effluent pipeline 250 for direct discharge to the environment. It detects whether the radioactive substance detection device 220 includes radioactive substances in the effluent vapor, and if radioactive substances are not included, controls the effluent vapor to flow to the external effluent pipeline 250, and when radioactive substances are included The effluent vapor is regulated to flow into the internal processing pipeline 260.
  • the radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention may further include a control unit (not shown) that controls the first bypass valve 240 as described above.
  • control unit may set a preset reference time, and do not detect whether radioactive materials are included during the reference time, and control the effluent vapor to flow to the external effluent pipeline 250.
  • the reason is that, as described later in FIG. 19, it was confirmed that radioactive material hardly appeared during such a reference time.
  • the main steam safety valve (MSSV) as described above is installed in the vicinity of the radioactive material detection device 220, whereby the effluent steam flows out.
  • both the radioactive material detection device and the main steam safety valve (MSSV) are marked as '220'.
  • the radioactive material detection device 220 When the radioactive material is detected by the radioactive material detection device 220, and the effluent steam enters the internal processing pipeline 260 through the first bypass valve 240, the first embodiment of FIG. It is sent to a hold-up tank 280.
  • a second bypass valve 271 is provided on the second bypass line 270, and a steam temporary storage valve 281 is provided in front of the steam temporary storage unit 280 to selectively select each.
  • the opening and closing of the valve controls the passage of the radioactive material. That is, for example, in the first 15 to 20 minutes after collection, when the amount of collected steam is not large, the second bypass valve 271 is opened to send the steam to the real-time harmful substance filtering device 510, The real-time harmful substance filtering device 510 filters radioactive substances from the collected vapors.
  • the steam temporary storage section valve 281 is opened, and the steam is firstly cooled in the steam temporary storage section 280 to obtain the volume of steam. And save it. Whether or not the amount of collected vapor is large may be determined as greater than the recommended processing amount of the real-time harmful substance filtering device 510. In this case, the vapor temporary storage unit 280 preferentially reduces the volume of the vapor, stores it, and then slowly releases it, thereby emitting an amount that the real-time harmful substance filtering device 510 can process.
  • FIG. 3 is a view showing a second embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for countering a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention
  • FIG. 4 corresponds to a serious accident of a steam generator heat pipe fracture according to the present invention
  • It is a view showing a third embodiment of the configuration of the radioactive material diffusion prevention system 200 for the purpose.
  • FCVS filtered containment venting system
  • the difference from the first embodiment of the third embodiment is, in the worst case, by slowing the progress of the steam environment leakage accident by delivering the steam that has entered through the internal processing pipeline 260 once to the nuclear power containment building 100 It is to increase the time.
  • FIG. 5 is a view showing a fourth embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for countering a serious accident of a steam generator heat pipe rupture according to the present invention
  • FIG. 6 is steam collected in the fourth embodiment of FIG. 5 It is a diagram showing the configuration of the processing apparatus 300.
  • the difference from the third embodiment of the fourth embodiment is that steam entering through the internal processing pipeline 260 is not delivered to the nuclear power containment building 100, but is delivered to a separate capture steam processing device 300.
  • the configuration and operation of the capture steam processing apparatus 300 will be described below with reference to FIG. 6.
  • the first predetermined time immediately after the steam outflow is a high-temperature, high-pressure steam containing little radioactive material, and if there is no radioactive material detected, the external outflow pipeline 250 It is confirmed that there is almost no radioactive material during the 'reference time' shown in FIG. 19, or it is discharged as it is or through the external effluent pipeline 250 without detecting the radioactive material. After discharge as it is, after the reference time, it detects the presence of radioactive material, and if not, discharges it to the outside through the external outflow pipeline 250, and if there is radioactive material, collects and processes it through the internal processing pipeline 260 The capture processing may be performed in a manner of performing.
  • the steam entering the capture steam processing apparatus 300 through the internal processing pipeline 260 is not as high temperature and high pressure as immediately after the outflow, and has a lowered pressure and temperature.
  • the steam is at a high pressure above a certain level and there is a case where the pressure is below that level, and accordingly, different treatment is performed as follows.
  • determining whether the steam is high pressure it can be determined by the steam outflow pressure, or it can be determined by the flow rate of the steam that is flowing out, but in the end, the higher the flow rate of the steam, the higher the flow rate. You may measure and judge.
  • the steam entering the capture steam processing apparatus 300 through the internal processing pipeline 260 is a high-pressure outflow, that is, the initial ultra-high pressure and a large amount are collected, it may be more than the recommended amount of the real-time filtering system .
  • Open the high-pressure flow valve 302 through the high-pressure flow pipe 303 the device that can be stored preferentially, that is, the steam flows into the vapor temporary storage unit 304.
  • the high-pressure flow valve 302 and the high-pressure flow pipe 303 are driven systems. You can see it as a line.
  • the vapor temporary storage section 304 since the amount of steam trapped within 15 to 20 minutes after the radioactive material starts to leak, the vapor temporary storage section 304 is the first 15 to 20 minutes, or at least an hour outflow It can be judged that it is only necessary to hold the amount of steam.
  • the vapor temporary storage unit 304 firstly stores the leaked vapor, and then discharges it through the vapor temporary storage unit discharge pipe 305 to the centrifugal separator 309 for a certain amount per hour.
  • the low pressure flow valve 306 can be opened and passed through the high and low pressure flow confluence 308 through the low pressure flow pipe 307 and then directly sent to the centrifugal separator 309.
  • a phenomenon in which the steam flows back toward the low pressure flow valve 306 may occur.
  • electric power is required to introduce the steam into the centrifugal separator 309. Do. That is, the low pressure flow valve 306 and the low pressure flow pipe 307 can be viewed as active system lines.
  • the centrifugal separator 309 may use a cyclone separator as an embodiment.
  • the centrifugal separator 309 efficiently filters particles of 2 to 3 ⁇ m or more, and also serves to reduce high kinetic energy of harmful substances flowing out at high pressure.
  • the waste storage unit 310 stores the relatively large particles filtered as a waste after centrifugation in the centrifugal separator 309.
  • the small particles separated from the centrifugal separator 309 are sent to a pool scrubbing device 311.
  • a pool scrubbing device 311 2 to 3 ⁇ m which is not filtered by the centrifugal separator 309.
  • the following particles and harmful gases are secondarily filtered, and the temperature is further reduced.
  • the fine particle filtering unit 312 performs a function of thirdly filtering the remaining particles and harmful gases that are not filtered even in the full scrubbing device 311.
  • the gas filtering unit 313 performs a function of finally filtering harmful gases that are gases such as iodine and which are not filtered even in the fine particle filtering unit 312.
  • FIG. 7 is a view showing a graph of leakage characteristics over time during a serious accident when a steam generator heat pipe is broken
  • FIG. 8 is a view showing a rapid change in the velocity of the leaked vapor pressure in part B and thereafter in FIG. It is a diagram showing an enlarged section.
  • Figure 7 shows the amount of main steam that is discharged to the environment through the main steam safety valve for nuclear power plants (MSSV, main steam safety valve, see 220 in FIG. 2) in kg / s.
  • the “A” part is when a very large amount of steam comes out, and it may come out at supersonic speed due to high pressure, but no radioactive material appears.
  • the route of steam outflow during the accident has already been determined, but until now, there is no commercially available technology to cope with the corresponding environmental outflow accident due to the high temperature and high pressure problem in the “A” section.
  • the "B” part also has a large amount of steam coming out, but a relatively small amount is released compared to the "A".
  • the graph portion 50 protruding from the “B” portion is a point where the steam generator tube is broken, and at this time, the radioactive material starts to appear. 8 is an enlarged diagram of the graph. As described above, it is possible to capture the “B” part, where less vapor flows out compared to “A” when radioactive material comes out. Therefore, the “B” part and subsequent environmental effluents are collected to contaminate them for further processing. It is one of the technical ideas of the present invention to drastically reduce the amount of substances.
  • FIG. 9 is a graph showing a gas temperature characteristic graph inside a steam generator during a serious accident when a steam generator heat pipe is broken.
  • the temperature is the maximum temperature of the main steam that can come out through the main steam safety valve (MSSV), or the temperature cools rapidly as it comes out through a pipe or other structure before it leaks into the environment.
  • MSSV main steam safety valve
  • CFD hydrodynamic flow analysis
  • FIG. 10 is a view showing a structure of a pipe and a vapor collecting portion near a leak point during a major accident of a steam generator heat pipe fracture
  • FIG. 11 is a specific time point at a pipe and a vapor collecting portion 230 near a leak point during a serious accident of a steam generator heat pipe fracture
  • It is a view showing the total pressure and speed of the steam
  • FIG. 12 shows the elastic strain distribution and the Von-mises stress distribution in the steam trap 230 during a major accident of the steam generator heat pipe failure
  • 13 is a graph showing a leak characteristic during a serious accident of a steam generator heat pipe failure.
  • FIG. 10 is an enlarged view of a main steam safety valve (MSSV) 220, an internal processing pipeline 260, and a vapor collection unit 230 through which the effluent vapor passes in the radioactive material diffusion prevention system 200.
  • MSSV main steam safety valve
  • FIG. 11 (a) is a view showing the total pressure of steam at a specific time point in the pipe and the trap portion during the SGTR serious accident, and (b) is a view showing the speed of steam at a specific time point in the pipe and the steam trap portion. to be.
  • 11 (a) and 11 (b) are enlarged views of the left portions 91 and 92, respectively.
  • FIG. 12 is a result of performing structural analysis by applying pressure on the inner surface of the vapor collecting portion 230 through CFD analysis, an elastic strain received by the vapor collecting portion 230 in reliability evaluation is performed. It can be seen that (Fig. 12 (a)) and Von-mises stress (Fig. 12 (b)) have no problems at all.
  • FIG. 14 is a diagram showing in color the stress received at a portion of the internal processing pipeline 260 after the steam 10 flows into the radioactive material diffusion prevention system 200 through the vapor collecting unit 230.
  • FIG. 14 (a) is an enlarged view of a square portion in FIG. 14 (b).
  • the red part is a part that is greatly stressed by the incoming steam, and as shown, the part that is greatly stressed as a whole is only a very narrow part, and the corresponding part is also seen. It has been shown that the radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention can sufficiently withstand the pressure caused by steam.
  • FIG. 15 is a view showing an embodiment of the centrifugal separator 309, showing a configuration in which the centrifugal separator is connected in a single adiabatic type and connected in multiple parallel types
  • FIG. 16 is a centrifugal separator ( 309).
  • Figure 15 (a) is a single cyclone separator (single cyclone separator)
  • Figure 15 (b) is a view showing a parallel cyclone separator (parallel cyclone separator) consisting of a plurality of cyclone separators. Referring to FIG. 16, it is confirmed that the parallel cyclone separator is capable of processing even smaller particles, and thus exhibits high performance in separating and processing particles of 2 to 3 ⁇ m or more.
  • FIG. 17 is a flowchart illustrating a method in which the radioactive material diffusion prevention system 200 performs a method of controlling vapor capture to prevent radioactive material diffusion, which has already been described in detail with reference to FIGS. 1 to 16.
  • FIG. 17 is a flowchart briefly illustrating the method.
  • the radioactive material diffusion prevention system 200 detects whether a radioactive material is included in the steam (S1730) when steam leakage occurs (S1710). If no radioactive material is detected (S1740), the first bypass valve 240 that determines the direction of the outflow steam is adjusted so that the outflow steam is discharged directly to the surrounding environment through the external outflow pipeline 250 ( S1750).
  • the first bypass valve 240 that determines the direction of the outflow steam is adjusted so that the outflow steam is prevented from spreading the radioactive material through the internal processing pipeline 260. To flow in (S1760).
  • the effluent steam flowing into the inside determines the amount of effluent steam (S1771), and when the amount of steam is not large, the second bypass valve 271 is opened to keep the steam intact. It is sent to the real-time harmful substance filtering device 510 (S1772), and the real-time harmful substance filtering device 510 filters the radioactive material from the collected steam.
  • the steam temporary storage unit valve 281 is opened so that the steam is first stored in the combined cooling temporary steam storage unit 280 (S1773). Whether or not the amount of collected vapor is large may be determined as greater than the recommended processing amount of the real-time harmful substance filtering device 510.
  • the vapor temporary storage unit 280 preferentially reduces the volume of the vapor through cooling, stores it, and then slowly discharges it, thereby exporting an amount that the real-time harmful substance filtering device 510 can process (S1774).
  • FCVS filtered containment venting system
  • the effluent steam that has flowed into the interior may be once delivered to the nuclear power containment building 100 through the internal processing pipeline 260 (S1791).
  • the effluent steam flowing into the inside may be processed by the capture steam processing apparatus 300 (S1800). It will be described with reference.
  • FIG. 18 The process of FIG. 18 is handled by the capture steam processing apparatus 300, and since it has already been described in detail with reference to FIG. 6, the process will be briefly described step by step.
  • the steam entering the capture steam processing apparatus 300 through the internal processing pipeline 260 is not as high temperature and high pressure as immediately after the outflow, and has a lowered pressure and temperature.
  • the steam is at a high pressure above a certain level and there is a case where the pressure is below that level, and accordingly, different treatment is performed as follows.
  • determining whether the steam is high pressure it can be determined by the steam outflow pressure, or it can be determined by the flow rate of the steam that is flowing out, but in the end, the higher the flow rate of the steam, the higher the flow rate. You may measure and judge. Hereinafter, it will be described based on the 'flow rate' of the steam.
  • the high pressure flow valve 302 When the flow of steam entering the capture steam processing apparatus 300 through the internal processing pipeline 260 is higher than a certain level (S1801), the high pressure flow valve 302 is opened to temporarily store the steam through the high pressure flow pipe 303. Steam is introduced into the portion 304 (S1803).
  • the high pressure flow valve 302 and the high pressure flow pipe 303 are driven system lines that do not require power.
  • the vapor temporary storage unit 304 preferentially stores the leaked vapor, and then discharges it through the vapor temporary storage unit discharge pipe 305 to the centrifugal separator 309 for a predetermined amount per hour (S1804).
  • the pressure of the steam is lower than a certain level, power is required to flow the steam into the centrifugal separator 309 so that the steam does not flow backward toward the low pressure flow valve 306, so the low pressure flow valve 306 And the low pressure flow pipe 307 is an active system line.
  • the centrifugal separator 309 efficiently filters particles of 2 to 3 ⁇ m or more, and also serves to reduce high kinetic energy of harmful substances flowing out at high pressure (S1805).
  • the relatively large particles filtered after centrifugation by the centrifugal separator 309 are stored in the waste storage unit 310 as wastes (S1809).
  • the small particles separated from the centrifugal separator 309 are sent to a pool scrubbing device 311.
  • a pool scrubbing device 311 2 to 3 ⁇ m which is not filtered by the centrifugal separator 309.
  • the following particles and harmful gases are secondarily filtered, and the temperature is further reduced (S1806).
  • the fine particle filtering unit 312 performs a function of thirdly filtering the remaining particles and harmful gases that are not filtered even in the full scrubbing device 311 (S1807).
  • the gas filtering unit 313 performs a function of finally filtering harmful gases which are gases such as iodine and which are not filtered even in the fine particle filtering unit 312 (S1808).
  • 19 is a graph analyzing the radioactivity release time.
  • FIG. 19 shows a graph that can confirm such a result.
  • FIG. 19 (a) shows the outflow of CsI over time
  • FIG. 19 (b) shows the outflow of CsOH over time.
  • the first outflow reference point (61,71) represents the time when the fission product (cesium, iodine) starts to flow out of the core into the coolant in the worst SGTR accident, and it can be seen that at least about 3 hours after the accident.
  • the second outflow reference point (62,72) indicates the time when the fission product (cesium, iodine) starts to leak into the environment during the worst SGTR accident, and it can be seen that at least about 3 + ⁇ hours after the accident.
  • the radioactive material diffusion prevention system 200 sets a preset reference time based on FIG. 19, and does not detect whether radioactive material is included during the reference time, and the effluent vapor is an external effluent pipeline 250 It can be adjusted to flow.

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Abstract

본 발명은 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) 중대사고 발생시에 강력하게 방출되는 증기와 이에 따른 방사성물질의 누출에 효과적으로 대응하기 위해 오픈형 포집장치를 이용하고, 또한 이러한 오픈형 포집장치를 이용하여 방출되는 방사성물질을 효과적으로 포집하여 확산을 방지하는 방법에 관한 것이다. 본 발명에 의하면, 중대사고로 인한 SGTR 사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공한다.

Description

증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법
본 발명은 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) 중대사고 발생시에 강력하게 방출되는 증기와 이에 따른 방사성 물질의 누출에 효과적으로 대응하기 위해 오픈형 포집장치를 이용하고, 또한 이러한 오픈형 포집장치를 이용하여 방출되는 방사성물질을 효과적으로 포집하여 확산을 방지하는 방법에 관한 것이다.
후쿠시마 원전 사고와 같이 원자력발전소에서의 중대 사고는 매우 심각한 후유증을 동반한다. 원자력발전소에서 누출된 방사성물질은 주변 대기와 해양을 오염시키며, 그 영향이 오랜 시간 지속한다.
원자력발전소 내 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR)시 후쿠시마 사고와 같은 격납건물 파손사고보다 더욱 더 많은 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있으며, 특히 중대사고로 인한 SGTR 사고는 고온, 고압의 증기 유출을 동반하는 방사성물질의 누출로 인해 일반적인 SGTR 사고보다 사고완화조치가 훨씬 더 어렵다는 큰 문제점이 있다.
중대사고로 인한 SGTR 사고시 고온, 고압의 증기 유출의 경우, 유출되는 증기의 높은 온도 및 압력으로 인해 그와 같이 유출되는 물질들을 포집하는 시스템은 아직 존재하지 않으며, 물리적으로 그와 같은 증기를 포집하는 것은 거의 불가능에 가깝다고 할 수 있다. 이로 인해 지금까지는 그와 같은 사고시 유출되는 물질들을 포집하려는 시도가 거의 이루어지지 않았다.
그러나 원전사고의 심각성으로 인해, 최근 한국은 원전 중대사고 법제화로 사고관리가 더욱 엄격해졌으며, 이와 같은 법을 준수하기 위해서는 사고 빈도를 더욱 줄이거나, 사고의 영향을 더욱 줄여야하는 상황에 도달했다. 즉, 사고의 영향을 더욱 줄이기 위해서는 전술한 바와 같은 최악의 중대사고로 인한 SGTR 사고의 경우에도, 해당 구조를 통해 누출되는 방사성물질을 포집 및 처리할 수 있게 되어야 하는 상황이다.
본 발명은 이와 같은 문제점을 해결하기 위해 창안된 것으로서, 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있는 SGTR 중대사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공하는데 그 목적이 있다.
이와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 유출된 증기를 포집하고, 유출 부위와 밀착되지 않은 오픈형(open-type)의 증기 포집부; 유출된 증기를 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인; 유출된 증기를 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 유입하기 위한 내부 처리 파이프라인; 상기 증기 포집부를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기를 상기 외부 유출 파이프라인 및 상기 내부 처리 파이프라인 중 어느 한 방향으로 흐르게 하기 위한 제1 바이패스(by-pass) 밸브; 포집된 증기를 처리하는 포집 증기 처리장치; 및 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템의 상기 각 구성요소를 제어하여 방사성물질 확산방지를 위한 일련의 처리를 수행하는 제어부를 포함한다.
상기 포집 증기 처리장치는, 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 열리는 고압 플로우 밸브; 상기 고압의 증기가 흐르는 고압 플로우 파이프; 상기 고압 플로우 파이프를 통해 들어온 증기를 저장하는 증기 임시저장부; 상기 증기 임시저장부로부터 시간당 일정량씩의 증기를 유출하는 증기 임시저장부 유출 파이프; 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 열리는 저압 플로우 밸브; 및 상기 저압의 증기가 흐르는 저압 플로우 파이프를 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 유입하여, 이로부터 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 원심분리장치를 더 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치를 더 포함할 수 있다.
*상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 미세입자 필터링부를 더 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 가스 필터링부를 더 포함할 수 있다.
본 발명의 다른 측면에 따르면, 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (a) 증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출을 감지하는 단계; (b) 유출된 증기에서 방사성물질 포함 여부를 감지하는 단계; (c) 유출된 증기에서 방사성물질이 포함된 경우, 단계(d) 내지 단계(e)를 수행하고, 유출된 증기에서 방사성물질이 포함되지 않은 경우, 단계(f)를 수행하는 단계; (d) 유출된 증기를 포집처리 장치로 유입하는 단계; (e) 상기 포집처리 장치에서 유입한 증기를 처리하는 단계; 및 (f) 증기를 외부로 방출하는 단계를 포함한다.
상기 단계(a) 및 단계(b) 사이에, (a11) 증기 유출 후 기준시간이 경과했는지를 감지하여, 기준시간이 경과한 경우 상기 단계(b)로 진행하고, 기준시간이 경과하지 않은 경우 상기 단계(f)로 진행하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 단계(e)는, (e11) 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 고압 플로우 밸브를 열어, 상기 고압의 증기가 고압 플로우 파이프를 통하여 증기 임시저장부에 유입되도록 하고, 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 저압 플로우 밸브를 열어, 상기 저압의 증기가 저압 플로우 파이프를 통하여 흘러가도록 제어하는 단계; 및 (e12) 상기 증기 임시저장부에서, 저장된 증기를 시간당 일정량씩의 유출시키는 단계를 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e13) 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 원심분리장치가 유입하는 단계; 및 (e14) 원심분리장치가, 유입된 증기에서 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e15) 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치가 상기 원심분리장치로부터 나온 증기를 유입하여, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e16) 미세입자 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e17) 가스 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 단계를 더 포함할 수 있다.
본 발명에 의하면, 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있는 SGTR 중대사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공하는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템을 개략적으로 나타낸 모식도.
도 2는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제1 실시예를 도시한 도면.
도 3은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제2 실시예를 도시한 도면.
도 4는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제3 실시예를 도시한 도면.
도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제4 실시예를 도시한 도면.
도 6은 도 5의 제4 실시예에서 포집된 증기의 처리장치의 구성을 도시한 도면.
도 7은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 시간 경과에 따른 누출 특성 그래프를 도시한 도면.
도 8은 도 7에서 방사성물질이 유출되는 B구간부터 누출 증기의 압력에 따른 속도가 급격히 변경되는 구간을 확대하여 도시한 도면.
도 9는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기발생기(steam generator) 내부의 개스 온도 특성 그래프를 도시한 도면.
도 10은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프와 증기 포집부의 일 실시예로서의 구조를 도시한 도면.
도 11은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프 및 증기 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력과 속도를 나타내는 도면.
도 12는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기 포집부에서의 탄성 변형(elastic strain) 분포 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress) 분포를 나타내는 도면.
도 13은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출물질의 유체역학적 특성을 나타내는 그래프를 도시한 도면.
도 14는 증기 포집부를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 증기가 유입된 후 내부 처리 파이프라인 부위에서 받는 응력(stress)을 색깔로 나타낸 도면.
도 15는 원심분리장치의 실시예를 도시한 도면.
도 16은 원심분리장치의 성능을 비교하여 나타낸 그래프
도 17은 방사성물질 확산방지 시스템이 방사성 물질 확산방지를 위해 증기 포집을 제어하는 방법을 수행하는 순서도.
도 18은 포집된 증기에 대한 일 실시예로서의 처리과정의 순서도.
도 19는 방사성물질 유출가능 시간을 분석한 그래프.
이하 첨부된 도면을 참조로 본 발명의 바람직한 실시예를 상세히 설명하기로 한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다. 따라서, 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.
도 1은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200)을 개략적으로 나타낸 모식도이다.
원자력발전소의 격납건물(100)의 원자로(110)와 연결된 증기발생기(steam generator)(120)에서, 중대사고에 의한 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) SGTR 사고시 증기(10)가 환경으로 누출되는 경로는 한정되어 있다. 즉, MSSV(main steam safety valve) 또는 PORV(pilot-operated relief valve) 등의 밸브로부터 나와 파이프라인 구조를 통해 정해진 경로로 주변 환경으로 유출된다.
그러나 그와 같은 유출부위에 포집장치를 폐쇄형(closed type)으로 밀착시켜 유출되는 증기(10)를 포집하는 것은 매우 큰 어려움이 있다. 그 이유는, SGTR 사고 발생시에는 초반에 방사성물질이 실질적으로 없음에도 불구하고 매우 많은 양의 고온 증기가 고압으로 인해 고속으로 새어나옴으로 인해 이 모든 양을 발전소 격납건물 외부에서 포집처리한다는 것은 물리적으로 거의 불가능하다고 볼 수 있으며, 또한 해당 방안은 격납건물의 압력을 높여 안전성을 훼손시키기 때문이다. 한편으로는 중대사고가 아닌 일반적인 사고로 인한 SGTR 사고의 경우에는 방사성 물질이 포함되지 않은 증기가 나오기 때문에, 지금까지는 해당 구조를 통해 나오는 물질들을 포집하려는 시도가 거의 이루어지지 않았다.
그러나 본 발명에서는 비록 중대사고로 인한 SGTR 사고의 발생 확률은 희박하더라도, 그러한 중대사고로 인한 SGTR 사고의 경우에는 일반적 SGTR 사고보다 사고의 영향이 훨씬 크며, 격납건물 파손사고보다도 더욱 더 많은 방사성 물질이 누출될 수 있기에 이를 포집 처리하기 위한 방안을 제시한다.
도 1의 방사성물질 확산방지 시스템(200)은 중대사고로 인한 SGTR 대응을 위한 장치로서, 증기 포집부(230)가 증기 유출부위에 밀착되지 않은 오픈형으로 구성되어 고온, 고압의 증기 유출시에도 대응할 수 있도록 설계되었다. 이와 같은 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제1, 제2, 제3 및 제4 실시예를 각각 도 2 내지 도 6을 참조하여 이하에서 설명하기로 한다.
도 2는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제1 실시예를 도시한 도면이다.
증기발생기의 SGTR 사고 발생시 유출되는 증기(10)는, 방사성물질 확산방지 시스템(200)의 안전밸브 및 방사성물질 검출장치(220) 및 안전밸브 라인(210)을 통과하여 유출된다. 유출된 증기는 증기 포집부(230)를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200)에 포집된다. 본 발명의 경우는 증기 포집부(230)가 유출부위(210)에 밀착되어 있지 않고 떨어져 있는 오픈형 구조를 가진다. 이로써 후술하는 바와 같이 고온, 고압이지만 방사성물질은 포함되어 있지 않은 유출 증기에 대하여는 흡수되지 않고 환경으로 직접 퍼져나갈 수 있도록 한다.
제어부(미도시)는 도 2 내지 도 6의 각 실시예에서의 방사성물질 확산방지 시스템(200)의 동작을 제어하여 각 단계의 과정이 수행될 수 있도록 한다.
제1 바이패스(by-pass) 밸브(240)는, 증기 포집부(230)를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기의 방향으로 조절한다. 즉, 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 연결된 내부 처리 파이프라인(260)으로 흐르게 하거나, 또는 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 유출 증기의 방향을 조절하는 것이다. 이것은 방사성물질 검출장치(220)에서 유출 증기의 방사성물질 포함 여부를 감지하여, 방사성물질이 포함되지 않은 경우에는 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절하고 방사성물질이 포함된 경우에는 유출 증기가 내부 처리 파이프라인(260)으로 흐르게 하도록 조절하게 된다. 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200)은, 이와 같이 제1 바이패스 밸브(240)를 제어하는 제어부(미도시)를 더 포함할 수 있다.
이 경우 제어부는, 미리 설정한 기준시간을 두어, 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다. 그 근거는 도 19에서 후술하는 바와 같이 그러한 기준시간 동안에는 방사성 물질이 거의 나오지 않는다는 것이 확인되었기 때문이다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)로 설정될 수 있다.
방사성물질 검출 장치(220) 부근에는 전술한 바와 같은 주증기 안전밸브(main steam safety valve, MSSV)가 설치되어 있어, 이를 통하여 유출 증기가 유출되어 나오게 된다. 도 2에서는 방사성물질 검출 장치와 주증기 안전밸브(MSSV)를 모두 '220'으로 표기하였다.
방사성물질 검출장치(220)에서 방사성물질이 검출되어, 유출 증기가 제1 바이패스 밸브(240)를 거쳐 내부 처리 파이프라인(260)으로 들어오게 되면, 도 2의 제1 실시예에서는 이를 증기 임시저장부(hold-up tank)(280)로 보낸다.
이 경우 제2 바이패스(by-pass) 라인(270)에 제2 바이패스 밸브(271)가 구비되고, 증기 임시저장부(280) 앞에는 증기 임시저장부 밸브(281)가 구비되어 각각 선택적으로 밸브 개폐가 이루어짐으로써 방사성 물질의 통과 경로를 조절하게 된다. 즉, 예를 들어 포집 후 첫 15~20분의 시간에, 포집되는 증기의 양이 많지 않을 경우에는 제2 바이패스 밸브(271)를 열어 증기를 그대로 실시간 유해물질 필터링장치(510)로 보내며, 실시간 유해물질 필터링장치(510)에서는 포집된 증기에서 방사성물질을 필터링 처리하게 된다.
그러나 만약 포집 후 첫 15~20분의 시간에, 포집되는 증기의 양이 많을 경우에는 증기 임시저장부 밸브(281)를 열어, 증기가 우선 증기 임시저장부(280)에서 냉각을 통해 증기의 부피를 줄이며 저장되도록 한다. 포집되는 증기의 양이 많은지의 여부는, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)의 처리 가능 권장량보다 더 많은지로 판단할 수 있다. 이 경우 증기 임시저장부(280)는 증기를 우선적으로 부피를 줄이고 저장한 후 서서히 내보내어, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 처리할 수 있는 양을 내보내게 된다.
도 3은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제2 실시예를 도시한 도면이고, 도 4는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제3 실시예를 도시한 도면이다.
제2 실시예의 제1 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기가 증기 임시저장부(280)를 거치지 않고, 또한 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 아닌, 격납건물 여과배기계통(FCVS, filtered containment venting system)으로 전달된다는 것이다. 격납건물 여과배기계통(FCVS)은, 원자로건물 내의 급격한 압력증가 시 내부 기체를 정화해 대기로 방출하는 설비이다.
또한 제3 실시예의 제1 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 일단 전달함으로써 최악의 경우 증기 환경 유출 사고의 진행상황을 늦춰 사고완화시간을 늘리기 위한 것이다.
도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제4 실시예를 도시한 도면이고, 도 6은 도 5의 제4 실시예에서 포집된 증기의 처리장치(300)의 구성을 도시한 도면이다.
제4 실시예의 제3 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 전달하지 않고, 별도의 포집 증기 처리장치(300)로 전달하는 것이다. 도 6을 참조하여 포집 증기 처리장치(300)의 구성 및 동작을 설명하면 이하와 같다.
도 1 내지 도 2를 참조하여 전술한 바와 같이, 증기 유출 직후 초반 일정시간은 방사성물질이 거의 포함되지 않은 고온, 고압의 증기로서, 방사성물질이 있는지를 감지하여 없는 경우 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출하거나, 또는 도 19에 나타난 '기준시간' 동안에는 방사성물질이 거의 없다는 것이 확인되었으므로 이 시간 동안에는 방사성물질을 감지하지 않고 그대로 유출 증기를 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출한 후, 기준시간 이후부터는 방사성물질이 있는지를 감지하여 없는 경우 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출하고, 방사성물질이 있는 경우 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집하여 처리를 수행하는 방식으로 포집 처리를 수행할 수 있다.
즉, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기는 유출 직후 만큼의 고온, 고압은 아니며, 어느 정도 낮춰진 압력과 온도를 가지게 된다. 그러나 그런 중에서도 증기가 일정 기준 이상 고압인 경우가 있고 그러한 기준 미만의 압력을 보이는 경우가 있는데 이에 따라 이하와 같이 다른 처리를 하게 된다. 이러한 증기의 고압 여부를 판단할 때 증기의 유출 압력으로 판단할 수도 있고, 유출되고 있는 증기의 유동 속도로 판단할 수 있으나, 결국은 증기의 유출이 고압일수록 고속의 유동속도를 보이게 되는 것이므로 어느 것을 측정하여 판단하여도 좋다.
내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 고압의 유출인 경우, 즉, 초반의 초고압이면서 포집되는 양이 많을 경우에는, 실시간 필터링 시스템의 권장량보다 더 많을 수 있어, 고압 플로우 밸브(302)를 열어, 고압 플로우 파이프(303)를 통해, 우선적으로 저장할 수 있는 장치, 즉 증기 임시저장부(304)로 증기를 유입한다. 이 경우에는 고압, 고속의 증기이기 때문에 증기 임시저장부(304)로 증기가 유입되도록 하기 위한 별도의 전력은 불필요하며, 따라서 이와 같은 고압 플로우 밸브(302) 및 고압 플로우 파이프(303)는 피동계통 라인으로 볼 수 있다.
도 8(a)를 참조하면, 방사성 물질이 유출되기 시작한 후 15~20분 이내로 포집되는 증기의 양이 줄기 때문에, 증기 임시저장부(304)는 첫 15~20분, 또는 길어도 한시간 정도의 유출되는 증기량만 버틸수 있으면 되는 것으로 판단할 수 있다. 이러한 증기 임시저장부(304)는 유출된 증기를 우선적으로 저장하면서, 증기 임시저장부 유출 파이프(305)를 통하여 시간당 일정량씩 원심분리장치(309)로 유출하여 내보내게 된다.
이후, 시간이 지나고 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 저압의 유출이 진행되고 있는 경우, 즉, 포집되는 양이 적을 경우에는, 증기 임시저장부(304)를 거치지 않고, 저압 플로우 밸브(306)를 열어, 저압 플로우 파이프(307)를 통하여 고저압 플로우 합류부(308)를 통과한 후 원심분리장치(309)로 직접 내보낼 수 있다. 이 경우, 증기의 압력이 일정 수준 이상 낮을 경우에는 증기가 저압 플로우 밸브(306) 쪽으로 역류하는 현상이 발생할 수도 있는데, 이러한 현상을 막기 위해 원심분리장치(309)로 증기를 유입시키기 위해 전력이 필요하다. 즉, 저압 플로우 밸브(306) 및 저압 플로우 파이프(307)는 능동계통 라인으로 볼 수 있다.
원심분리장치(309)는 일 실시예로서 사이클론 분리기(cyclone separator)를 사용할 수 있다. 이러한 원심분리장치(309)는, 2~3㎛ 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 또한 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 역할을 수행한다.
폐기물 저장부(310)는 원심분리장치(309)에서 원심분리 후 여과된, 비교적 큰 입자를 폐기물로서 저장한다.
원심분리장치(309)에서 분리된 작은 입자들은, 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치(311)로 보내지는데, 풀 스크러빙 장치(311)에서는, 원심분리장치(309)에서 여과가 안 된 2~3㎛ 이하의 입자들과 유해 가스들을 2차적으로 여과하고, 또한 온도를 추가적으로 낮춰주는 기능을 수행한다.
미세입자 필터링부(312)는, 풀 스크러빙 장치(311)에서도 여과가 안 된 나머지 입자들과 유해 가스들을 3차적으로 여과하는 기능을 수행한다.
가스 필터링부(313)는 요오드 등과 같이 가스이면서 미세입자 필터링부(312)에서도 여과가 안 되는 유해가스들을 최종적으로 여과하는 기능을 수행한다.
도 7은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 시간 경과에 따른 누출 특성 그래프를 도시한 도면이고, 도 8은 도 7에서 방사성물질이 유출되는 B부분과 그 이후에 대해서 누출 증기의 압력에 따른 속도가 급격히 변경되는 구간을 확대하여 도시한 도면이다.
도 7은 원전용 주증기 안전밸브(MSSV, main steam safety valve, 도 2의 220 참조)를 통해 환경으로 내보내게 되는 주증기의 양을 kg/s로 나타낸 것이다. 핵분열 생성물의 양은 주증기의 양에 비해 매우 적다. t=0에서 발전소 전원상실 중대사고 (AC 와 DC 전부 상실)가 발생한 경우이다.
그래프의 시간 구간 중, “A”부분은 매우 많은 양의 증기가 밖으로 나오는 경우이며, 고압으로 인해 초음속으로 나올수도 있으나 방사성 물질은 나오지 않는다. 해당 사고시 증기 유출 경로는 이미 결정되어 있으나, 현재까지는 “A”부분의 고온-고압의 문제로 인하여 해당 환경유출사고에 대응할 상용화된 기술은 없는 실정이다.
“B”부분도 많은 양의 증기가 밖으로 나오지만, “A”에 비하여는 상대적으로 매우 적은 양이 유출된다. “B”부분에서 돌출된 그래프 부분(50)은 증기발생기 튜브가 깨진 지점으로써, 이때 방사성물질이 나오기 시작하는 지점이다. 이를 확대하여 도시한 것이 도 8의 그래프이다. 이와 같이 방사성물질이 나오면서 상대적으로 “A”에 비하여 적은 증기가 유출되는 “B”부분의 포집은 가능하며, 이에 따라 “B”부분과 그 이후의 환경유출물질을 포집함으로써 추후 처리해야 할 오염된 물질들의 양을 획기적으로 줄이도록 하는 것이 본 발명의 기술적 사상 중 하나이다.
도 9는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기발생기(steam generator) 내부의 개스 온도 특성 그래프를 도시한 도면이다.
해당 온도는 주증기 안전밸브(MSSV)를 통해 나올수 있는 주증기의 최대 온도이나, 환경으로 유출되기 전 파이프나 다른 구조물을 통해 밖으로 나오면서 온도가 급격히 식게 된다. 환경으로 유출되기 전 어느 정도로 온도가 식을지를 알기 위해 위 데이터를 이용해 누출시의 유체역학적 유동분석 (CFD)을 할 수 있다.
도 10은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프와 증기 포집부의 일 실시예로서의 구조를 도시한 도면이고, 도 11은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프 및 증기 포집부(230)에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력과 속도를 나타내는 도면이며, 도 12는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기 포집부(230)에서의 탄성 변형(elastic strain) 분포 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress) 분포를 나타내는 도면이고, 도 13은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 특성을 나타내는 그래프를 도시한 도면이다.
도 10에는 방사성물질 확산방지 시스템(200)에서, 유출 증기가 통과하는 주증기 안전밸브(MSSV)(220), 내부 처리 파이프라인(260) 및, 증기 포집부(230)를 확대하여 도시한 것이다. 도 11에서 (a)는 SGTR 중대사고시 파이프 및 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력을 나타내는 도면이며, (b)는 파이프 및 증기 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 속도를 나타내는 도면이다. 도 11(a),(b)에서 우측의 도면은 좌측의 부분(91,92)를 각각 확대한 도면이다.
도 13의 그래프로부터, 유체역학적 분석 및 구조분석을 완료하였을 때, 방사성물질이 나오지 않는 "A" 구간을 제외할 경우, 방사성물질이 포함되어 나올 수 있는 "B" 구간의 증기는 충분히 포집할 수 있다는 것을 알 수 있다.
또한 CFD 해석을 통한 증기 포집부(230) 내부표면의 압력을 적용하여 구조해석을 수행한 결과인 도 12를 참조하면, 신뢰성 평가에서 이와 같은 증기 포집부(230)가 받는 탄성 변형(elastic strain)(도 12(a)) 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress)(도 12(b))는 전혀 문제가 없을 정도라는 것을 확인할 수 있다.
도 14는 증기 포집부(230)를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 증기(10)가 유입된 후 내부 처리 파이프라인(260) 부위에서 받는 응력(stress)을 색깔로 나타낸 도면이다.
도 14(a)에서 사각형 부분을 확대한 도면이 도 14(b)이다. 도 14(b)에 나타난 바와 같이 붉은색 부분이 유입되는 증기에 의한 응력을 크게 받는 부분인데, 도시된 바와 같이 전체적으로 그와 같이 응력을 크게 받는 부분은 매우 협소한 부분에 불과하며 해당 부분도 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200)이 증기에 의한 압력을 충분히 견딜 수 있음을 보여주고 있다.
도 15는 원심분리장치(309)의 실시예를 도시한 도면으로서, 원심분리장치를 하나의 단열형으로 연결할 경우와 여러 개의 병렬형으로 연결할 경우의 구성을 보여주며, 도 16은 원심분리장치(309)의 성능을 비교하여 나타낸 그래프이다.
도 15(a)는 단일 사이클론 분리기(single cyclone separator), 도 15(b)는 다수개의 사이클론 분리기로 구성된 병렬 사이클론 분리기(parallel cyclone separator)를 나타내는 도면이다. 도 16을 참조하면, 병렬 사이클론 분리기가 더욱 작은 입자의 처리까지 가능하여, 2~3μm 이상의 입자를 분리시켜 처리하는데 높은 성능을 보이는 것으로 확인된다.
도 17은 방사성물질 확산방지 시스템(200)이 방사성 물질 확산방지를 위해 증기 포집을 제어하는 방법을 수행하는 순서도를 도시한 도면으로서, 그러한 방법은 이미 도 1 내지 도 16을 참조하여 상세히 설명한 바 있으며, 도 17은 그 방법을 간략히 정리한 순서도이다.
방사성물질 확산방지 시스템(200)은, 증기누출이 일어난 경우(S1710), 방사성물질이 증기에 포함되었는지 여부를 감지한다(S1730). 방사성물질이 감지되지 않은 경우(S1740), 유출 증기의 진행방향을 결정하는 제1 바이패스 밸브(240)를 조정하여 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)을 통하여 주위 환경으로 직접 방출되도록 한다(S1750).
방사성물질이 감지된 경우(S1740), 유출 증기의 진행방향을 결정하는 제1 바이패스 밸브(240)를 조정하여 유출 증기가 내부 처리 파이프라인(260)을 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 흘러 들어오도록 한다(S1760).
이 경우 미리 설정한 기준시간을 두어, 기준시간 경과여부를 감지하여(S1720), 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다(S1760). 그 근거는 도 19에서 도시된 바와 같이 그러한 기준시간 동안에는 방사성 물질이 거의 나오지 않는다는 것이 확인되었기 때문이다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)로 설정될 수 있다. 즉, 기준시간이 경과된 경우에야 비로소 방사성물질이 증기에 포함되었는지 여부를 감지하여(S1730), 그에 따라 순서도에 나타난 다음 단계를 수행하는 것이다.
내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제1 실시예로서(도 2 참조), 유출 증기의 양을 판단하여(S1771) 증기의 양이 많지 않을 경우에는 제2 바이패스 밸브(271)를 열어 증기를 그대로 실시간 유해물질 필터링장치(510)로 보내며(S1772), 실시간 유해물질 필터링장치(510)에서는 포집된 증기에서 방사성물질을 필터링 처리하게 된다. 그러나 포집되는 증기의 양이 많을 경우에는 증기 임시저장부 밸브(281)를 열어, 증기가 우선 냉각겸용 증기 임시저장부(280)에 저장되도록 한다(S1773). 포집되는 증기의 양이 많은지의 여부는, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)의 처리 가능 권장량보다 더 많은지로 판단할 수 있다. 이 경우 증기 임시저장부(280)는 증기를 우선적으로 냉각을 통해 부피를 줄이며 저장한 후 서서히 내보내어, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 처리할 수 있는 양을 내보내게 된다(S1774).
내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제2 실시예로서(도 3 참조), 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 격납건물 여과배기계통(FCVS, filtered containment venting system)으로 전달되도록 한다(S1781). 격납건물 여과배기계통(FCVS)은, 원자로건물 내의 급격한 압력증가 시 내부 기체를 정화해 대기로 방출하는 설비이다.
내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제3 실시예로서(도 4 참조), 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 일단 전달할 수도 있다(S1791).
내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제4 실시예로서(도 5 및 도 6 참조), 포집 증기 처리장치(300)에 의한 처리(S1800)가 수행될 수도 있는데 이에 대한 처리과정은 이하에서 도 18을 참조하여 설명하기로 한다.
도 18은 포집된 증기에 대한 일 실시예로서의 처리과정의 순서도이다.
도 18의 과정은, 포집 증기 처리장치(300)가 처리하며, 이에 대하여는 도 6을 참조하여 이미 상세히 전술한 바 있으므로, 이하에서는 그러한 과정을 단계별로 간략히 정리하여 설명하기로 한다.
전술한 바와 같이, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기는 유출 직후 만큼의 고온, 고압은 아니며, 어느 정도 낮춰진 압력과 온도를 가지게 된다. 그러나 그런 중에서도 증기가 일정 기준 이상 고압인 경우가 있고 그러한 기준 미만의 압력을 보이는 경우가 있는데 이에 따라 이하와 같이 다른 처리를 하게 된다. 이러한 증기의 고압 여부를 판단할 때 증기의 유출 압력으로 판단할 수도 있고, 유출되고 있는 증기의 유동 속도로 판단할 수 있으나, 결국은 증기의 유출이 고압일수록 고속의 유동속도를 보이게 되는 것이므로 어느 것을 측정하여 판단하여도 좋다. 이하에서는 증기의 '유동 속도'를 기준으로 설명하기로 한다.
내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기의 유동이 일정수준 이상인 경우(S1801), 고압 플로우 밸브(302)를 열어, 고압 플로우 파이프(303)를 통해 증기 임시저장부(304)로 증기를 유입한다(S1803). 이와 같은 고압 플로우 밸브(302) 및 고압 플로우 파이프(303)는 전력이 불필요한 피동계통 라인이다. 증기 임시저장부(304)는 유출된 증기를 우선적으로 저장하면서, 증기 임시저장부 유출 파이프(305)를 통하여 시간당 일정량씩 원심분리장치(309)로 유출하여 내보낸다(S1804).
이후, 시간이 지나고 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 일정수준보다 작은 속도의 유출이 진행되고 있는 경우(S1801), 즉, 포집되는 양이 적을 경우에는, 증기 임시저장부(304)를 거치지 않고, 저압 플로우 밸브(306)를 열어, 저압 플로우 파이프(307)를 통하여 고저압 플로우 합류부(308)를 통과한 후 원심분리장치(309)로 직접 내보낼 수 있다(S1802). 이 경우, 증기의 압력이 일정 수준 이상 낮아서 증기가 저압 플로우 밸브(306) 쪽으로 역류하는 현상이 발생하지 않도록 원심분리장치(309)로 증기를 유입시키기 위해 전력이 필요하므로, 저압 플로우 밸브(306) 및 저압 플로우 파이프(307)는 능동계통 라인이다.
원심분리장치(309)는, 2~3㎛ 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 또한 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 역할을 수행한다(S1805).
원심분리장치(309)에서 원심분리 후 여과된, 비교적 큰 입자는, 폐기물로서 폐기물 저장부(310)에 저장된다(S1809).
원심분리장치(309)에서 분리된 작은 입자들은, 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치(311)로 보내지는데, 풀 스크러빙 장치(311)에서는, 원심분리장치(309)에서 여과가 안 된 2~3㎛ 이하의 입자들과 유해 가스들을 2차적으로 여과하고, 또한 온도를 추가적으로 낮춰주는 기능을 수행한다(S1806).
미세입자 필터링부(312)는, 풀 스크러빙 장치(311)에서도 여과가 안 된 나머지 입자들과 유해 가스들을 3차적으로 여과하는 기능을 수행한다(S1807).
가스 필터링부(313)는 요오드 등과 같이 가스이면서 미세입자 필터링부(312)에서도 여과가 안 되는 유해가스들을 최종적으로 여과하는 기능을 수행한다(S1808).
도 19는 방사성물질 유출가능 시간을 분석한 그래프이다.
증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출시, 앞서 전술한 바와 같이 유출 직후 일정시간에는 고온, 고압의 증기가 유출되나, 방사성물질은 거의 포함되어 있지 않다. 도 19에는 그러한 결과를 확인할 수 있는 그래프가 나타나 있다. 도 19(a)는 시간에 따른 CsI의 유출량, 도 19(b)는 시간에 따른 CsOH의 유출량을 보여준다.
제1 유출기준시점(61,71)은, 최악의 SGTR 사고 시 핵분열 생성물(세슘, 요오드)이 노심에서 냉각재로 유출되기 시작하는 시간을 나타내며, 사고 후 최소 약 3시간 이후임을 알 수 있다.
제2 유출기준시점(62,72)은, 최악의 SGTR 사고 시 핵분열 생성물(세슘, 요오드)이 환경으로 유출되기 시작하는 시간을 나타내며, 사고 후 최소 약 3+α시간 이후임을 알 수 있다.
전술한 바와 같이, 방사성물질 확산방지 시스템(200)은 도 19에 근거하여 미리 설정한 기준시간을 두어, 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)으로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)으로 설정될 수 있다.

Claims (13)

  1. 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템으로서,
    유출된 증기를 포집하고, 유출 부위와 밀착되지 않은 오픈형(open-type)의 증기 포집부;
    유출된 증기를 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인;
    유출된 증기를 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 유입하기 위한 내부 처리 파이프라인;
    상기 증기 포집부를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기를 상기 외부 유출 파이프라인 및 상기 내부 처리 파이프라인 중 어느 한 방향으로 흐르게 하기 위한 제1 바이패스(by-pass) 밸브;
    포집된 증기를 처리하는 포집 증기 처리장치; 및
    증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템의 상기 각 구성요소를 제어하여 방사성물질 확산방지를 위한 일련의 처리를 수행하는 제어부
    를 포함하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  2. 청구항 1에 있어서,
    상기 포집 증기 처리장치는,
    유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 열리는 고압 플로우 밸브;
    상기 고압의 증기가 흐르는 고압 플로우 파이프;
    상기 고압 플로우 파이프를 통해 들어온 증기를 저장하는 증기 임시저장부;
    상기 증기 임시저장부로부터 시간당 일정량씩의 증기를 유출하는 증기 임시저장부 유출 파이프;
    유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 열리는 저압 플로우 밸브; 및
    상기 저압의 증기가 흐르는 저압 플로우 파이프
    를 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  3. 청구항 2에 있어서,
    상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 유입하여, 이로부터 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 원심분리장치
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  4. 청구항 3에 있어서,
    상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  5. 청구항 4에 있어서,
    풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 미세입자 필터링부
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  6. 청구항 4에 있어서,
    풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 가스 필터링부
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
  7. 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법으로서,
    (a) 증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출을 감지하는 단계;
    (b) 유출된 증기에서 방사성물질 포함 여부를 감지하는 단계;
    (c) 유출된 증기에서 방사성물질이 포함된 경우, 단계(d) 내지 단계(e)를 수행하고, 유출된 증기에서 방사성물질이 포함되지 않은 경우, 단계(f)를 수행하는 단계;
    (d) 유출된 증기를 포집처리 장치로 유입하는 단계;
    (e) 상기 포집처리 장치에서 유입한 증기를 처리하는 단계; 및
    (f) 증기를 외부로 방출하는 단계
    를 포함하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  8. 청구항 7에 있어서,
    상기 단계(a) 및 단계(b) 사이에,
    (a11) 증기 유출 후 기준시간이 경과했는지를 감지하여, 기준시간이 경과한 경우 상기 단계(b)로 진행하고, 기준시간이 경과하지 않은 경우 상기 단계(f)로 진행하는 단계
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  9. 청구항 7에 있어서,
    상기 단계(e)는,
    (e11) 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 고압 플로우 밸브를 열어, 상기 고압의 증기가 고압 플로우 파이프를 통하여 증기 임시저장부에 유입되도록 하고, 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 저압 플로우 밸브를 열어, 상기 저압의 증기가 저압 플로우 파이프를 통하여 흘러가도록 제어하는 단계; 및
    (e12) 상기 증기 임시저장부에서, 저장된 증기를 시간당 일정량씩의 유출시키는 단계
    를 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  10. 청구항 9에 있어서,
    (e13) 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 원심분리장치가 유입하는 단계; 및
    (e14) 원심분리장치가, 유입된 증기에서 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 단계
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  11. 청구항 10에 있어서,
    (e15) 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치가 상기 원심분리장치로부터 나온 증기를 유입하여, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 단계
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  12. 청구항 11에 있어서,
    (e16) 미세입자 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 단계
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
  13. 청구항 11에 있어서,
    (e17) 가스 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 단계
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
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