WO2016167593A1 - 자가진단 사고대처 무인 원자로 - Google Patents

자가진단 사고대처 무인 원자로 Download PDF

Info

Publication number
WO2016167593A1
WO2016167593A1 PCT/KR2016/003932 KR2016003932W WO2016167593A1 WO 2016167593 A1 WO2016167593 A1 WO 2016167593A1 KR 2016003932 W KR2016003932 W KR 2016003932W WO 2016167593 A1 WO2016167593 A1 WO 2016167593A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
coolant
space
reactor
heat exchanger
steam
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Ceased
Application number
PCT/KR2016/003932
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
이성재
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Original Assignee
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Korea Atomic Energy Research Institute KAERI filed Critical Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Priority to US15/555,467 priority Critical patent/US10811148B2/en
Priority to CN201680022514.4A priority patent/CN107533870B/zh
Priority to JP2017552881A priority patent/JP6633647B2/ja
Priority to EP16780316.2A priority patent/EP3285262B1/en
Publication of WO2016167593A1 publication Critical patent/WO2016167593A1/ko
Anticipated expiration legal-status Critical
Ceased legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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 an unmanned nuclear reactor for self-diagnosis accidents, and more specifically, to allow passive cooling of excessively generated heat without an operator's operation when a reactor abnormality occurs.
  • the present invention relates to a reactor having a cooling system that can be completely passive by changing environmental conditions such as reactor structure and pressure, and has a simpler structure than a conventional reactor safety system.
  • a cooling system can realize heat exchange much faster than a conventional heat exchanger, and by using the saturated steam pressure, the heat exchange control can be passively performed easily without any control means. It is about.
  • Nuclear power generation is a method of producing electrical energy by turning a turbine using energy generated during nuclear fission
  • Figure 1 briefly illustrates the principle of nuclear power generation in general.
  • the enormous thermal energy generated by the nuclear fission in the reactor vessel is transferred to the coolant in the reactor vessel, which is circulated in the direction of exiting the reactor vessel and passing through the heat exchanger and back into the reactor vessel as indicated by the dark arrows in FIG. .
  • the thermal energy of the coolant passes through the heat exchanger to the steam generator, and the water in the steam generator changes phase into high temperature and high pressure steam by the thermal energy.
  • the high temperature and high pressure steam generated as described above is supplied to the turbine as indicated by the light arrow of FIG.
  • the reactor is equipped with various safety systems to rapidly cool the reactor in case of damage to the reactor.
  • These safety systems consist of supplementary supply of coolant to each part of the reactor and circulation of the coolant along an appropriate flow path to absorb heat from each part of the reactor and ultimately to be disposed in an external heat sink.
  • the coolant which has been in direct contact with each part of the reactor, contains radioactive substances that are dangerous to the environment, and therefore, the coolant itself should not be discharged directly to the outside, but should be configured to dissipate only heat.
  • a heat exchanger for dissipating heat to an external heat sink in a nuclear reactor safety system is commonly referred to as a heat exchanger for removing residual heat in the reactor technical field.
  • Existing heat exchanger for removing residual heat has a form as briefly shown in FIG.
  • existing residual heat exchanger as shown in Figure 2, the flow path (1) through which the hot fluid flows is formed in a pool (pool) for receiving a coolant therein (form) provided in the water tank (2) that serves as a heat sink It may be made of.
  • the heat exchanger for removing residual heat transfers heat from the high temperature fluid flowing in the flow path 1 to the coolant in the water tank 2, and as a result, the high temperature fluid is cooled.
  • heat transfer by convection may occur, and when the temperature of the high temperature fluid is very high, the heat transfer is achieved by boiling the coolant around the flow path 1. It is also built.
  • the present invention has been made to solve the problems of the prior art as described above, the object of the present invention is to enable the cooling of the excessively generated heat passively without operator's operation in the event of a reactor failure, such safety measures Unmanned nuclear reactor for self-diagnosis accidents, which enables the cooling operation for the system to be completely passive by changing environmental conditions such as reactor structure and pressure without additional control instruction, and has a simpler structure than the existing reactor safety system. In providing.
  • the heat exchange is performed by using a two-phase heat transfer mechanism (two-phase heat transfer mechanism), but the optimized flow path is arranged in three dimensions so that the heat exchange by this ideal flow heat transfer is effective
  • the present invention provides an unmanned nuclear reactor for self-diagnosis accidents by introducing an injection type heat exchanger having a structure to maximize heat exchange performance, and by using saturated steam pressure to easily perform heat exchange control without a separate control means.
  • the self-diagnostic accident response unmanned reactor of the present invention for achieving the above object, the self-diagnosis accident response unmanned reactor, the reactor drive system comprising a reactor vessel, a steam tube and a water supply pipe connected to the reactor core; And an energy release space (ERS) for accommodating a reactor drive system, an energy absorbing space (EAS) communicating with the energy release space by an upper passage formed therein and accommodating a coolant, and the energy emitting space. And a residual heat removal unit connected to the reactor driving system and a circulation path connected to the energy absorption space to transfer the heat emitted from the reactor driving system to the coolant and to be absorbed by the coolant.
  • ERS energy release space
  • EAS energy absorbing space
  • ETS Energy Transfer Spac that delivers energy to the outside e, ETS
  • a nuclear reactor safety system wherein the coolant in the nuclear reactor safety system is selectively circulated according to the change in pressure in the nuclear reactor drive system and the thermal hydraulic conditions changed by the coolant leakage.
  • Cooling wherein the residual heat removal unit, the heat transfer unit is a heat transfer by a two-phase heat transfer mechanism using a coolant supplied by a flow path connected to the energy absorbing space, the coolant and the inside
  • An airtight container portion for accommodating the heat exchanger and having a lower portion thereof open to enable the circulation of the coolant, and an outer cylinder for enclosing the airtight container and accommodating and distributing the coolant, is generated by boiling by the heat exchanger.
  • For sealing by the coolant steam Portion may be formed such that within the heat exchange portion is formed having a saturated vapor pressure in the deployed position space.
  • the self-diagnostic response unmanned reactor of the present invention including the reactor vessel 152 for accommodating the reactor core 151, the steam generator 154 and the steam generator 153 connected to the water supply pipe 155 A first containment vessel 110 and a first containment vessel 110 for receiving a gas and the reactor drive system in the reactor drive system and the first space V1 therein, the horizontal partition wall 125 therein.
  • the inner space is divided into a lower second space (V2) and the upper third space (V3) of the second containment container 120 for receiving a coolant in the second space (V2), one end is It is disposed in the first space (V1) and the other end is in communication with the second space (V2) and the containment pipe pipe 111 is provided with a storage pipe valve 111v, one end is the third space (V3) ) And the other end is in communication with the first space (V1) is provided with a coolant injection valve (112v)
  • the coolant injection pipe 112 is provided in the third space (V3) and is connected to the reactor drive system to transfer the heat emitted from the reactor drive system to the coolant and to transfer the heat absorbed by the coolant to the outside Comprising a reactor safety system comprising a 130, wherein the coolant in the reactor safety system is selectively distributed in accordance with the thermal hydraulic conditions that are changed by the pressure change in the reactor drive system and the coolant leakage or not to drive the reactor Cooling system, the residual heat
  • the method for operating a self-diagnostic accident response unmanned reactor of the present invention a method for operating a reactor as described above, the step of stopping the reactor drive system; Closing the steam isolation valve 154v provided in the steam pipe 154 and the water supply isolation valve 155v provided in the water supply pipe 155; An isolation step comprising a step of introducing the vapor generated by evaporation of the coolant in the reactor drive system into the primary heat exchanger 131; Steam entering the primary heat exchanger (131) is condensed through the primary heat exchanger (131) to generate a coolant, and the generated coolant is re-introduced into the reactor vessel (152) and circulated; A primary heat exchanger circulating step comprising a step of heating and boiling the heat exchanged with the steam introduced into the primary heat exchanger 131 and the coolant contained in the heat exchanger container 134; Forming a space having a saturated steam pressure by steam generated by boiling the coolant around the primary heat exchanger 131 on the heat exchange vessel 134; Expanding
  • the present invention there is a great effect to allow a much faster heat exchange than the conventional heat exchanger.
  • the three-dimensional heat exchanger of the present invention unlike the conventional heat exchangers simply performed heat exchange using basic heat transfer principles such as convection and conduction, it is a two-phase heat transfer mechanism (two-phase heat transfer mechanism) Since the heat exchange is carried out by using a heat exchanger, much faster heat exchange can be realized than conventional heat exchangers.
  • the flow path in which the hot medium flows / the flow path in the low temperature medium / the flow path in which the coolant is injected is arranged in three dimensions closely
  • the present invention not only performs heat exchange using only the ideal flow heat transfer principle, but also introduces a three-dimensional structure to the heat exchanger structure which can improve their efficiency, thereby maximizing heat exchange rate and heat exchange efficiency. will be.
  • the heat exchanger using the abnormal flow heat transfer is arranged in an enclosed space filled with coolant, so that steam generated during the heat exchanger operation can be condensed quickly and effectively. Therefore, there is an effect of preventing excessive increase in pressure in the heat exchange space and the space connected thereto by the vapor pressure of the coolant inevitably generated during the abnormal flow heat transfer.
  • the structure itself since the structure itself operates and stops the heat exchanger and adjusts the level of the coolant naturally, there is no need to perform separate control for operation and stop, thereby maximizing operational convenience. There is also an effect.
  • the heat exchanger of the present invention since the heat exchanger of the present invention has a much higher heat exchange rate and heat exchange efficiency than the heat exchanger used for conventional reactor cooling, the heat exchanger of the present invention has an effect of significantly improving the reactor cooling efficiency. .
  • the pressure increase in the heat exchanger accommodating space is prevented as described above, when the heat exchanger of the present invention is applied to the reactor safety system, an effect of suppressing excessive pressure increase in the reactor containment vessel can be obtained.
  • the present invention since the safety system is made completely driven, there is an effect of minimizing the risk of an accident by enabling rapid cooling without the need for a separate control instruction when the reactor damage occurs.
  • the present invention has a new structure based on the concept of thermal hydraulic operation, which is completely different from the conventional passive reactor safety system, and based on this new structure, various cooling conditions can be appropriately performed according to various accident conditions. Can be.
  • the reactor safety system configuration of the present invention since the reactor safety system configuration of the present invention has a dramatically simplified structure compared to the existing reactor safety system configuration, it is possible to lower the difficulty in designing and constructing the reactor compared to the existing, and the completed reactor There is also a huge effect that the ease and convenience in operating the unparalleled improvement. This, of course, is very effective in saving resources such as time, manpower, and cost for design, construction, operation, and control.
  • the reactor safety system configuration of the present invention is not only different from the conventional, but also unlike the conventional reactor safety system is configured to absorb the high-temperature energy of the reactor quickly by using an ideal flow heat transfer method to discard to the outside (heat sinks, such as sea water).
  • heat sinks such as sea water
  • the cooling rate is dramatically increased, and as a result, the absolute cooling ability is also greatly improved.
  • the heat absorbed by the coolant acting as the heat sink is disposed once more to the outside, that is, the infinite heat sink, as a result, there is a great effect of extending the residual heat removal time to infinity.
  • control means that is substantially active in performing the cooling operation (that is, operated when the operator gives a control instruction from the outside), and the overall structure itself is much simplified, so that the manufacturing and operation of Convenience is much improved.
  • the present invention is not only simple in shape but also capable of installation in a space that is much smaller in volume than a conventional nuclear safety reactor (because of excellent cooling capability).
  • nuclear reactor operation and construction economics also have a significant effect.
  • 111 cylinder pipe for storage
  • 111v cylinder pipe for storage
  • coolant injection pipe 112v coolant injection valve
  • auxiliary water supply pipe 116v auxiliary water supply valve
  • auxiliary steam release valve 132a auxiliary secondary heat exchanger
  • heat exchanger container 134a coolant flow path
  • reactor drive system 151 reactor core
  • FIG. 3 illustrates the structural concept of the reactor of the present invention
  • FIG. 4 illustrates the principle of operation in the conceptual reactor structure of the present invention as shown in FIG.
  • the reactor of the present invention has a nuclear reactor safety system that can perform cooling rapidly and effectively when the reactor drive system is stopped by an accident or the like.
  • the reactor driving system may be formed in any form.
  • the reactor driving type is generally used in a large reactor, that is, a reactor vessel and a steam generator separately accommodating the reactor core are separated from each other. It may be a system, or may be a type used for a small reactor, that is, a reactor driving system in which a steam generator is accommodated in a reactor vessel to form an integrated unit.
  • the reactor drive system basically includes a reactor vessel, a steam pipe and a water supply pipe connected to the reactor core. do.
  • the safety system of the nuclear reactor of the present invention includes an energy release space (ERS), an energy absorbing space (ESA), an energy transfer space (EAS), and the like.
  • ETS is divided into three.
  • the reactor drive system is accommodated in the energy discharge space ERS, and the coolant is accommodated in the energy absorption space EAS.
  • the energy absorbing space EAS is formed to communicate with the energy emitting space ERS by a passage formed on the upper side as shown.
  • the energy transfer space (ETS) is formed so as to be isolated from the energy discharge space (ERS) and the energy absorption space (EAS), therein is connected to the residual heat removal unit and the energy absorption space connected to the reactor drive system therein.
  • the distribution path is provided, so that the heat discharged from the reactor drive system can be transferred to the coolant and the heat absorbed by the coolant can be transferred to the outside.
  • the coolant in the nuclear reactor safety system is selectively circulated according to the thermal hydraulic conditions that are changed by the pressure change in the reactor drive system and the coolant leakage whether to cool the reactor drive system. Is done. 4, the operation principle in the configuration of the conceptual reactor of the present invention will be described in more detail.
  • FIG. 4 (A) shows the normal state in the conceptual configuration of the reactor of the present invention as shown in FIG. 3, since it is not necessary to cool the reactor additionally when the reactor is operating normally. ) State remains the same. In this case, there is no coolant movement in the energy absorption space EAS and the energy transfer space ETS.
  • FIG. 4 (B) shows the coolant movement in a state where the reactor is stopped due to an accident or the like and overheating begins to be released.
  • pressurization may be performed only by air in the energy discharge space ERS.
  • the coolant leakage may occur in the reactor drive system, and the leaked coolant may be further pressurized by vapor generated by evaporation), and the passage may be formed in the upper side of the energy discharge space ERS.
  • the coolant is under pressure. Accordingly, the coolant in the energy absorption space EAS is supplied to the energy transfer space ETS as indicated by the arrow.
  • the energy transfer space is provided with a residual heat removal unit and a distribution path as described above.
  • the residual heat removal unit is a heat transfer by a two-phase heat transfer mechanism (cooling material) using a coolant supplied by a flow path connected to the energy absorption space, It includes a sealed container portion for receiving the coolant and the heat exchanger therein and the lower portion is opened to enable the circulation of the coolant.
  • the heat exchange part is connected to the reactor drive system, the first heat exchanger through which coolant circulated through the reactor drive system is distributed, and is disposed in close proximity to the first heat exchanger and is distributed in the first heat exchanger. And a second heat exchanger to absorb heat from the coolant.
  • a space having a saturated steam pressure is formed at a position where the heat exchange part is disposed in the sealed container part by the coolant vapor generated by boiling by the heat exchange part. More specifically, a space having a saturated steam pressure is formed at a position where the heat exchanger is disposed in the sealed container by coolant steam generated by boiling by the first heat exchanger, and the energy absorption space is formed on the space having a saturated steam pressure.
  • the coolant supplied by the flow path connected to the gas is injected into the first heat exchanger and the second heat exchanger so that an abnormal flow heat transfer phenomenon occurs, so that heat transfer by the abnormal flow heat transfer phenomenon can be more effectively performed.
  • FIG. 4 (C) shows the coolant movement in a state where overheating is further generated so that only indirect cooling as in FIG. 4 (B) alone cannot achieve sufficient cooling.
  • FIG. 4B when the coolant moves from the energy absorption space EAS to the energy transfer space ETS and the cooling of the reactor drive system is continued, the energy transfer space ETS is passed over time.
  • the coolant level in) increases continuously, and the coolant level in the energy absorption space (EAS) continues to fall.
  • the coolant level in the energy transfer space ETS rises above a certain level, the coolant in the energy transfer space ETS moves to the energy discharge space ERS as shown in FIG. 4 (C).
  • the coolant moved to the energy discharge space (ERS) is in direct contact with the reactor drive system, thereby allowing the coolant to directly absorb heat from the reactor drive system. That is, in FIG. 4C, the coolant moves directly from the energy transfer space ETS to the energy discharge space ERS to perform direct cooling of the reactor drive system.
  • the coolant in the nuclear reactor safety system depends on the thermal hydraulic conditions such as pressure change in the reactor drive system, coolant leakage, and pressure change in each space that is changed accordingly, coolant level, and the like. By appropriately moving, it is made to perform cooling of the reactor drive system.
  • heat transfer is achieved by using a two-phase heat transfer mechanism.
  • 5 is a view for explaining the principle of the abnormal flow heat transfer phenomenon used in the reactor of the present invention.
  • the basic heat exchange principle of the existing heat exchangers is that the heat exchange medium is formed to pass through in an isolated flow path from the outside, and the heat exchange medium inside the flow path directly exchanges heat with each other. Heat transfer occurs. That is, the most widely used form of air-cooled heat exchanger is configured such that high temperature coolant flows in the flow path and low temperature air flows out of the flow path so that the low temperature air absorbs the heat of the high temperature coolant. do. Or another example, a heterogeneous heat exchanger configured such that a high temperature oil flows on one side and a low temperature coolant flows on the other side so that the low temperature coolant absorbs the heat of the high temperature oil. Air forms are also widely used. However, the heat exchanger in the present invention performs the heat exchange according to a completely different principle.
  • the heat exchange unit of the present invention using a two-phase heat transfer mechanism includes a discharge tube (left tube in FIG. 5) through which a high temperature heat exchange medium flows, and a low temperature heat exchange medium.
  • a discharge tube left tube in FIG. 5
  • a low temperature heat exchange medium Basically, there are three types of nozzles for flowing the absorption tube (the right tube in FIG. 5) and the other heat exchange medium (coolant in FIG. 5, but of course, other liquids).
  • a high temperature heat exchange medium flows in the discharge tube, and a low temperature heat exchange medium flows in the absorption tube.
  • the two tubes are brought into close contact with each other so that heat is transferred from the high temperature side to the low temperature side through the tube wall surface, but in the heat exchange part of the present invention using an abnormal flow heat transfer phenomenon, the two tubes are not properly spaced. Spaced apart.
  • the nozzle is provided on the discharge tube side to inject cooling water into the discharge tube.
  • the coolant droplets instantly absorb the heat of the high temperature heat exchange medium in the discharge tube and rapidly evaporate. That is, on the outer surface of the discharge tube, a rapid amount of evaporative heat is absorbed by the coolant droplets (Tube outside: Quenching), and inside the discharge tube, a high-temperature heat exchange medium is used as the evaporative heat of the coolant droplets. The existing heat is taken away, released, cooled and condensed (Tube inside: Condensation).
  • the discharge tube and the absorption tube are spaced apart from each other, and a separate heat exchange medium (cooling water in the example of FIG. 5) sprayed from the nozzle is sprayed in the liquid state at the nozzle and close to the discharge tube.
  • the heat transfer is carried out in a gas-liquid two-phase manner by evaporation at the gas phase, condensation near the absorption tube and back to the liquid state.
  • the present invention is to achieve the heat absorption of the coolant by using such an ideal flow heat transfer method, it is possible to realize much faster and more effective cooling than the conventional reactor safety system.
  • Figure 6 illustrates the principle of saturation vapor pressure space formation of the reactor of the present invention.
  • the residual heat removing unit illustrated in FIG. 3 is illustrated more schematically.
  • the heat exchanger provided in the residual heat removal unit of the present invention may include first, a low temperature fluid in addition to a flow path through which the high temperature fluid is distributed (the first heat exchanger in FIG. 6).
  • the flow path (second heat exchanger in FIG. 6) and the flow path are further provided, and secondly, the coolant accommodating structure for accommodating the flow path through which the hot fluid flows is different.
  • the spray heat exchanger of the present invention may be operated in a state as shown in FIG. 6 (A).
  • 6 (A) state corresponds to the state of FIG. 5 (A), when the high-temperature fluid flows to the first heat exchanger in this state, once the high-temperature fluid, similar to the existing residual heat removal heat exchanger shown in FIG. Heat is transferred to the coolant around the first heat exchanger through which the coolant is boiled, thereby cooling the high temperature fluid.
  • the coolant accommodating structure of the present invention includes a sealed container part and a water tank, and a sealed container part in which a first heat exchanger in which a high temperature fluid is distributed is accommodated.
  • the lower part is opened and the upper part is formed in a closed shape, and a water tank having an upper part is provided at the lower part of the sealed container part. That is, the sealed container portion is further provided in the water tank of the existing heat exchanger for removing residual heat. At this time, as shown, the sealed container portion is filled with the coolant in the liquid state without an empty space inside the initial state.
  • the first heat exchanger in which the hot fluid flows, the second heat exchanger in which the low-temperature fluid flows, and the flow path for injecting the coolant are accommodated in the space where the vapor formed by the evaporation of the coolant has a saturated vapor pressure is filled.
  • the heat transfer from the hot fluid in the first heat exchanger to the cold fluid in the second heat exchanger may be achieved by a two-phase heat transfer mechanism.
  • the first heat exchanger (high temperature fluid flow) in FIG. 6 corresponds to the discharge tube in FIG. 5, and the second heat exchanger in FIG. 6 ( Low temperature fluid flow) corresponds to the absorption tube in FIG. 5, and the flow path in FIG. 6 corresponds to the nozzle in FIG. 5. That is, in the structure as shown in FIG. 6, heat transfer from the high temperature fluid to the low temperature fluid according to the ideal flow heat transfer principle as described above may be performed smoothly.
  • the abnormal flow heat transfer uses heat of evaporation and condensation of the coolant as described above, heat transfer takes place, and thus, efficiency is significantly higher than heat transfer in general fluid, that is, convective heat transfer.
  • the ideal flow heat transfer method can realize heat transfer much faster and more effectively than conventional heat transfer methods.
  • the coolant injected from the flow path is the first heat exchanger (corresponding to the discharge tube in Fig. 5).
  • Heat transfer is achieved by evaporating around and condensing around the second heat exchanger (corresponding to the absorption tube in FIG. 5), whereby there is as much coolant vapor as possible around the first and second heat exchangers. The more advantageous it is.
  • the higher the ratio of non-condensable gases, such as air, around the first heat exchanger and the second heat exchanger the lower the ideal flow heat transfer efficiency.
  • the coolant vapor is filled in the upper space of the sealed container, thereby forming a space filled with the coolant vapor having a saturated steam pressure as shown in FIG.
  • the high-temperature fluid is cooled by the abnormal flow heat transfer between the first heat exchanger and the second heat exchanger.
  • the lower part of the first heat exchanger may be immersed in the coolant in the liquid state, in which the cooling of the hot fluid by boiling of the coolant is performed on the same principle as in FIG. 6 (A).
  • the portion of the coolant in the liquid state still uses the boiling of the coolant and is exposed to steam. In the case of cooling by using ideal flow heat transfer, much improved cooling efficiency and speed can be realized.
  • the non-condensable gas air, etc.
  • FIGS. 3 and 4 The conceptual configuration and principle of the reactor of the present invention has been described with reference to FIGS. 3 and 4 (see item I. ), and the ideal flow heat transfer principle and saturated steam pressure which are the main principles used in the reactor of the present invention are described with reference to FIGS. 5 and 6.
  • the principle of space formation has been described (see section II. ).
  • the nuclear reactor of the present invention will be described as more specific and detailed embodiments. 7 is an embodiment of the reactor of the present invention, in the embodiment of FIG. 7, the reactor of the present invention also comprises a reactor drive system and a reactor safety system.
  • the reactor drive system includes a reactor vessel 152 for accommodating the reactor core 151, a steam generator 154, and a steam generator 153 connected to the water supply pipe 155.
  • the reactor driving system is not limited to the one shown, but may be in any other form, such as an integral form provided or a form in which a steam generator is provided outside the reactor vessel. The operation of each part of the reactor drive system will be described in detail as follows.
  • the nuclear reactor core 151 is a central portion of a nuclear reactor, in which a nuclear nucleus of nuclear fuel is combined with a neutron, causing nuclear fission to be split into two and thermal energy is generated. That is, the reactor core 151 generally refers to a bundle of fuel rods that are nuclear fuel of a nuclear reactor. Also, the reactor core 151 is generally provided with a reactor output control rod. The reactor output control rod is inserted into the reactor core 151 so as to be movable upward and downward, thereby adjusting the degree of nuclear fission of the fuel according to the insertion degree. As it serves to control the output itself of the reactor (100).
  • the reactor vessel 152 is formed to be sealed to the outside to accommodate the reactor core 151.
  • the reactor output control rod is to be controlled to move up and down, the upper end portion is generally provided to be exposed to the outside of the reactor vessel 152.
  • the reactor core 151 naturally has the reactor vessel. 152 is disposed below.
  • the coolant is accommodated in the reactor vessel 152 so that the heat energy generated in the reactor core 151 is absorbed by the coolant.
  • the coolant not only serves to cool the reactor core 151 by absorbing heat energy generated from the reactor core 151, but also serves as a coolant to ultimately generate power by transferring heat absorbed by the coolant to the outside. This will be described in more detail below in the steam generator 153 section.
  • Coolant or water
  • heat exchange media circulating in each part may be mixed, such as a circulation passage, which is normally closed when the reactor safety system is operated, may be opened. Therefore, it is common that all of the heat exchange medium or coolant used in each part of the reactor is consistently used as cooling water.
  • the steam generator 153 is formed in the form of a heat exchanger and is provided inside the reactor vessel 152.
  • the coolant operating as a heat exchange medium is distributed inside the steam generator 153, and receives heat from the coolant in the reactor vessel 152 around the steam generator 153. Accordingly, the coolant circulated in the steam generator 153 absorbs heat to cause evaporation, and the coolant that is in a gaseous state of high temperature and high pressure is discharged to the steam pipe 154 to operate a turbine. After operating the turbine, the condensed coolant is circulated again by being supplied to the steam generator 153 through the water supply pipe 155.
  • the steam pipe 154 and the water supply pipe 155 are provided with a steam pipe isolation valve 154v and a water supply pipe isolation valve 155v, respectively, so as to block the outside in an emergency.
  • the coolant inside the reactor vessel 152 naturally performs circulation convection. More specifically, it is as follows.
  • the heat energy generated in the reactor core 151 is absorbed into the coolant, the coolant that has become high temperature rises.
  • the coolant in the steam generator 153 and the high temperature coolant cause heat exchange. That is, the coolant in the steam generator 153 absorbs heat from the high temperature coolant. Therefore, the coolant of the high temperature falls while passing the steam generator 153 is made to fall.
  • the lowered coolant again absorbs the heat energy generated from the reactor core 151, and thus, natural circulation convection is achieved.
  • the driving system of the reactor described above is common to existing large or small (integrated) reactors.
  • the drive system configured as described above operates to produce power in the reactor, and in normal operation, the drive system alone does not have a problem in operation.
  • the reactor vessel 152 if damage occurs in the reactor vessel 152 and the coolant in the reactor vessel 152 leaks, the thermal energy generated in the reactor core 151 may not be absorbed by a sufficient amount of coolant, thus the reactor core ( 151)
  • the reactor core ( 151) There is a risk that excessive damage to the parts, such as melting of the components due to excessive temperature rise.
  • safety is most important because the impact on the environment such as radioactive leakage is very large. Therefore, when the damage occurs to the reactor vessel 152 and leakage of coolant occurs, the reactor vessel 152 and the like are removed. It is essential to have a safety system that provides rapid cooling.
  • the conventional passive safety systems are considerably bulky and therefore have high construction or economic constraints, and a considerable amount of time, manpower, and the like have been consumed to design to overcome them.
  • the conventional passive safety system when the conventional passive safety system is applied, sufficient cooling efficiency cannot be obtained, thereby increasing the difficulty of design.
  • the space, materials, and costs are not only wasted in the process of constructing the actual reactor, but also resources, such as time, manpower, and cost, can be further wasted during the operation of the constructed reactor. There was no.
  • the reactor of the present invention in order to solve such a problem, not only can one system properly cope with various reactor accident occurrence situations, but also a safety system (ie, devices for cooling the reactor) is completely driven, No separate control instructions are required to ensure rapid cooling in the event of reactor damage.
  • the reactor of the present invention unlike the conventional, performs the cooling mainly by using an ideal flow heat transfer method, and also to ensure that the cooling is performed in the process of properly moving the coolant in the containment vessel divided into several spaces in the event of an accident, Compared to this, much faster and more effective cooling can be achieved.
  • the configuration of the present invention is much simpler than the conventional passive safety system, and as a result, the reactor volume can be significantly reduced, and therefore, it is also very suitable for application to small reactors whose demand is gradually expanding recently.
  • the nuclear reactor safety system includes a first containment vessel 110 and a second containment vessel 120 at most, the containment pipe passage 111 for cooling of the coolant therein, and cooling.
  • the re-injection pipe 112 is provided, and the residual heat removal device 130 for removing residual heat is provided.
  • the first containment vessel 110 accommodates gas and the reactor drive system in a first space V1 therein. That is, the space in the first containment vessel 110, that is, the first space V1, corresponds to the energy discharge space ERS in the conceptual structure (see FIG. 3, item I ) of the reactor of the present invention described above. .
  • the second containment vessel 120 is disposed closely to the first containment vessel 110 and has a horizontal partition wall 125 provided therein such that an inner space is formed in a lower second space V2 and an upper third space ( It is divided into V3) to accommodate the coolant in the second space (V2).
  • the second space V2 below the second containment vessel 120 corresponds to the energy absorption space EAS in the conceptual structure (see FIG. 3, item I ) of the reactor of the present invention described above.
  • the third space V3 above the second containment vessel 120 corresponds to the energy transfer space ETS in the conceptual structure (see FIG. 3, I. ) of the reactor of the present invention described above.
  • the first containment vessel 110 and the second containment vessel 120 constituting the nuclear reactor safety system include an energy discharge space ERS, an energy absorption space EAS, and an energy transfer space ETS.
  • the coolant in the reactor safety system is selectively circulated to cool the reactor drive system in accordance with the thermal hydraulic conditions changed by the pressure change in the reactor drive system and the coolant leakage.
  • a plurality of passages are provided to allow the coolant in the nuclear reactor safety system to be smoothly distributed to the respective spaces, and most basically, the containment pipe passage 111 and the coolant injection pipe 112 are provided.
  • the containment pipe through-hole 111 one end is disposed in the first space (V1) and the other end is in communication with the second space (V2) is made of a containment pipe valve 111v is provided.
  • the containment pipe passage 111 corresponds to a passage in the conceptual structure (see Fig. 3, item I. ) of the reactor of the present invention described above.
  • the coolant injection pipe 112 one end is disposed in the third space (V3) and the other end is in communication with the first space (V1) is provided with a coolant injection valve 112v.
  • Movement of the coolant or steam between the first space V1-the second space V2 by the containment pipe passage 111 is performed by the coolant injection pipe 112 in the third space V3.
  • the coolant or steam is moved between the first spaces V1. (Which will be described in more detail later, but the coolant movement between the second space (V2)-the third space (V3) is made by the coolant injection pipe 133.)
  • the state (liquid / gas phase), pressure difference, water head difference, etc. of the coolant in the 1, 2, 3 space (V1) (V2) (V3) it is made naturally without requiring any active operation of a separate control device. That is, the coolant in the nuclear reactor safety system is selectively distributed in accordance with the heat hydraulic conditions changed by the pressure change in the reactor drive system and the coolant leakage, thereby naturally realizing the operation of cooling the reactor drive system.
  • the residual heat removing apparatus 130 is provided in the third space V3 and connected to the reactor driving system to transfer heat emitted from the reactor driving system to the coolant and to transfer heat absorbed by the coolant to the outside.
  • the residual heat removal device 130 includes a primary heat exchanger 131, a secondary heat exchanger 132, a coolant injection pipe 133, and a coolant flow path. It comprises a heat exchange container 134 having a (134a), a heat exchange container outer cylinder (135).
  • the primary heat exchanger 131 is connected to the reactor drive system and distributes heat by circulating coolant in the reactor drive system. At this time, the primary heat exchanger 131, the conceptual structure of the reactor of the present invention described above (see Fig. 3, 4, I. ) and the main principles of the present invention (see Fig. 5, 6, II. ) Corresponds to the first heat exchanger or discharge tube in.
  • the secondary heat exchanger 132 is disposed closely to the primary heat exchanger 131 and distributes residual coolant for absorbing heat to absorb heat. At this time, the secondary heat exchanger 132, the conceptual structure of the reactor of the present invention described above (see Fig. 3, 4, I. ) and the main principles of the present invention (see Fig. 5, 6, II. ) Corresponds to the second heat exchanger or absorption tube in.
  • the coolant injection pipe 133 injects coolant supplied in connection with the second space V2 to the primary heat exchanger 131.
  • the coolant injection pipe 133 in the above-described conceptual structure of the reactor of the present invention (see Fig. 3, 4, I. ) and the main principles of the present invention (see Fig. 5, 6, II. Corresponds to the flow path or nozzle of the.
  • the heat exchange container 134 is formed in a sealed container in which a coolant is accommodated therein, and the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 are accommodated in an upper portion thereof, and the second space V2 is disposed below. ) Is formed to communicate with the coolant flow path (134a) through which the coolant flows. At this time, the coolant injection pipe 133 is sealed in the conceptual structure of the reactor of the present invention (see Fig. 3, 4, I. ) and the main principles (see Fig. 6, II. ) Of the present invention . Corresponds to the container.
  • the heat exchange vessel outer cylinder 135 is provided to surround the heat exchange vessel 134 so that the lower end of the coolant flow passage 134a secures the coolant level contained in the coolant so that the coolant is received and distributed.
  • the heat exchange vessel outer cylinder 135 corresponds to a water tank in the main principles (see Fig. 6, II. ) Of the present invention described above.
  • the water tank shown in Figure 6 merely serves to accommodate the coolant
  • the heat exchange vessel outer cylinder 135 has the effect of making the water level control of the coolant more smoothly due to its shape characteristics have.
  • the heat exchange vessel outer cylinder 135 is basically formed in a shape corresponding to the heat exchange vessel 134 is formed to surround the heat exchange vessel 134. More specifically, the heat exchange vessel outer cylinder 135 is formed larger than the heat exchange vessel 134 so that the interval between the inner wall of the heat exchange vessel outer cylinder 135 and the outer wall of the heat exchange vessel 134 is maintained at a constant interval. Is placed. In addition, the heat exchange container outer cylinder 135 is formed so that the upper portion is open and the lower portion is closed to allow the circulation of the coolant to the upper portion.
  • the heat exchange vessel outer cylinder 135 surrounds the heat exchange vessel 134, so that the coolant discharged from the heat exchange vessel 134 is an outer wall of the heat exchange vessel 134 and an inner wall of the heat exchange vessel outer cylinder 135.
  • the space between them is filled first.
  • the coolant does not escape from the space until the level of the coolant filled in the space rises to the open upper portion of the heat exchange vessel outer cylinder 135. That is, as the saturated steam pressure space is formed in the heat exchange vessel 134, the coolant discharged from the heat exchange vessel 134 is filled in the space between the outer wall of the heat exchange vessel 134 and the inner wall of the heat exchange vessel outer cylinder 135.
  • an appropriate coolant level can be secured, which can be formed so that the water head difference with the coolant level in the heat exchange vessel 134 is not so large.
  • the coolant discharged from the heat exchange vessel 134 is spread into the third space V3, and thus, the coolant level is not very high.
  • a structure such as a vertical bulkhead may be erected to partially partition the space in the third space V3 below the heat exchange container 134.
  • the heat exchange container is considered when considering the volume of the third space V3. Since the absolute amount of the coolant discharged from 134 itself is not enough, it is self-evident that the water head difference between the level of the coolant flowing into the third space V3 and the level of the coolant in the heat exchange vessel 134 will be formed significantly. Do.
  • the coolant discharged from the heat exchange vessel 134 is preferentially filled in the space between the heat exchange vessel 134-the heat exchange vessel outer cylinder 135, and this space is Since the volume itself is not so large (relative to the case where the coolant is discharged into the third space V3), a much higher water level can be easily achieved even with a much smaller amount of coolant. That is, the coolant level in the heat exchange vessel 134 and the coolant level in the space between the heat exchange vessel 134 and the heat exchange vessel outer cylinder 135 may be balanced with a relatively much smaller head head. Therefore, the saturated steam pressure space and the coolant discharge in the heat exchange vessel 134 can be made more stable and smooth.
  • the coolant supplied by the coolant injection pipe 133 is injected into the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 in a space having a saturated steam pressure so that an abnormal flow heat transfer phenomenon occurs.
  • the ideal flow heat transfer principle not only realizes much faster and more effective cooling than the conventional reactor safety system, but also makes the ideal flow heat transfer phenomenon always occur in a saturated steam pressure space.
  • the heat transfer efficiency can be maximized to the maximum.
  • FIG. 8 illustrates step by step a method of operating a reactor of the present invention according to the embodiment of FIG.
  • Fig. 8A shows the state when the reactor is operating normally. That is, since no overheating occurs in the reactor drive system, all of the heat generated in the reactor core 151 is used to evaporate the coolant in the steam generator 153 that has been supplied to the water supply pipe 155. In addition, all the steam in the steam generator 153 is discharged through the steam pipe 154, it is used to generate power by rotating an external generator. In this case, the reactor safety system does not operate and maintains an initial state.
  • the initial state of the reactor safety system of the present invention includes a coolant filled in the third space V3 and the residual heat removal unit 130. The coolant is filled in the heat exchange vessel 134 without any empty space.
  • the start of the reactor safety system means that the reactor drive system has been intentionally shut down or the reactor drive system has malfunctioned due to an accident. That is, whenever the operation of the reactor safety system is started, the reactor drive system is stopped; Closing the steam isolation valve 154v provided in the steam pipe 154 and the water supply isolation valve 155v provided in the water supply pipe 155;
  • the containment step including the
  • FIG. 8B illustrates a state in which the cooling of the reactor is performed by moving the coolant in the nuclear reactor safety system due to the pressure change in the nuclear reactor drive system as described above.
  • the operation of the reactor safety system in the state as shown in FIG. 8B includes a primary heat exchanger circulation step, a saturated steam pressure space formation step, an abnormal flow heat transfer step, and residual heat removal step.
  • the primary heat exchanger circulation step is performed in the following order. First, steam generated by evaporation of the coolant in the reactor driving system is introduced into the primary heat exchanger 131. Next, the steam introduced into the primary heat exchanger 131 is condensed through the primary heat exchanger 131 to generate a coolant, and the generated coolant is re-introduced into the reactor vessel 152 to circulate. Will be done.
  • the primary heat exchanger 131 is shown to be connected to the steam generator 153 of the reactor drive system, that is, in this case the primary heat exchanger 131 as the steam generator ( 153) The steam will enter.
  • a flow passage communicating with the reactor vessel 152 or the first space V1 may be provided in the flow passage connected to the primary heat exchanger 131.
  • the steam in the steam generator 153 but also the steam in the reactor vessel 152 or the steam in the first space V1 may be distributed and cooled as the primary heat exchanger 131.
  • the steam When a high temperature steam flows into the first heat exchanger 131, the steam is primarily cooled by heat exchange between the coolant around the first heat exchanger 131 and the high temperature steam. This corresponds to the cooling method in the existing residual heat removal heat exchanger as shown in FIG.
  • the present invention uses the ideal flow heat transfer principle to cool the steam (ideal flow heat transfer step).
  • the apparatus is made to form a saturated steam pressure space to maximize the ideal flow heat transfer efficiency (saturated steam pressure space forming step).
  • the saturated steam pressure space forming step is performed in the following order.
  • the saturated steam pressure space in which the bubbles are collected expands to the position where the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 are disposed.
  • the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 are in a state where the coolant vapor is saturated, that is, the primary heat exchanger 131 and the secondary There is no non-condensable gas in the space around the heat exchanger 132.
  • the abnormal flow heat transfer step is performed in the following order.
  • the coolant supplied by the coolant injection pipe 133 is first sprayed onto the outer surface of the primary heat exchanger 131 to be in contact with each other. 5, II.
  • the coolant injection pipe 133 corresponds to the nozzle of FIG. 5
  • the primary heat exchanger 131 corresponds to the discharge tube of FIG. 5.
  • the coolant in contact with the outer surface of the primary heat exchanger 131 absorbs heat from the vapor in the primary heat exchanger 131 and evaporates, and the vapor in the primary heat exchanger 131 condenses to generate a coolant. do.
  • the vapor generated by evaporation from the outer surface of the primary heat exchanger 131 is in contact with the outer surface of the secondary heat exchanger 132.
  • the secondary heat exchanger 132 corresponds to the absorption tube of FIG. 5. Steam contacting the outer surface of the secondary heat exchanger 132 releases heat to the coolant in the secondary heat exchanger 132 and condenses it into the coolant, and the coolant in the secondary heat exchanger 132 evaporates to generate steam. do.
  • the present invention has the following advantages.
  • the higher the ratio of the non-condensable gas in the space the lower the heat transfer efficiency.
  • the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 are saturated steam pressure. This ideal flow heat transfer efficiency is maximized because it is disposed in a space saturated with coolant vapor naturally produced by the forming step (that is, a saturated steam pressure space).
  • Residual heat removal step is performed in the following order.
  • the coolant in the secondary heat exchanger 132 absorbs heat and becomes steam by performing heat exchange based on the ideal flow heat transfer principle with the steam passing through the primary heat exchanger 132.
  • the residual heat is finally removed by discarding the heat of this steam to the outside.
  • the steam in the secondary heat exchanger 132 is discharged to the outside or introduced into a separate heat exchanger, and then an external coolant is introduced into the secondary heat exchanger 132 or an external separate Residual heat removal may be performed by reflowing and circulating coolant generated by condensation in the heat exchanger.
  • the secondary secondary heat exchanger 132a provided in the third space V3 is further provided on the flow path through which the coolant discharged from the secondary heat exchanger 132 flows, which will be described in detail below. In the safety system driving process, some cooling may be performed before exiting to the outside by the coolant filled in the third space V3.
  • the reactor of the present invention is shown to be formed such that the first containment vessel 110 and the second containment vessel 120 are arranged under the water surface. That is, the reactor of the present invention can be installed directly in a heat sink having a heat capacity close to infinity, such as seawater or a reservoir.
  • the inlet and outlet of the secondary heat exchanger 132 may be directly opened into a space filled with seawater or reservoir water. Then, the steam in the secondary heat exchanger 132 can be conveniently discarded by being discharged in the form of bubbles through the discharge end, and the steam through the inlet end as much as the steam is discharged from the secondary heat exchanger 132.
  • new heat exchange may be performed.
  • the secondary heat exchanger 132 may be connected to an external separate heat exchanger.
  • an external separate heat exchanger is provided in a heat sink such as seawater or a reservoir.
  • the steam in the secondary heat exchanger 132 is introduced into the external heat exchanger through the discharge end, and the steam is cooled by condensing heat into the heat sink by the separate heat exchanger to condense into the coolant in the liquid phase.
  • Refrigerant is re-introduced through the secondary heat exchanger 132 inlet and circulated to remove residual heat.
  • an auxiliary water supply pipe 116 may be further provided in the nuclear reactor safety system to further perform a coolant auxiliary water supply step. More specifically, the auxiliary water supply pipe 116 is formed so that one end is in communication with the lower portion of the second space (V2) and the other end is in communication with the steam generator 153, the auxiliary water supply on the auxiliary water supply pipe 116 The valve 116v is provided. At this time, in the coolant auxiliary water supply step, when the pressure in the second space (V2) is higher than the pressure in the steam generator 153, the auxiliary water supply valve 116v is opened, the inside of the second space (V2) Coolant is made of a process that is supplied to the steam generator (153).
  • the secondary safety valve (131v) is further provided in the nuclear reactor safety system may be further provided with a saturated steam pressure space auxiliary steam supply step.
  • the auxiliary steam discharge valve 131v is provided at an upper portion of the primary heat exchanger 131 to auxiliary supply steam to a space having a saturated steam pressure in the heat exchange vessel 134.
  • the saturated steam pressure space auxiliary steam supplying step when the coolant auxiliary supplied to the steam generator 153 is evaporated to generate steam by the coolant auxiliary water supplying step, the auxiliary steam discharge valve 131v is opened to open the steam.
  • the steam in the steam generator 153 is supplied into the heat exchanger container 134 to form a space having a saturated steam pressure.
  • the abnormal flow heat transfer between the primary heat exchanger 131 and the secondary heat exchanger 132 may be more efficiently performed.
  • the reactor of the present invention the first heat exchange by the injection of the coolant supplied through the coolant injection pipe 133 is introduced into the primary heat exchanger 131, the steam due to overheating generated in the reactor drive system
  • the coolant supplied through the coolant injection pipe 133 may be, of course, a coolant separately supplied from the outside.
  • the reactor safety system may further comprise a steam bypass pipe 114 and the reactor vessel safety valve 157.
  • the steam bypass pipe 114 one end is connected to the flow path for introducing the coolant from the steam generator 153 in the reactor drive system to the primary heat exchanger 131, the other end is the containment engine It is provided connected to the clearance 111, the steam bypass pipe 114 is provided with a steam bypass valve (114v). Without the steam bypass tube 114, all the coolant vapor in the steam generator 153 will be distributed to the primary heat exchanger 131 for use in cooling, but in case of abnormal operation of the reactor, the temperature inside the reactor becomes very sharp. Since the evaporation rate and the amount of steam generated by the coolant in the steam generator 153 also increase rapidly, the pressure in the steam generator 153 and the primary heat exchanger 131 may be too high.
  • the reactor vessel safety valve 157 is provided in the reactor vessel 152, as shown, to discharge the steam in the reactor vessel 152 to the first space (V1) or the containment pipe pipe 111. It plays a role.
  • the coolant pressurized injection step in which the coolant is supplied to the coolant injection pipe 133 by the change of the thermal hydraulic conditions will be described in detail.
  • the coolant pressurized injection step may be performed more smoothly, but the steam bypass pipe 114 and the Even when there is no nuclear reactor safety valve 157, there is no big problem in realizing the coolant pressurizing injection step to be described below. That is, the steam bypass pipe 114 and the reactor safety valve 157 are better if provided, but there is no big problem in performing the coolant pressure injection step even if not provided.
  • the coolant pressure injection step is performed in the following order.
  • at least one of steam generated in the reactor drive system is selected from opening of the containment engine valve 111v, opening of the steam bypass valve 114v, or opening of the reactor vessel safety valve 157. It is introduced into the containment pipe through the operation (111). That is, even when the steam bypass pipe 114 or the reactor safety valve 157 is not provided, when the coolant leaks from the reactor vessel 152 into the first space V1, the first space V1 is leaked. ), The coolant leaked rapidly) rapidly increases the pressure in the first space (V1), so that the containment pipe valve 111v is naturally opened by the pressure, through the containment pipe pipe 111.
  • the containment cylinder valve 111v is preferably in the form of a check valve that allows only the flow from the first space (V1) to the second space (V2).
  • the reactor safety valve 157 is configured to discharge steam to the first space V1 or to the containment pipe passage 111 as shown in the drawing, steam is discharged to the first space ( When discharged to V1) and flows to the second space (V2) through the containment pipe passage 111 in the same principle as when the coolant leaks, the steam is discharged to the containment pipe passage 111 Also naturally flows to the second space (V2).
  • the coolant in the second space V2 is introduced into the coolant injection pipe 133 by pressurization due to the steam introduced through the containment pipe tube 111.
  • the coolant injection valve 133v is opened by the pressure, and the coolant is supplied to the primary heat exchanger 131 and the coolant injection pipe 133 by the pressure. Injection is made to the secondary heat exchanger 132, and the above-described abnormal flow heat transfer step is performed.
  • the coolant supplied to the coolant injection pipe 133 is not necessarily a coolant housed somewhere in the reactor safety system, and the coolant supply operation may be performed according to a separate control instruction.
  • the coolant supplied to the coolant injection pipe 133 is a coolant accommodated in the second space V2, and this supply operation is caused to overheat the reactor. This is caused by pressure changes in the reactor drive system.
  • a separate coolant supply or active control instruction is unnecessary, and thus the convenience of operation and the sensitivity to immediate situation handling are much improved.
  • the state as shown in FIG. 8 (A) is normally maintained and then changed to the state as shown in FIG. 8 (B) when the reactor is overheated. Cooling of the reactor drive system takes place through the movement of. More specifically, the coolant moves to the residual heat removal device 130 in the third space V3 in a vapor state, thereby discarding the heat of the first space V1, and the coolant in the second space V2 is the third space. By moving to V3, the heat transfer is performed smoothly.
  • the coolant direct cooling step is performed in the following order.
  • the coolant generated by condensation on the surface of the secondary heat exchanger 132 by the abnormal flow heat transfer step is discharged into the third space V3 through the coolant flow passage 134a to be accommodated (of course, the saturated steam pressure).
  • the coolant flow passage 134a to be accommodated (of course, the saturated steam pressure).
  • the coolant pushed by the volume is also discharged through the coolant flow path 134a). That is, the coolant introduced into the heat exchange vessel 134 through the coolant injection pipe 133 is used for abnormal flow heat transfer while evaporating and condensing, and finally condensed to form the third space (V3). ) Will be filled.
  • the pressure of the empty space in the third space V3 is gradually increased. That is, in the early stage of reactor overheating, the pressure of the first space V1 is the highest and the pressure of the third space V3 is relatively low, but as the reactor cools to some extent as time passes, the first space ( The pressure in V1) gradually decreases, and the pressure in the third space V3 gradually increases due to an increase in the coolant level in the third space V3.
  • one end may further include a vapor discharge pipe 113 is in communication with the upper portion of the first space (V1) and the other end is in communication with the upper portion of the third space.
  • the steam discharge pipe 113 is provided with a steam discharge valve 113v, and when the steam discharge valve 113v is opened, pressurizes the pressure in the third space (V3) in the first space (V1). Steam is passed through the third space (V3). That is, when the pressure in the first space V1 increases, the steam discharge valve 113v is opened. Then, a part of the steam in the first space V1 flows directly into the third space V3. It lowers the pressure in the first space (V1) and at the same time increases the pressure in the third space (V3). If such a process continues, the pressure in the first space V1 and the third space V3 is balanced when a critical time point is reached.
  • the third space is located at a relatively higher position than the first space V1, which is now at a relatively low position.
  • the head head difference of the coolant in V3 becomes an operation generating factor. That is, in this state, the coolant injection valve 112v is opened by the water head difference between the first space V1 and the third space V3, and the coolant contained in the third space V3 is injected into the coolant. It is introduced into the inlet 112. As such, the coolant introduced into the first space V1 through the coolant injection pipe 112 directly contacts the reactor vessel 152 to perform cooling as illustrated in FIG. 8C.
  • the reactor safety system discharges the coolant filled in the heat exchange vessel outer cylinder 135 to allow the heat exchange vessel outer cylinder 135 to act as a siphon, and a heat exchange vessel outer valve 135v at the bottom.
  • the coolant level control step it is preferable to make the coolant level control step further made.
  • the coolant level control step may be made in the following order.
  • the coolant direct cooling step the coolant is filled in the heat exchanger container outer cylinder 135 to raise the water level.
  • the heat exchanger container cylinder valve 135c is opened, the heat exchanger container cylinder 135 is based on the siphon principle until the water level between the third space V3 and the heat exchanger container cylinder 135 is the same. Coolant filled in is discharged into the third space (V3). Accordingly, the coolant may be further filled in the third space V3, and thus the third space-first space head difference inducing the coolant direct cooling step may be further increased.
  • the coolant direct cooling step can be made more smoothly by the coolant level control step.
  • the coolant in the reactor drive system moves to the residual heat removal device 130, discards the heat by the abnormal flow heat transfer and returns to the reactor drive system to circulate indirect cooling
  • the coolant is brought into direct contact with the outer surface of the reactor vessel 152 by being in a state as illustrated in FIG. 8C.
  • the coolant When the coolant is in direct contact with the outer surface of the reactor vessel 152, the coolant absorbs heat from the reactor vessel 152 and evaporates. As the steam is filled in the first space V1, the first space ( V1) the pressure rises again. As described above, when the pressure is balanced in the first space V1 and the third space V3, the coolant filled in the third space V3 flows into the first space V1. When the coolant in the third space V3 flows into the first space V1, the head difference decreases and the pressure in the first space V1 increases again, thereby directly stopping the coolant direct cooling step. . In addition, the coolant filled in the second space V2 in this process is sequentially moved to the third space V3 (in the indirect cooling process) to the first space V1 (in the direct cooling process), and eventually.
  • the coolant level is lowered, while the coolant level in the first space V1 is increased. Therefore, when a certain time passes, the coolant in the first space V1 is transferred through the containment pipe through 111 by the coolant head difference in the first space V1 and the second space V2. It flows into 2 space V2, and the 2nd space V2 is filled to some extent again.
  • the reactor safety system may further include a containment vessel pressure reducing tube 115.
  • the containment vessel pressure reducing member 115 one end is communicated with the lower portion of the first space (V1), the other end is provided so as to communicate with the coolant injection pipe 112, and also the containment vessel pressure reducing valve 115v It is provided.
  • the containment vessel decompression tube 115 serves to distribute the steam in the first space V1 to the coolant injection pipe 112 so as to reduce the pressure in the first space V1.
  • the operation method may further comprise a containment vessel depressurization step.
  • the containment vessel depressurization step is performed in the following order. First, after the coolant direct cooling step, the coolant introduced into the first space V1 and directly contacting the reactor vessel 152 absorbs heat from the reactor vessel 152 and evaporates to generate steam. Vapor generated by absorbing heat from the reactor vessel 152 is filled in the first space (V1) to increase the pressure in the first space (V1). Then, the containment vessel pressure reducing valve 115v is opened by the pressure, and the steam in the first space V1 flows into the coolant injection pipe 112 through the containment vessel reducing tube 115, thereby providing the first space. Overpressure in V1 can be suppressed.
  • the containment vessel pressure reducing tube 115 may be further provided with a containment vessel pressure reducing tube heat exchanger (115a).
  • the steam in the first space V1 may be cooled in advance while passing through the containment vessel pressure reducing tube heat exchanger 115a to be introduced into the coolant injection pipe 112.
  • the coolant in the coolant injection pipe 112 is flowed back into the first space (V1) as a result and in direct contact with the lower portion of the reactor vessel (152) to perform direct cooling, thus the containment vessel pressure reducing pipe ( It is more preferable to cool the steam in advance by providing the containment vessel pressure reducing tube heat exchanger (115a) on (115).
  • the reactor vessel 152 may be further provided with a coolant supplement pipe 156 to replenish the coolant.
  • the coolant in the reactor vessel 152 circulates various devices in the reactor safety system for cooling operation after leaking from the reactor vessel 152, that is, the reactor vessel 152 The coolant in the tank will only shrink.
  • the coolant supplement pipe 156 is connected to the reactor vessel 152 and receives coolant from the outside to replenish the coolant into the reactor vessel 152. That is, when the coolant supplement tube 156 is provided, a coolant supplement step may be performed in which coolant supplied from the outside through the coolant supplement tube 156 is replenished into the reactor vessel 152.
  • the reactor drive system further includes a first circulation valve 136v1 and a second circulation valve 136v2, and further supplies coolant to the steam generator 153 to smoothly circulate in the reactor. It can be done.
  • the first circulation valve 136v1 and the second circulation valve 136v2 are provided on the flow path under the primary heat exchanger 131, wherein the first circulation valve 136v1 is It is disposed inside the heat exchange vessel 134, the second circulation valve 136v2 is disposed outside the heat exchange vessel 134.
  • a coolant steam generator replenishment step for replenishing the supplied coolant with the steam generator 153 may be performed, and thus the circulation of the coolant in the reactor may be more smoothly performed.
  • the effect of saving resources such as time, manpower, cost, etc. for design, construction, operation, control, etc. is very large, and the operation and construction economics of nuclear reactors can be further improved.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명의 목적은 원자로 이상 발생 시 운전원의 조작 없이도 피동적으로 과도 발생된 열을 냉각할 수 있도록 하되, 이러한 안전 조처를 위한 냉각 동작이 별도의 제어 지시 없이 원자로 구조 및 압력 등의 환경 조건 변화에 의하여 완전 피동적으로 이루어질 수 있도록 하며, 더불어 기존의 원자로 안전계통에 비하여 좀더 간소한 구조로 이루어지는, 자가진단 사고대처 무인 원자로를 제공함에 있다. 본 발명의 다른 목적은, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)을 이용하여 열교환이 이루어지도록 하되, 이러한 이상유동 열전달에 의한 열교환이 효과적으로 이루어질 수 있도록 유로들이 3차원적으로 배치되는 최적화된 구조를 가지는 분사식 열교환기를 도입하여 열교환성능을 극대화시키며, 이와 더불어 포화증기압을 이용함으로써 별도의 제어 수단 없이 열교환 제어가 피동적으로 용이하게 이루어질 수 있도록 하는, 자가진단 사고대처 무인 원자로를 제공함에 있다.

Description

자가진단 사고대처 무인 원자로
본 발명은 자가진단 사고대처 무인 원자로에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로 이상 발생 시 운전원의 조작 없이도 피동적으로 과도 발생된 열을 냉각할 수 있도록 하되, 이러한 안전 조처를 위한 냉각 동작이 별도의 제어 지시 없이 원자로 구조 및 압력 등의 환경 조건 변화에 의하여 완전 피동적으로 이루어질 수 있도록 하며, 더불어 기존의 원자로 안전계통에 비하여 좀더 간소한 구조로 이루어지는 냉각계통을 가지는 원자로에 관한 것이다. 특히 여기에서, 이러한 냉각계통이 기존의 열교환기보다 훨씬 신속한 열교환을 실현할 수 있으며 또한 포화증기압을 이용함으로써 별도의 제어 수단 없이 열교환 제어가 피동적으로 용이하게 이루어질 수 있도록 하는, 자가진단 사고대처 무인 원자로에 관한 것이다.
원자력 발전은 핵분열 시 발생되는 에너지를 이용해 터빈을 돌려 전기 에너지를 생산하는 방식으로 이루어지는 것으로, 도 1은 일반적인 원자력 발전의 원리를 간략하게 도시하고 있다. 원자로 용기 내의 핵연료가 핵분열함에 의하여 발생된 엄청난 열에너지는 원자로 용기 내의 냉각재로 전달되며, 냉각재는 도 1에 진한 화살표로 표시된 바와 같이 원자로 용기로부터 배출되어 열교환기를 거쳐 다시 원자로 용기로 유입되는 방향으로 순환된다. 냉각재가 가지고 있는 열에너지는 열교환기를 통과하면서 증기발생기로 전달되며, 증기발생기 내의 물은 열에너지에 의하여 고온 고압의 증기로 상변화를 일으킨다. 이와 같이 발생된 고온 고압의 증기는 도 1의 연한 화살표로 표시된 바와 같이 터빈으로 공급되며, 이 증기의 힘에 의하여 터빈이 회전하며, 터빈과 연결되어 있는 발전기도 함께 회전함으로써 발전이 이루어진다. 터빈을 회전시킴으로써 에너지를 상실한 증기는 다시 상변화를 일으켜 물이 되는데, 이 물은 도 1의 연한 화살표로 표시된 바와 같이 증기발생기로 재유입됨으로써 역시 순환이 이루어지게 된다.
상술한 바와 같이 원자로에서는 엄청난 열에너지가 발생되며, 원자로에서 사고가 발생하여 정상적으로 작동하지 않을 경우 이 열에너지에 의하여 원자로 시설 자체가 파괴되는 대형 사고가 발생할 위험성이 있다. 따라서 원자로에는 원자로의 손상이 발생했을 경우 원자로를 급속히 냉각해 주기 위한 다양한 안전계통들이 필수적으로 구비된다. 이러한 안전계통들은 원자로의 각부에 냉각재를 보충 공급하는 형태 및 냉각재를 적절한 유로를 따라 순환시켜 원자로의 각부로부터 열을 흡수하여 최종적으로는 외부의 히트 싱크(heat sink)에 버리는 형태로 이루어진다. 이 때, 원자로의 각부와 직접 접촉되었던 냉각재는 환경에 위험한 방사능 물질을 함유하고 있으므로, 이 냉각재 자체가 직접 외부로 배출되어서는 안되며, 단지 열만을 외부로 버릴 수 있도록 구성되어야 한다. 이와 같이 원자로 안전계통에서 외부의 히트 싱크에 열을 버리기 위한 열교환기를, 원자로 기술분야에서는 통상적으로 잔열 제거용 열교환기라고 칭하기도 한다.
기존의 잔열 제거용 열교환기는 간략하게는 도 2와 같은 형태를 가진다. 도 2에 도시된 바와 같은 기존의 잔열 제거용 열교환기는, 고온유체가 흐르는 유로(1)가 내부에 냉각재를 수용하는 풀(pool) 형태로 이루어져 히트 싱크 역할을 하는 수조(2) 내에 구비된 형태로 이루어질 수 있다. 이러한 구성을 통해 잔열 제거용 열교환기는, 유로(1) 내를 흐르는 고온유체로부터 수조(2) 내의 냉각재로 열이 전달됨으로써, 결과적으로 고온유체의 냉각이 이루어지게 된다. 고온유체의 열이 상기 유로(1) 주변의 냉각재로 전달됨에 있어서, 대류에 의한 열전달이 이루어지기도 하고, 또한 고온유체의 온도가 매우 높을 경우 상기 유로(1) 주변의 냉각재가 비등됨으로써 열전달이 이루어지기도 한다.
그런데 이러한 잔열 제거에 있어서 보다 신속하고 효율적인 냉각이 점점 더 요구되고 있어, 기존의 잔열 제거용 열교환기에 있어서 열교환 속도 및 효율을 더욱 개선해야 한다는 요구가 당업자들 사이에 꾸준히 있어 왔다. 또한, 기존의 원자로 안전계통의 경우 제어 지시를 받아야 작동이 이루어지는 것이 대부분이어서 운용에 있어 불편과 위험 요소가 있었으며, 기존에는 원자로의 안전계통 구조 자체가 매우 복잡하고 다중적으로 되어 있어 설비 구축, 운용 및 제어가 어렵다는 문제가 있었다. 따라서 기존의 안전계통보다 더욱 냉각 효율을 향상시킬 수 있고, 운전원의 별도 제어 조작을 필요로 하지 않고 완전 피동적으로 작동이 가능하며, 더불어 기존의 원자로 안전계통에 비하여 좀더 간소한 구조로 이루어지는, 원자로 안전계통에 대한 요구가 꾸준히 있어 왔다.
따라서, 본 발명은 상기한 바와 같은 종래 기술의 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 본 발명의 목적은 원자로 이상 발생 시 운전원의 조작 없이도 피동적으로 과도 발생된 열을 냉각할 수 있도록 하되, 이러한 안전 조처를 위한 냉각 동작이 별도의 제어 지시 없이 원자로 구조 및 압력 등의 환경 조건 변화에 의하여 완전 피동적으로 이루어질 수 있도록 하며, 더불어 기존의 원자로 안전계통에 비하여 좀더 간소한 구조로 이루어지는, 자가진단 사고대처 무인 원자로를 제공함에 있다. 본 발명의 다른 목적은, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)을 이용하여 열교환이 이루어지도록 하되, 이러한 이상유동 열전달에 의한 열교환이 효과적으로 이루어질 수 있도록 유로들이 3차원적으로 배치되는 최적화된 구조를 가지는 분사식 열교환기를 도입하여 열교환성능을 극대화시키며, 이와 더불어 포화증기압을 이용함으로써 별도의 제어 수단 없이 열교환 제어가 피동적으로 용이하게 이루어질 수 있도록 하는, 자가진단 사고대처 무인 원자로를 제공함에 있다.
상기한 바와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 자가진단 사고대처 무인 원자로는, 자가진단 사고대처 무인 원자로는, 원자로노심을 수용하는 원자로용기, 증기관 및 급수관이 연결된 증기발생기를 포함하여 이루어지는 원자로 구동계통 및 원자로 구동계통을 수용하는 에너지 방출공간(Energy Release Space, ERS), 상측에 형성된 통로에 의하여 상기 에너지 방출공간과 연통되며 냉각재를 수용하는 에너지 흡수공간(Energy Absorbing Space, EAS), 상기 에너지 방출공간 및 상기 에너지 흡수공간과 격리되도록 형성되되 상기 원자로 구동계통과 연결되는 잔열제거부 및 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로가 구비되어 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달하여 버리는 에너지 전달공간(Energy Transfer Space, ETS)으로 나뉘어져 이루어지는 원자로 안전계통을 포함하여 이루어져, 상기 원자로 구동계통 내의 압력 변화 및 냉각재 누출 여부에 의하여 변화되는 열수력 조건에 따라 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 선택적으로 유통되어 상기 원자로 구동계통을 냉각하되, 상기 잔열제거부는, 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재를 이용하는 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)에 의하여 열전달이 이루어지는 열교환부, 내부에 냉각재 및 상기 열교환부를 수용하며 하부가 개방되어 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되는 밀폐용기부, 상기 밀폐용기부를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되는 외통부를 포함하여 이루어지며, 상기 열교환부에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되도록 이루어질 수 있다.
보다 구체적인 실시예로서, 본 발명의 자가진단 사고대처 무인 원자로는, 원자로노심(151)을 수용하는 원자로용기(152), 증기관(154) 및 급수관(155)이 연결된 증기발생기(153)를 포함하여 이루어지는 원자로 구동계통 및 내부의 제1공간(V1)에 기체 및 상기 원자로 구동계통을 수용하는 제1격납용기(110), 상기 제1격납용기(110)와 밀접 배치되며 내부에 수평격벽(125)이 구비되어 내부 공간이 하부의 제2공간(V2) 및 상부의 제3공간(V3)으로 구분되도록 이루어져 상기 제2공간(V2)에 냉각재를 수용하는 제2격납용기(120), 일측 끝단은 상기 제1공간(V1)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제2공간(V2)과 연통되며 격납용기관통밸브(111v)가 구비되는 격납용기관통관(111), 일측 끝단은 상기 제3공간(V3)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제1공간(V1)과 연통되며 냉각재주입밸브(112v)가 구비되는 냉각재주입관(112), 상기 제3공간(V3)에 구비되며 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달하는 잔열제거장치(130)를 포함하여 이루어지는 원자로 안전계통을 포함하여 이루어지며, 상기 원자로 구동계통 내의 압력 변화 및 냉각재 누출 여부에 의하여 변화되는 열수력 조건에 따라 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 선택적으로 유통되어 상기 원자로 구동계통을 냉각하되, 상기 잔열제거장치(130)는, 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통 내의 냉각재를 유통시켜 열을 발산하는 1차열교환기(131), 상기 1차열교환기(131)와 밀접 배치되며 잔열 흡수용 냉각재를 유통시켜 열을 흡수하는 2차열교환기(132), 상기 제2공간(V2)과 연결되어 공급되는 냉각재를 상기 1차열교환기(131)로 분사하는 냉각재분사관(133), 내부에 냉각재가 수용되는 밀폐 용기 형태로 이루어져 상부에 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 수용 배치되며 하부에 상기 제2공간(V2)과 연통되어 냉각재가 유통되는 냉각재유통로(134a)가 형성되는 열교환용기(134), 상기 냉각재유통로(134a) 하부 끝단이 냉각재에 담겨지는 냉각재 수위를 확보하도록 상기 열교환용기(134)를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되는 열교환용기외통(135)을 포함하여 이루어지며, 상기 1차열교환기(131)에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 열교환용기(134) 내 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되고, 포화증기압을 가지는 공간 상에서 상기 냉각재분사관(133)에 의하여 공급되는 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)에 분사되어 이상유동 열전달 현상이 발생되도록 이루어질 수 있다.
또한 본 발명의 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법은, 상술한 바와 같은 원자로를 동작하는 방법으로서, 상기 원자로 구동계통이 정지되는 단계; 상기 증기관(154)에 구비된 증기관격리밸브(154v) 및 상기 급수관(155)에 구비된 급수관격리밸브(155v)가 폐쇄되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 격리 단계와, 상기 원자로 구동계통 내 냉각재가 증발되어 생성된 증기가 상기 1차열교환기(131)로 유입되는 단계; 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기가 상기 1차열교환기(131)를 통과하며 응축되어 냉각재가 생성되고, 생성된 냉각재가 상기 원자로용기(152)로 재유입되어 순환되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 1차열교환기 순환단계와, 상기 열교환용기(134) 내에 수용된 냉각재가 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기와 열교환하여 가열 및 비등되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 주변에서 냉각재가 비등되어 생성된 증기가 상기 열교환용기(134) 상부에 모여 포화증기압을 가지는 공간을 형성하는 단계; 포화증기압 공간이 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치까지 확장되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 포화증기압공간 형성단계와, 상기 냉각재분사관(133)에 의해 공급된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 외면으로 분사되어 접촉되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 외면에 접촉된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 내의 증기로부터 열을 흡수하여 증발하고, 상기 1차열교환기(131) 내의 증기가 응축되어 냉각재가 생성되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 외면에서 증발되어 생성된 증기가 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉되는 단계; 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉된 증기가 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재로 열을 방출하여 냉각재로 응축되고, 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재가 증발되어 증기가 생성되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 이상유동 열전달단계와, 상기 2차열교환기(132) 내 증기가 외부로 방출되거나 또는 외부의 별도 열교환기로 유입되는 단계; 상기 2차열교환기(132)로 외부 냉각재가 유입되거나 또는 외부의 별도 열교환기에서 응축되어 생성된 냉각재가 재유입되어 순환되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 잔열제거단계를 포함하여 이루어질 수 있다.
본 발명에 의하면, 기존의 열교환기에 비하여 훨씬 신속한 열교환이 이루어질 수 있게 하는 큰 효과가 있다. 보다 구체적으로 설명하자면, 본 발명의 3차원 열교환기는 기존의 열교환기들이 단순히 대류 및 전도와 같은 기본적인 열전달 원리를 이용하여 열교환을 수행하였던 것과는 달리, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)을 이용하여 열교환이 이루어지도록 하기 때문에, 기존의 열교환기들에 비해 훨씬 신속한 열교환을 실현할 수 있다.
또한 본 발명에 의하면, 이러한 이상유동 열전달에 의한 열교환이 더욱 효과적으로 이루어질 수 있도록, 고온매체가 유통되는 유로 / 저온매체가 유통되는 유로 / 냉각재가 분사되는 유로가 3차원적으로 밀접 배치되는 구조로 되어 있음으로써, 상술한 바와 같은 이상유동 열전달의 효율을 더욱 향상시키는 큰 효과가 있다. 즉 본 발명은 단순히 이상유동 열전달 원리만을 이용하여 열교환을 수행하는 것만이 아니라 이들의 효율을 향상시킬 수 있는 3차원 구조를 열교환기 구조에 도입함으로써, 열교환속도 및 열교환효율을 극대화하는 큰 효과가 있는 것이다.
특히 본 발명에 의하면, 냉각재가 채워진 밀폐된 공간 내에 이상유동 열전달을 이용하는 열교환기가 배치되도록 함으로써, 열교환기 작동 시 발생되는 증기가 신속하고 효과적으로 응축되도록 이루어진다. 따라서 이와 같은 이상유동 열전달 시 필연적으로 발생되는 냉각재의 증기압에 의하여 열교환공간 및 이와 연결된 공간 내의 압력이 지나치게 증가하는 것을 방지할 수 있는 효과가 있다. 더불어 이러한 구조 자체에 의하여 열교환기의 작동 및 정지와 냉각재의 수위 조절이 자연적으로 연동되어 이루어지기 때문에, 별도의 작동 및 정지를 위한 제어 등을 해 주어야 할 필요가 없어, 운용 상의 편리함이 극대화되는 큰 효과 또한 있다.
더불어 본 발명의 열교환기는 기존의 원자로 냉각을 위해 사용되었던 열교환기에 비하여 열교환속도 및 열교환효율이 훨씬 높기 때문에, 본 발명의 열교환기를 원자로 냉각에 적용할 경우 원자로 냉각 효율을 훨씬 향상시킬 수 있는 효과가 있다. 뿐만 아니라 상술한 바와 같이 열교환기 수용 공간 내의 압력 증가를 방지해 주기 때문에, 본 발명의 열교환기를 원자로 안전계통에 적용할 경우 원자로 격납용기 내의 지나친 압력 상승을 억제해 주는 효과 또한 얻을 수 있다.
또한 본 발명에 의하면, 안전계통이 완전 피동식으로 이루어짐으로써 원자로 손상 발생 시 별도의 제어 지시가 필요 없이 신속한 냉각이 이루어질 수 있도록 하여 사고 위험성을 최소화시켜 줄 수 있는 효과가 있다. 무엇보다도 본 발명은, 종래의 피동식 원자로 안전계통과는 전혀 상이한, 열수력적 작동 개념에 기반한 새로운 구조를 가지며, 이 새로운 구조를 기반으로 다양한 사고 조건에 따라 맞추어 적절한 냉각 동작을 다양하게 수행할 수 있다. 특히 본 발명의 원자로 안전계통 구성은 기존의 원자로 안전계통 구성과 비교하였을 때 비약적으로 단순화된 구조를 가지기 때문에, 이에 따라 기존에 비해 원자로를 설계하고 구축하는데 있어서 난해함을 훨씬 낮출 수 있으며, 구축 완료된 원자로를 운영함에 있어서도 용이성 및 편의성이 비교할 수 없이 향상되는 커다란 효과가 있다. 물론 이에 따라 설계, 구축, 운용, 제어 등에 드는 시간, 인력, 비용 등의 자원들을 절약하는 효과도 매우 크다.
또한 본 발명의 원자로 안전계통 구성은 기존과는 다를 뿐만 아니라 종래의 원자로 안전계통과는 달리 이상유동 열전달 방식을 이용하여 원자로의 고온 에너지를 빠르게 흡수하여 외부(해수 등의 히트싱크)에 버리도록 구성됨으로써 냉각 속도가 비약적으로 빨라지는 바, 결과적으로 절대적인 냉각 능력 또한 크게 향상되는 효과 또한 있다. 더불어 히트 싱크로 작용하는 냉각재에 흡수된 열을 외부, 즉 무한대의 히트 싱크에 한 번 더 버리도록 구성됨으로써, 결과적으로는 잔열 제거 시간을 무한대로 확장시켜 주는 큰 효과가 있다.
뿐만 아니라 냉각 동작을 수행함에 있어서 실질적으로 능동적인(즉 외부에서 운전원이 제어 지시를 내려 주면 작동되는) 제어 수단이 전혀 없으며, 전반적인 구조 자체는 훨씬 단순화되어 있기 때문에, 종래에 비하여 제작 및 운용 등에 있어서 편의성이 훨씬 향상되는 효과가 있다. 물론 능동적인 제어나 구동에 필요한 별도의 동력원을 요하지 않는다는 점에서 운용시 불필요한 에너지 낭비를 절약하는 경제적 효과도 물론 있다. 더불어 본 발명은 상술한 바와 같이 그 형상이 기존에 비하여 단순할 뿐만 아니라, (기존에 비하여 냉각 능력이 우수하기 때문에) 종래의 안전계통을 구비하는 원자로에 비해 훨씬 부피가 작은 공간에 설비가 가능한 바, 원자로 운영 및 건설 경제성 역시 훨씬 향상할 수 있는 큰 효과가 있다.
도 1은 일반적인 원자력 발전 원리.
도 2는 기존의 잔열 제거용 열교환기 구성.
도 3은 본 발명의 원자로의 구조 개념.
도 4는 본 발명의 원자로의 작동 원리.
도 5는 본 발명의 원자로의 이상유동 열전달 원리.
도 6은 본 발명의 원자로의 포화증기압 공간 형성 원리.
도 7은 본 발명의 원자로의 실시예.
도 8은 본 발명의 원자로의 작동 방법.
** 부호의 설명 **
100: (본 발명의) 원자로
110: 제1격납용기
111: 격납용기관통관 111v: 격납용기관통밸브
112: 냉각재주입관 112v: 냉각재주입밸브
113: 증기방출관 113v: 증기방출밸브
114: 증기우회관 114v: 증기우회밸브
115: 격납용기감압관 115v: 격납용기감압밸브
115a: 격납용기감압관열교환기
116: 보조급수관 116v: 보조급수밸브
120: 제2격납용기 125: 수평격벽
130: 잔열제거장치
131: 1차열교환기 132: 2차열교환기
131v: 보조증기방출밸브 132a: 보조2차열교환기
133: 냉각재분사관
134: 열교환용기 134a: 냉각재유통로
135: 열교환용기외통 135v: 열교환용기외통밸브
136v1: 제1순환밸브 136v2: 제2순환밸브
150: 원자로 구동계통 151: 원자로노심
152: 원자로용기 153: 증기발생기
154: 증기관 154v: 증기관 격리밸브
155: 급수관 155v: 급수관 격리밸브
156: 냉각재보충관 157: 원자로용기안전밸브
이하, 상기한 바와 같은 구성을 가지는 본 발명에 의한 자가진단 사고대처 무인 원자로를 첨부된 도면을 참고하여 상세하게 설명한다.
I. 원자로의 개념적 구조 및 작동 원리
도 3은 본 발명의 원자로의 구조 개념을, 그리고 도 4는 도 3에 도시된 바와 같은 본 발명의 개념적 원자로 구조에서의 작동 원리를 도시하고 있다.
본 발명의 원자로는, 원자로 구동계통이 사고 등으로 정지하였을 때 신속하면서도 효과적으로 냉각을 수행할 수 있는 원자로 안전계통을 가진다. 이에 따라 본 발명의 원자로에서 원자로 구동계통은 어떤 형태로 이루어져도 무방한데, 구체적으로 말하자면 일반적으로 대형 원자로에 사용되는 형태 즉 원자로 노심을 수용하는 원자로용기와 증기발생기가 별도로 이격 구비되는 형태의 원자로 구동계통이어도 되고, 또는 소형 원자로에 사용되는 형태 즉 원자로용기 내에 증기발생기가 수용되어 일체형을 이루는 원자로 구동계통이어도 된다. 상기 원자로 구동계통이 어떤 형태로 형성되건(즉 대형 원자로 용이거나 또는 소형 원자로 용이거나에 상관없이), 상기 원자로 구동계통은 원자로노심을 수용하는 원자로용기, 증기관 및 급수관이 연결된 증기발생기는 기본적으로 포함한다.
본 발명의 원자로의 안전계통은, 도 3에 도시되어 있는 바와 같이, 크게는 에너지 방출공간(Energy Release Space, ERS), 에너지 흡수공간(Energy Absorbing Space, EAS), 에너지 전달공간(Energy Transfer Space, ETS) 이 셋으로 나뉘어진다. 에너지 방출공간(ERS)에는 원자로 구동계통이 수용되며, 에너지 흡수공간(EAS)에는 냉각재가 수용된다. 에너지 흡수공간(EAS)은 도시된 바와 같이 상측에 형성된 통로에 의하여 상기 에너지 방출공간(ERS)과 연통되도록 형성된다. 또한 에너지 전달공간(ETS)은 상기 에너지 방출공간(ERS) 및 상기 에너지 흡수공간(EAS)과 격리되도록 형성되어 있는데, 그 내부에 상기 원자로 구동계통과 연결되는 잔열제거부 및 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로가 구비되어 있어서, 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달하여 버릴 수 있도록 이루어진다.
이와 같이 형성되는 본 발명의 원자로 안전계통은, 상기 원자로 구동계통 내의 압력 변화 및 냉각재 누출 여부에 의하여 변화되는 열수력 조건에 따라 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 선택적으로 유통되어 상기 원자로 구동계통을 냉각하도록 이루어진다. 도 4를 통해 이러한 본 발명의 개념적 원자로의 구성에서의 작동 원리를 좀더 구체적으로 설명한다.
도 4(A)는 도 3에 도시된 바와 같은 본 발명의 원자로의 개념적 구성에서의 평상시 상태를 도시한 것으로, 원자로가 정상적으로 작동되고 있을 때에는 원자로를 추가적으로 냉각하여야 할 필요가 없기 때문에 도 4(A)의 상태가 그대로 유지된다. 즉 이 경우 상기 에너지 흡수공간(EAS) 및 상기 에너지 전달공간(ETS)에서의 냉각재 이동은 없는 상태이다.
도 4(B)는 원자로가 사고 등의 발생으로 인하여 정지되어 과열이 방출되기 시작하는 상태에서의 냉각재 이동을 도시한 것이다. 먼저 도 4(B)에 도시된 바와 같이, 원자로 구동계통의 과열로 인하여 상기 에너지 방출공간(ERS) 내의 압력이 높아지면(이 때 상기 에너지 방출공간(ERS) 내의 공기만으로 가압이 이루어질 수도 있고, 또는 원자로 구동계통에서 냉각재 누출이 발생하여 누출된 냉각재가 증발되어 생성된 증기에 의해 더 가압이 이루어질 수도 있다), 상기 에너지 방출공간(ERS) 상측에 형성된 통로를 통해 상기 에너지 흡수공간(EAS) 내의 냉각재가 압력을 받게 된다. 이에 따라 화살표로 표시된 바와 같이 상기 에너지 흡수공간(EAS) 내의 냉각재가 상기 에너지 전달공간(ETS)로 공급되게 된다.
한편, 상기 에너지 전달공간(ETS) 내에는 앞서 설명한 바와 같이 잔열제거부 및 유통로가 구비되어 있다. 상기 잔열제거부는, 도 3에 도시되어 있는 바와 같이, 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재를 이용하는 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)에 의하여 열전달이 이루어지는 열교환부, 내부에 냉각재 및 상기 열교환부를 수용하며 하부가 개방되어 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되는 밀폐용기부를 포함하여 이루어진다. 좀더 구체적으로 설명하자면, 상기 열교환부는, 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통 내를 통해 순환하는 냉각재가 유통되는 제1열교환기, 상기 제1열교환기와 밀접 배치되어 상기 제1열교환기 내에 유통되는 냉각재로부터 열을 흡수하는 제2열교환기를 포함하여 이루어진다.
이 때, 상기 열교환부에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성된다. 보다 구체적으로는, 상기 제1열교환기에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되고, 포화증기압을 가지는 공간 상에서 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재가 상기 제1열교환기 및 상기 제2열교환기에 분사되어 이상유동 열전달 현상이 발생됨으로써, 이상유동 열전달 현상에 의한 열전달이 더욱 효과적으로 이루어질 수 있게 된다. (이상유동 열전달 원리 및 포화증기압 공간 형성에 대해서는 이후 보다 상세히 설명한다.) 즉 도 4(B)의 경우, 냉각재가 에너지 흡수공간(EAS)에서 에너지 전달공간(ETS)으로 이동하면서 원자로 구동계통의 간접 냉각을 수행하게 된다.
도 4(C)는 과열이 더 발생되어 도 4(B)와 같은 간접 냉각만으로는 충분한 냉각을 이룰 수 없는 상태에서의 냉각재 이동을 도시한 것이다. 도 4(B)에 도시된 바와 같이 냉각재가 에너지 흡수공간(EAS)에서 에너지 전달공간(ETS)로 이동하면서 원자로 구동계통의 냉각이 수행되는 과정이 지속되면, 시간이 지날수록 에너지 전달공간(ETS) 내의 냉각재 수위는 지속적으로 상승하고, 에너지 흡수공간(EAS) 내의 냉각재 수위는 지속적으로 하강한다. 이 때 에너지 전달공간(ETS) 내의 냉각재 수위가 어느 수준 이상으로 상승하면, 에너지 전달공간(ETS) 내에 있던 냉각재가 도 4(C)에 도시된 바와 같이 에너지 방출공간(ERS)으로 이동하게 된다. 에너지 방출공간(ERS)으로 이동된 냉각재는 원자로 구동계통과 직접적으로 접촉하며, 이에 따라 냉각재가 원자로 구동계통으로부터 열을 직접 흡수할 수 있게 되는 것이다. 즉 도 4(C)의 경우, 냉각재가 에너지 전달공간(ETS)에서 에너지 방출공간(ERS)으로 이동하면서 원자로 구동계통의 직접 냉각을 수행하게 된다.
상술한 바와 같이 도 4(B), (C) 모두의 경우에 있어서 궁극적으로는, 원자로 구동계통에서 방출되는 열이 냉각재로 전달됨으로써 원자로 구동계통의 냉각이 이루어진다. 이처럼 본 발명에서는, 원자로 구동계통에서의 압력 변화, 냉각재 누출 여부, 또한 이에 따라 변화되는 각 공간들에서의 압력 변화, 냉각재 수위 등과 같은 열수력 조건에 따라서, 원자로 안전계통 내의 냉각재가 각 공간들 사이를 적절하게 이동함으로써 원자로 구동계통의 냉각을 수행하도록 이루어지는 것이다.
II. 이상유동 열전달 원리 및 포화증기압 공간 형성 원리
여기에서, 본 발명의 원자로에서는 특히, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)를 이용하여 열전달이 이루어지도록 한다. 도 5는 본 발명의 원자로에서 사용되는 이상유동 열전달 현상의 원리를 설명하기 위한 도면이다.
기존의 대부분의 열교환기에서의 기본적인 열교환 원리는, 외부와 격리된 유로 내에 열교환매체가 통과하도록 형성하고, 유로 벽면을 사이에 두고 유로 내부의 열교환매체가 유로 외부의 다른 열교환매체가 직접 서로 열교환을 함으로써 열전달이 일어나도록 하는 것이다. 즉 예를 들면, 유로 안에 고온의 냉각수가 흐르고 유로 밖에 저온의 공기가 흘러가도록 형성되어, 고온의 냉각수가 가지고 있는 열을 저온의 공기가 흡수하도록 이루어지는 식으로 구성되는 공랭식 열교환기 형태가 가장 널리 사용된다. 또는 다른 예로는, 벽을 사이에 두고 한쪽에는 고온의 오일이 흐르고 다른 쪽에는 저온의 냉각수가 흘러가도록 형성되어, 고온의 오일이 가지고 있는 열을 저온의 냉각수가 흡수하도록 이루어지는 식으로 구성되는 이종 열교환기 형태도 널리 사용된다. 그러나 본 발명에서의 열교환부는 이와는 전혀 상이한 원리에 따라 열교환을 수행한다.
도 5에 도시된 바와 같이, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)을 이용하는 본 발명의 열교환부는, 고온의 열교환매체가 흐르는 방출용 튜브(도 5에서는 좌측 튜브), 저온의 열교환매체가 흐르는 흡수용 튜브(도 5에서는 우측 튜브), 그리고 이 두 튜브들에 다른 열교환매체(도 5에서는 냉각수이나, 물론 다른 액체여도 무방하다)를 분사해 주는 노즐, 이 세 가지를 기본적으로 필요로 한다.
방출용 튜브 내에는 고온의 열교환매체가 흘러가고 있으며, 흡수용 튜브 내에는 저온의 열교환매체가 흘러가고 있다. 기존의 열교환기의 경우에는 이러한 두 튜브를 밀착시켜 줌으로써, 튜브 벽면을 통해 고온측에서 저온측으로 열이 전달되도록 하였으나, 이상유동 열전달 현상을 이용하는 본 발명의 열교환부에서는 그렇게 하지 않고 두 튜브를 적절한 간격으로 이격시켜 둔다.
노즐은 방출용 튜브 측에 구비되어, 방출용 튜브로 냉각수를 분사해 준다. 냉각수가 분사되어 그 물방울들이 방출용 튜브 외면에 접근 또는 접촉하면, 냉각수 물방울들이 방출용 튜브 내의 고온의 열교환매체가 가지고 있는 열을 순간적으로 흡수하여 빠르게 증발하게 된다. 즉 방출용 튜브 외면에서는 냉각수 물방울들에 의하여 급격하게 많은 양의 증발열이 흡수됨으로써 급랭되는 현상이 일어나며(Tube outside: Quenching), 방출용 튜브 내부에서는 고온의 열교환매체가 냉각수 물방울들의 증발열로서 자신이 가지고 있던 열을 빼앗겨 방출하고 냉각되어 응축되는 현상이 일어난다(Tube inside: Condensation).
상술한 바와 같이 방출용 튜브 주변에서 냉각수는 모두 증발하여 증기 상태가 되는데, 이 증기는 방출용 튜브와 이격되어 배치되어 있는 흡수용 튜브와 접촉하게 된다. 이 때 흡수용 튜브에는 저온의 열교환매체가 흐르고 있기 때문에, 증기가 흡수용 튜브 외면에 접근 또는 접촉하면, 증기는 흡수용 튜브 내의 저온의 열교환매체로 순간적으로 열을 빼앗겨 응축됨으로써 흡수용 튜브 외면에 맺히게 된다. 즉 흡수용 튜브 외면에서는 증기가 저온의 열교환매체로 열을 빼앗겨 응축됨으로써 응축수가 되어 튜브 외면에 맺히거나 흘러내리는 현상이 일어나며(Tube outside: Condensing), 흡수용 튜브 내부에서는 저온의 열교환매체가 증기로부터 열을 흡수함으로써 증발되는 현상이 일어난다(Tube inside: Evaporation).
이와 같이 이상유동 열전달 현상에서는, 방출용 튜브 및 흡수용 튜브가 서로 이격되어 있되, 노즐에서 분사되는 별도의 열교환매체(도 5의 예시에서는 냉각수)가, 노즐에서 액체 상태로 분사되어 방출용 튜브 근처에서 증발되어 기체 상태가 되었다가 흡수용 튜브 근처에서 응축되어 다시 액체 상태로 되돌아오는 방식으로, 기상 - 액상의 두 상(two-phase)으로 변화해 가면서 열전달을 수행한다. 이러한 이상유동 열전달 방식은 기존의 열전달 방식에 비하여 훨씬 빠르고 효과적으로 열전달이 이루어지도록 한다는 연구가 최근 발표된 바 있다.
본 발명은 바로 이러한 이상유동 열전달 방식을 이용하여 냉각재의 열흡수가 이루어지도록 함으로써, 기존의 원자로 안전계통에 비하여 훨씬 빠르고 효과적인 냉각을 실현할 수 있는 것이다.
도 6은 본 발명의 원자로의 포화증기압 공간 형성 원리를 도시하고 있다. 도 6에서는, 도 3에 도시된 잔열제거부를 보다 개략적으로 도시하고 있다. 본 발명의 잔열제거부에 구비되는 열교환부는, 도 2에 도시된 기존의 잔열 제거용 열교환기와 비교하였을 때 첫째, 고온유체가 유통되는 유로(도 6에서는 제1열교환기) 외에 저온유체가 유통되는 유로(도 6에서는 제2열교환기) 및 유통로가 더 구비된다는 점, 그리고 둘째, 고온유체가 유통되는 유로를 그 내부에 수용하는 냉각재 수용 구조가 달라진다는 점에 있어서 상이하다.
기본적으로 본 발명의 분사식 열교환기는, 최초에는 도 6(A)에 도시된 바와 같은 상태로 운용될 수 있다. 도 6(A) 상태는 도 5(A) 상태에 해당하는 것으로서, 이 상태에서 제1열교환기에 고온유체가 유통되면, 일단은 도 2에 도시된 기존의 잔열 제거용 열교환기와 유사하게, 고온유체가 유통되는 제1열교환기 주변의 냉각재로 열이 전달되어 냉각재가 비등됨으로써 고온유체의 냉각이 이루어지게 된다.
한편, 기존의 잔열 제거용 열교환기의 경우에는, 도 2에 도시된 바와 같이 냉각재가 수용된 수조가 단순히 상부가 개방된 함체 형태로 이루어지기 때문에, 고온유체가 유통되는 유로 주변에서 냉각재가 비등될 경우 기포는 상승하여 대기 중으로 퍼지게 된다. 그런데 본 발명의 경우 이 냉각재 수용 구조가 기존과는 상이한데, 구체적으로 설명하자면 본 발명의 냉각재 수용 구조는 밀폐용기부와 수조로 이루어지되, 고온유체가 유통되는 제1열교환기가 수용되는 밀폐용기부는 하부가 개방되고 상부가 폐쇄된 형태로 형성되며, 밀폐용기부의 하부에 상부가 개방된 함체 형태의 수조가 구비된다. 즉 기존의 잔열 제거용 열교환기의 수조에 밀폐용기부가 더 구비되는 형태인 것이다. 이 때 도시된 바와 같이, 밀폐용기부에는 최초 상태에서는 내부에 빈 공간이 없이 액체 상태의 냉각재가 가득 채워져 있게 한다.
이러한 상태에서 제1열교환기 주변의 냉각재가 비등되면, (기존에는 기포가 개방되어 있는 상측으로 상승하여 대기 중으로 흩어져 상실될 뿐이었으나) 본 발명에서는 밀폐용기부의 상부가 폐쇄되어 있기 때문에 기포가 상실되지 않고 밀폐용기부 상부에 모이게 된다. 증기의 생성이 계속되면 결국에는 도 6(B)와 같이 밀폐용기부 상부에는 포화증기압을 갖는 증기로 채워지는 공간이 형성된다(첨언하자면, 도 6(B)의 상태는 도 5(B) 상태에 해당한다). 액체 상태의 냉각재는 포화증기압 공간이 형성된 만큼 밀려나며, 즉 도 6(B)의 흐린 화살표로 표시되어 있는 바와 같이 밀폐용기부 내의 수위는 내려가고 밀폐용기부-수조 사이의 수위는 올라가게 된다.
이처럼 냉각재가 증발하여 형성된 증기가 포화증기압을 가지고 가득차 있는 공간에 고온유체가 유통되는 제1열교환기, 저온유체가 유통되는 제2열교환기, 냉각재를 분사하는 유통로가 수용되어 있는 상태에서, 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)에 의하여 제1열교환기 내의 고온유체에서 제2열교환기 내의 저온유체로의 열전달이 이루어질 수 있다.
이상유동 열전달 현상의 원리를 설명한 도 5와 대비하여 볼 때, 도 6에서의 제1열교환기(고온유체 유통)가 도 5에서의 방출용 튜브에 해당하며, 도 6에서의 제2열교환기(저온유체 유통)가 도 5에서의 흡수용 튜브에 해당하고, 도 6에서의 유통로가 도 5에서의 노즐에 해당한다. 즉 도 6과 같은 구조에서는 상술한 바와 같은 이상유동 열전달 원리에 따른 고온유체에서 저온유체로의 열전달이 원활하게 이루어질 수 있다.
이상유동 열전달은 앞서 설명한 바와 같이 냉각재의 증발열 및 응축열을 이용하여 열전달이 일어나도록 하는 것이기 때문에, 일반적인 유체에서의 열전달 즉 대류 열전달에 비해 효율이 비약적으로 높다. 즉 이러한 이상유동 열전달 방식은 기존의 열전달 방식에 비하여 훨씬 빠르고 효과적으로 열전달을 실현할 수 있는 것이다.
한편, 상술한 바와 같이 본 발명의 열교환기에서 사용하는 이상유동 열전달에서는, 유통로(도 5에서의 노즐에 해당)에서 분사된 냉각재가 제1열교환기(도 5에서의 방출용 튜브에 해당) 주변에서 증발하고, 제2열교환기(도 5에서의 흡수용 튜브에 해당) 주변에서 응축되는 현상을 이용하여 열전달이 이루어지는 바, 제1열교환기 및 제2열교환기 주변에 냉각재 증기가 최대한 많이 있을수록 유리하다. 거꾸로 말하면, 제1열교환기 및 제2열교환기 주위에 공기와 같은 비응축 기체 비율이 높을수록 이상유동 열전달 효율이 떨어지게 된다.
그런데 도 6에 도시된 바와 같은 본 발명의 열교환기에서는, 원래 기체가 채워진 공간이 없었던 상태(도 6(A) 상태)에서 냉각재의 비등으로 인하여 기체, 즉 냉각재 증기가 채워진 공간이 생겨나며, 따라서 이 공간은 냉각재 증기가 포화증기압을 형성하며 가득 차 있는 공간이 된다. 다시 말해 도 6(B) 상태에서, 밀폐용기부 내 액체 상태의 냉각재 수위 상측 공간에 있는 제1열교환기 및 제2열교환기 주변은, 비응축 기체의 비율이 최소화된 상태가 되며, 따라서 도 6(B) 상태에서 이상유동 열전달 효율은 최대화된다.
즉 요약하자면, 본 발명에서는,
■ 최초에는 도 6(A)와 같은 상태 즉 고온유체가 유통되는 제1열교환기가 냉각재에 완전히 잠겨 있는 상태로서, 이 때에는 냉각재의 비등에 의한 고온유체의 냉각이 이루어진다(기존의 잔열 제거용 열교환기와 유사).
■ 냉각재의 비등이 지속되면 냉각재 증기가 밀폐용기부 상부 공간에 채워져서, 도 6(B)와 같이 포화증기압을 갖는 냉각재 증기로 채워진 공간이 형성된다. 이 때에는, 냉각재 증기로 채워진 공간에서는 제1열교환기 - 제2열교환기 간 이상유동 열전달에 의하여 고온유체의 냉각이 이루어진다. 또한 제1열교환기 하측 일부는 액체 상태의 냉각재에 잠겨 있을 수 있는데, 여기에서는 도 6(A)에서와 동일한 원리로 냉각재의 비등에 의한 고온유체의 냉각이 이루어진다.
즉 고온유체의 냉각을 위하여 단순히 냉각재의 비등만을 이용했던 기존의 잔열 제거용 열교환기와는 달리, 본 발명에서는 액체 상태의 냉각재에 담겨 있는 부분에서는 냉각재의 비등을 여전히 이용하고, 증기에 노출되어 있는 부분에서는 이상유동 열전달을 이용하여 냉각을 수행하므로, 기존에 비해 훨씬 향상된 냉각 효율 및 속도를 실현할 수 있다. 뿐만 아니라, 본 발명의 잔열제거부의 구조적 특성상 이상유동 열전달이 일어나는 공간에는 냉각재 증기가 포화된 상태로 채워지기 때문에, 이상유동 열전달이 일어나는 공간에 비응축 기체(공기 등)가 혼합되어 있음으로써 열전달효율이 저하되는 악영향의 원인이 원천적으로 제거되며, 결과적으로 이상유동 열전달 효율이 최대치까지 극대화될 수 있다.
III. 원자로의 구체적 구조 및 작동 방법
앞서 도 3 및 4를 통해 본 발명의 원자로의 개념적인 구성 및 원리를 설명하였고(I. 항목 참조), 도 5 및 6을 통해 본 발명의 원자로에서 사용하는 주요 원리들인 이상유동 열전달 원리 및 포화증기압 공간 형성 원리를 설명하였다(II. 항목 참조). 이하에서는 본 발명의 원자로를 보다 구체적이고 상세한 실시예로서 설명한다. 도 7은 본 발명의 원자로의 실시예로서, 도 7의 실시예에서 본 발명의 원자로는, 역시 원자로 구동계통 및 원자로 안전계통으로 이루어진다.
[원자로 구동계통]
원자로 구동계통은 원자로노심(151)을 수용하는 원자로용기(152), 증기관(154) 및 급수관(155)이 연결된 증기발생기(153)를 포함하여 이루어지되, 상술한 바와 같이 원자로용기 내에 증기발생기가 구비되는 일체형 형태이어도 되고, 또는 원자로용기 밖에 증기발생기가 구비되는 형태이어도 되는 등, 원자로 구동계통은 도시된 것으로 한정되는 것이 아니라 다른 어떤 형태로 이루어져도 무방하다. 원자로 구동계통의 각부의 동작에 대하여 보다 상세히 설명하면 다음과 같다.
상기 원자로노심(151)은 원자로의 중심부로서, 핵연료의 원자핵이 중성자와 결합해 둘로 쪼개지는 핵분열을 일으키며 열에너지가 발생되는 부분이다. 즉 일반적으로 상기 원자로노심(151)이란 바로 원자로의 핵연료인 연료봉 다발을 일컫는다. 또한 일반적으로 상기 원자로노심(151)에는 원자로출력제어봉이 구비되는데, 원자로출력제어봉은 상기 원자로노심(151)에 상하 이동 가능하게 삽입 구비되어 그 삽입 정도에 따라 핵연료의 핵분열 정도를 조절하여 줌으로써, 결과적으로는 상기 원자로(100)의 출력 자체를 제어하는 역할을 하게 된다.
상기 원자로용기(152)는 외부와 밀폐되도록 형성되어 상기 원자로노심(151)을 수용한다. 상술한 바와 같이 원자로출력제어봉은 상하 이동이 가능하도록 제어되어야 하기 때문에 일반적으로 상단부 일부가 상기 원자로용기(152)의 외부로 노출되도록 구비되며, 이러한 관점에서 상기 원자로노심(151)은 자연히 상기 원자로용기(152)의 하측에 배치된다. 이 때 상기 원자로용기(152) 내에는 냉각재가 수용되어, 상기 원자로노심(151)에서 발생되는 열에너지가 냉각재에 흡수되도록 한다. 냉각재는 상기 원자로노심(151)에서 발생되는 열에너지를 흡수함으로써 상기 원자로노심(151)을 냉각하는 역할을 할 뿐 아니라, 냉각재가 흡수한 열을 외부로 전달함으로써 궁극적으로 발전이 이루어지도록 하는 냉각재의 역할을 한다(이에 대해서는 이하 증기발생기(153) 부분에서 보다 상세히 설명한다). 냉각재로는 일반적으로 냉각수, 즉 물이 사용되며, 이하 보다 상세히 설명되겠지만 원자로 안전계통이 작동하게 될 때 평상시 폐쇄된 상태로 형성되는 순환 유로가 개방되기도 하는 등 각부에 유통되는 열교환매체들이 섞이게 될 수 있으므로, 원자로 각부 모두에 사용되는 열교환매체 또는 냉각재는 모두 냉각수로 일관되게 사용되는 것이 일반적이다.
상기 증기발생기(153)는 열교환기 형태로 형성되어 상기 원자로용기(152) 내부에 구비된다. 상기 증기발생기(153) 내부에는 열교환매체로서 작동하는 냉각재가 유통되며, 상기 증기발생기(153) 주변의 상기 원자로용기(152) 내 냉각재로부터 열을 전달받게 된다. 이에 따라 상기 증기발생기(153) 내부에 유통되는 냉각재는 열을 흡수하여 증발이 일어나게 되고, 이처럼 고온 고압의 기체 상태가 된 냉각재는 증기관(154)으로 배출되어 터빈을 작동시키게 된다. 터빈을 작동시킨 후 응축된 냉각재는 다시 급수관(155)을 통해 상기 증기발생기(153)로 공급됨으로써 순환이 이루어진다. 상기 증기관(154) 및 상기 급수관(155)에는 각각 증기관 격리밸브(154v) 및 급수관 격리밸브(155v)가 구비되어, 비상사태 시에 외부와의 차단이 이루어지도록 한다.
이와 같이 정상적인 작동이 이루어지고 있을 때 상기 원자로용기(152) 내부의 냉각재는 자연적으로 순환 대류를 한다. 보다 구체적으로 설명하자면 다음과 같다. 상기 원자로노심(151)에서 발생된 열에너지가 냉각재로 흡수되면, 고온이 된 냉각재는 상승한다. 상기 원자로노심(151)의 상측에 배치된 상기 증기발생기(153)에 고온의 냉각재가 도달하면, 상기 증기발생기(153) 내의 냉각재와 고온의 냉각재가 열교환을 일으키게 된다. 즉 상기 증기발생기(153) 내의 냉각재가 고온의 냉각재로부터 열을 흡수하는 것이다. 따라서 고온의 냉각재는 상기 증기발생기(153)를 지나면서 온도가 떨어지며 따라서 하강이 이루어지게 된다. 이렇게 하강한 냉각재는 다시 상기 원자로노심(151)에서 발생된 열에너지를 흡수하게 되며, 따라서 자연적인 순환 대류가 이루어지게 되는 것이다.
위에서 설명한 원자로의 구동계통은 기존의 대형 또는 소형(일체형) 원자로에도 공통적으로 구비되는 사항이다. 상술한 바와 같이 구성된 구동계통이 작동함으로써 원자로에서 전력을 생산하게 되며, 정상 작동 시에는 이러한 구동계통만으로도 작동에 문제가 없다. 그러나 상기 원자로용기(152)에 손상이 발생하여 상기 원자로용기(152) 내 냉각재가 누출되게 되면, 상기 원자로노심(151)에서 발생된 열에너지를 충분한 양의 냉각재로 흡수하지 못하며, 따라서 상기 원자로노심(151) 주변의 온도가 과도하게 상승하여 부품이 녹는 등 더 큰 손상이 발생하게 될 위험이 있다. 원자로의 경우 방사능 누출 등 환경에 미치는 영향이 매우 크기 때문에 안전성이 그 무엇보다 중요하며, 따라서 상기 원자로용기(152)에 손상이 발생하여 냉각재의 누출이 일어났을 때, 상기 원자로용기(152) 등을 신속하게 냉각해 주는 안전계통의 구비가 필수적이다.
이 때 앞서 설명한 바와 같이, 이러한 안전계통이 사람의 조작 등과 같은 별도의 제어 지시를 받아야만 작동하게 될 경우, 원자로 운전자가 자리를 비우거나 또는 그 자신이 상해를 입는 등의 문제로 인하여 사고 발생 시 제때 제어 지시를 내리지 못할 경우 사고 위험성이 엄청나게 확산되게 된다. 또한 전자 제어 등과 같은 자동 제어 동작이 이루어지는 시스템의 경우에도, 원자로 손상으로 인해 발생되는 고열로 인하여 시스템 손상이 발생함으로써 올바르게 동작하지 못할 위험성이 있다. 따라서 원자로 손상 및 냉각재 누출이 발생하였을 때 그 자체의 물리적 환경 변화에 따라 기계적으로 동작이 이루어지는 피동식 안전계통이 구비되는 것이 반드시 필요한 것이다. 물론 종래에도 이러한 피동식 안전계통에 대한 연구가 많이 이루어져 온 바 있다. 그런데 종래의 피동식 안전계통의 경우 다음과 같은 문제점들이 남아 있는 것이 사실이다.
먼저, 종래의 피동식 안전계통들은 상당히 부피가 크기 때문에 건설상 또는 경제적 제약이 상당히 높아, 이를 극복하기 위한 설계를 하기 위해 상당한 시간, 인력 등의 자원이 소비되었다. 특히 최근 그 수요가 점차 확대되어 가고 있는 소형 원자로의 경우에는 종래의 피동식 안전계통을 적용할 경우 충분한 냉각 효율을 얻을 수 없어 설계의 난해함이 상승하는 문제가 있었다. 더불어 이에 따라 실제 원자로를 건설하는 과정에서 공간, 재료, 비용 등의 자원이 더욱 낭비되는 것은 물론이고, 건설된 원자로를 운용하는 동안에도 유지 보수 등에 시간, 인력, 비용 등의 자원이 더욱 낭비될 수밖에 없었다.
본 발명에서는 이러한 문제를 해소하기 위하여, 하나의 시스템으로서 다양한 원자로 사고 발생 상황에 적절하게 대처할 수 있도록 할 뿐만 아니라, 안전계통(즉 원자로를 냉각하기 위한 장치들)이 완전 피동식으로 이루어져, 운전원의 별도 제어 지시가 전혀 필요하지 않게 이루어짐으로써 원자로 손상 발생 시 신속한 냉각이 이루어질 수 있도록 한다. 특히 본 발명의 원자로는 기존과는 달리 이상유동 열전달 방식을 주로 이용하여 냉각을 수행하며, 또한 사고 발생 시 여러 공간으로 나누어진 격납용기 내에서 냉각재가 적절히 이동되는 과정에서 냉각이 이루어지도록 함으로써, 기존에 비하여 훨씬 신속하면서도 효과적인 냉각을 이룰 수 있다. 뿐만 아니라 본 발명의 구성은 기존의 피동식 안전계통에 비해 훨씬 구성이 단순하여 결과적으로 원자로 부피를 크게 줄일 수 있으며, 따라서 최근 그 수요가 점차 확대되어 가고 있는 소형 원자로에 적용하기에도 매우 적합하다.
[원자로 안전계통]
도 7의 실시예에서 상기 원자로 안전계통은, 가장 크게는 제1격납용기(110) 및 제2격납용기(120)로 이루어지며, 여기에 냉각재의 이동을 위하여 격납용기관통관(111), 냉각재주입관(112) 등이 구비되며, 잔열제거를 위한 잔열제거장치(130)가 구비된다.
상기 제1격납용기(110)는, 내부의 제1공간(V1)에 기체 및 상기 원자로 구동계통을 수용한다. 즉 상기 제1격납용기(110) 내 공간 즉 상기 제1공간(V1)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, I. 항목 참조)에서의 에너지 방출공간(ERS)에 해당한다.
상기 제2격납용기(120)는, 상기 제1격납용기(110)와 밀접 배치되며 내부에 수평격벽(125)이 구비되어 내부 공간이 하부의 제2공간(V2) 및 상부의 제3공간(V3)으로 구분되도록 이루어져 상기 제2공간(V2)에 냉각재를 수용한다. 이 때 상기 제2격납용기(120) 하부의 제2공간(V2)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, I. 항목 참조)에서의 에너지 흡수공간(EAS)에 해당한다. 또한 상기 제2격납용기(120) 상부의 제3공간(V3)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, I. 항목 참조)에서의 에너지 전달공간(ETS)에 해당한다.
이와 같이 상기 원자로 안전계통을 구성하는 상기 제1격납용기(110) 및 상기 제2격납용기(120)는, 내부에 에너지 방출공간(ERS), 에너지 흡수공간(EAS), 에너지 전달공간(ETS)을 형성하면서, 상기 원자로 구동계통 내의 압력 변화 및 냉각재 누출 여부에 의하여 변화되는 열수력 조건에 따라 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 선택적으로 유통되어 상기 원자로 구동계통을 냉각하게 된다. 이 때 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 각 공간들로 원활히 유통될 수 있도록 여러 통로들이 구비되는데, 가장 기본적으로는 격납용기관통관(111), 냉각재주입관(112)이 구비된다.
상기 격납용기관통관(111)은, 일측 끝단은 상기 제1공간(V1)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제2공간(V2)과 연통되며 격납용기관통밸브(111v)가 구비되어 이루어진다. 상기 격납용기관통관(111)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, I. 항목 참조)에서의 통로에 해당한다. 한편 상기 냉각재주입관(112)은, 일측 끝단은 상기 제3공간(V3)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제1공간(V1)과 연통되며 냉각재주입밸브(112v)가 구비되어 이루어진다.
상기 격납용기관통관(111)에 의해 상기 제1공간(V1) - 상기 제2공간(V2) 간의 냉각재 또는 증기의 이동이, 상기 냉각재주입관(112)에 의해 상기 제3공간(V3) - 상기 제1공간(V1) 간의 냉각재 또는 증기의 이동이 이루어진다. (한편 이후 보다 상세히 설명되겠으나, 상기 제2공간(V2) - 상기 제3공간(V3) 간의 냉각재 이동은 냉각재분사관(133)에 의해 이루어진다.) 이 때의 냉각재 또는 증기의 이동은 상기 제1, 2, 3공간(V1)(V2)(V3) 내의 냉각재의 상태(액상/기상), 압력차, 수두차 등에 의하여 별도의 제어 장치의 능동적인 동작을 전혀 요하지 않고 자연스럽게 이루어지게 된다. 즉 상기 원자로 구동계통 내의 압력 변화 및 냉각재 누출 여부에 의하여 변화되는 열수력 조건에 따라 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재가 선택적으로 유통되어 상기 원자로 구동계통을 냉각하는 동작이 자연스럽게 실현되는 것이다.
상기 잔열제거장치(130)는, 상기 제3공간(V3)에 구비되며 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달한다. 상기 잔열제거장치(130)의 구성을 보다 구체적으로 설명하자면, 상기 잔열제거장치(130)는, 1차열교환기(131), 2차열교환기(132) 냉각재분사관(133), 냉각재유통로(134a)를 구비하는 열교환용기(134), 열교환용기외통(135)을 포함하여 이루어진다.
상기 1차열교환기(131)는, 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통 내의 냉각재를 유통시켜 열을 발산한다. 이 때 상기 1차열교환기(131)는, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, 4, I. 항목 참조) 및 본 발명의 주요 원리들(도 5, 6, II. 항목 참조)에서의 제1열교환기 또는 방출용 튜브에 해당한다.
상기 2차열교환기(132)는, 상기 1차열교환기(131)와 밀접 배치되며 잔열 흡수용 냉각재를 유통시켜 열을 흡수한다. 이 때 상기 2차열교환기(132)는, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, 4, I. 항목 참조) 및 본 발명의 주요 원리들(도 5, 6, II. 항목 참조)에서의 제2열교환기 또는 흡수용 튜브에 해당한다.
상기 냉각재분사관(133)은, 상기 제2공간(V2)과 연결되어 공급되는 냉각재를 상기 1차열교환기(131)로 분사한다. 이 때 상기 냉각재분사관(133)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, 4, I. 항목 참조) 및 본 발명의 주요 원리들(도 5, 6, II. 항목 참조)에서의 유통로 또는 노즐에 해당한다.
상기 열교환용기(134)는, 내부에 냉각재가 수용되는 밀폐 용기 형태로 이루어져 상부에 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 수용 배치되며 하부에 상기 제2공간(V2)과 연통되어 냉각재가 유통되는 냉각재유통로(134a)가 형성되어 이루어진다. 이 때 상기 냉각재분사관(133)은, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, 4, I. 항목 참조) 및 본 발명의 주요 원리들(도 6, II. 항목 참조)에서의 밀폐용기부에 해당한다.
상기 열교환용기외통(135)은, 상기 냉각재유통로(134a) 하부 끝단이 냉각재에 담겨지는 냉각재 수위를 확보하도록 상기 열교환용기(134)를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되도록 이루어진다. 이 때 상기 열교환용기외통(135)은, 앞서 설명한 본 발명의 주요 원리들(도 6, II. 항목 참조)에서의 수조에 해당한다. 다만 도 6에 나타난 수조의 경우 단순히 냉각재를 수용하고 있는 역할을 할 뿐이나, 상기 열교환용기외통(135)의 경우 그 형상적 특징으로 인하여 냉각재의 수위 조절이 더욱 원활하게 이루어질 수 있도록 해 주는 효과가 있다.
상기 열교환용기외통(135)의 구조에 대해 보다 상세히 설명하면 다음과 같다. 상기 열교환용기외통(135)은 기본적으로 상기 열교환용기(134)에 상응하는 형상으로 이루어져 상기 열교환용기(134)를 둘러싸도록 형성된다. 보다 구체적으로는, 상기 열교환용기외통(135)은, 상기 열교환용기외통(135) 내벽 및 상기 열교환용기(134) 외벽 간 간격이 일정 간격을 유지하며 이격되도록 상기 열교환용기(134)보다 크게 형성 및 배치된다. 또한 상기 열교환용기외통(135)은 상부가 개방되고 하부가 폐쇄되어 상부로 냉각재의 유통이 가능하도록 형성된다.
이처럼 상기 열교환용기외통(135)이 상기 열교환용기(134)를 둘러싸고 있음으로써, 상기 열교환용기(134)로부터 배출된 냉각재는, 상기 열교환용기(134)의 외벽 및 상기 열교환용기외통(135)의 내벽 사이의 공간에 맨 먼저 채워지게 된다. 이 때 상기 열교환용기외통(135)의 하부는 폐쇄되어 있기 때문에, 이 공간에 채워진 냉각재의 수위가 상기 열교환용기외통(135)의 개방된 상부까지 높아지기 전까지는, 냉각재는 이 공간에서 빠져나가지 못한다. 즉 상기 열교환용기(134) 내에서 포화증기압 공간이 형성됨에 따라 상기 열교환용기(134)로부터 배출된 냉각재는, 상기 열교환용기(134) 외벽 - 상기 열교환용기외통(135) 내벽 사이의 공간에 고스란히 채워짐으로써, 상기 열교환용기(134) 내 냉각재 수위와의 수두차가 그리 크지 않게 형성될 수 있는, 적절한 냉각재 수위를 확보할 수 있게 된다.
상기 열교환용기외통(135)이 구비되지 않을 경우 상기 열교환용기(134)로부터 배출된 냉각재는 상기 제3공간(V3) 내로 퍼지게 되며, 따라서 냉각재 수위가 그다지 높게 형성되기 어렵다. 상기 열교환용기(134) 하부에 상기 제3공간(V3) 내 공간을 일부 구획하도록 수직격벽 등의 구조물을 세울 수도 있겠으나, 그렇게 한다 해도 상기 제3공간(V3)의 부피를 고려할 때 상기 열교환용기(134)로부터 배출된 냉각재의 절대량 자체가 상당히 모자라기 때문에, 상기 제3공간(V3)으로 흘러나온 냉각재의 수위 및 상기 열교환용기(134) 내 냉각재의 수위 간 수두차가 상당히 크게 형성될 것임이 자명하다. 그런데 이처럼 수두차가 큰 공간들이 서로 연통되어 있을 경우, 이러한 수두차가 유지될 수 있기 위해서는 각 공간들 간의 압력차가 매우 커야 한다. 즉 이처럼 수두차가 큰 환경에서는 상기 열교환용기(134) 내에서 포화증기압 공간이 형성되면서 형성되는 압력으로 냉각재가 배출되는 과정이 원활하게 이루어지지 못할 수도 있다.
그러나 상기 열교환용기외통(135)이 구비될 경우, 상기 열교환용기(134)로부터 배출된 냉각재가 상기 열교환용기(134) - 상기 열교환용기외통(135) 사이 공간에 우선적으로 채워지며, 이 공간은 그 자체의 부피가 그리 크지 않기 때문에 (냉각재가 상기 제3공간(V3)으로 배출되는 경우와 비교하였을 때 상대적으로) 훨씬 적은 양의 냉각재로도 훨씬 높은 수위를 쉽게 달성할 수 있다. 즉, 상기 열교환용기(134) 내 냉각재 수위 및 상기 열교환용기(134) - 상기 열교환용기외통(135) 사이 공간 내 냉각재 수위는 상대적으로 훨씬 적은 수두차를 가지고 균형을 이룰 수 있다. 따라서 상기 열교환용기(134) 내에서 포화증기압 공간 형성 및 냉각재 배출이 보다 안정적이면서도 원활하게 이루어질 수 있는 것이다.
즉, 앞서 설명한 본 발명의 원자로의 개념적 구조(도 3, 4, I. 항목 참조) 및 본 발명의 주요 원리들(도 5, 6, II. 항목 참조)에서 설명한 바와 같이, 본 발명의 원자로에서는,
■ 상기 1차열교환기(131)에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 열교환용기(134) 내 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되고,
■ 포화증기압을 가지는 공간 상에서 상기 냉각재분사관(133)에 의하여 공급되는 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)에 분사되어 이상유동 열전달 현상이 발생되도록 이루어진다.
이에 따라 역시 앞서 설명하였던 바와 같이, 이상유동 열전달 원리에 의하여 기존의 원자로 안전계통에 비해 훨씬 신속하고 효과적인 냉각을 실현할 수 있을 뿐만 아니라, 이러한 이상유동 열전달 현상이 항상 포화증기압 공간에서 이루어지도록 함으로써 이상유동 열전달 효율을 최대치까지 극대화시킬 수 있게 된다.
[원자로 안전계통 작동 방법]
상술한 바와 같은 구성을 가지는, 도 7에 도시된 바와 같은 실시예에 의한 본 발명의 원자로의 작동 방법을 단계별로 구체적으로 설명한다. 도 8은 도 7의 실시예에 따른 본 발명의 원자로의 작동 방법을 단계별로 도시한 것이다.
도 8(A)는 원자로가 정상적으로 작동되고 있을 때의 상태이다. 즉 원자로 구동계통에서 과열이 발생하지 않으므로, 원자로노심(151)에서 발생되는 열은 모두 급수관(155)으로 공급되어 온 증기발생기(153) 내의 냉각재를 증발시키는 데에 사용된다. 또한 증기발생기(153) 내의 증기는 모두 증기관(154)을 통해 배출되어, 외부의 발전기를 회전시켜 전력을 발생시키는 데에 사용된다. 이 경우에는 원자로 안전계통은 작동하지 않고 초기 상태를 유지하고 있는데, 본 발명의 원자로 안전계통에서의 초기 상태는, 상기 제3공간(V3)에 냉각재가 채워져 있고, 또한 상기 잔열제거부(130) 중 상기 열교환용기(134)에 냉각재가 빈 공간 없이 가득 채워져 있는 상태이다.
원자로 안전계통의 작동이 시작된다는 것은 즉 원자로 구동계통을 의도적으로 정지하였거나 또는 사고 등에 의하여 원자로 구동계통이 비정상동작을 하게 되었음을 의미한다. 즉 원자로 안전계통의 작동이 시작되기 전에는 언제나, 상기 원자로 구동계통이 정지되는 단계; 상기 증기관(154)에 구비된 증기관격리밸브(154v) 및 상기 급수관(155)에 구비된 급수관격리밸브(155v)가 폐쇄되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 격리 단계가 전제로써 수행된다.
상술한 바와 같이 원자로의 이상 작동 발생 시 원자로노심(151)에서는 과열이 발생하며, 상기 증기발생기(153)와 외부 장치(전력 발생 장치)들 간에 격리가 수행되면 상기 증기발생기(153) 및 원자로용기(152) 내의 냉각재가 급격하게 증발한다. 또한 원자로용기(152)의 손상이 발생하여 냉각재가 누출된 경우, 상기 제1공간(V1) 내로 누출된 냉각재 역시 급격하게 증발하여 다량의 증기가 발생된다. 이렇게 발생된 증기가 유발한 원자로 구동계통 내의 압력 변화에 의하여, 상기 원자로 안전계통 내의 냉각재의 이동이 시작된다. 도 8(B)는, 상술한 바와 같이 원자로 구동계통 내 압력 변화에 의하여 원자로 안전계통 내 냉각재가 이동됨으로써 원자로의 냉각이 이루어지고 있는 상태를 도시한 것이다. 도 8(B)에 보이는 바와 같은 상태에서 원자로 안전계통의 작동은, 1차열교환기 순환단계와, 포화증기압공간 형성단계와, 이상유동 열전달단계와, 잔열제거단계를 포함하여 이루어진다.
1차열교환기 순환단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 먼저 상기 원자로 구동계통 내 냉각재가 증발되어 생성된 증기가 상기 1차열교환기(131)로 유입된다. 다음으로, 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기가 상기 1차열교환기(131)를 통과하며 응축되어 냉각재가 생성되고, 생성된 냉각재가 상기 원자로용기(152)로 재유입되어 순환이 이루어지게 된다. 도 7의 실시예에서는 상기 1차열교환기(131)가 원자로 구동계통 중 증기발생기(153)와 연결되어 있는 것으로 도시되어 있으며, 즉 이 경우에는 상기 1차열교환기(131)로는 상기 증기발생기(153) 내 증기가 유입되게 될 것이다. 한편 상기 1차열교환기(131)로 연결되는 유로에 상기 원자로용기(152) 또는 상기 제1공간(V1)과 연통되는 유로가 구비되도록 할 수도 있다. 이 경우, 상기 1차열교환기(131)로는 상기 증기발생기(153) 내 증기 뿐 아니라 상기 원자로용기(152) 내 증기 또는 상기 제1공간(V1) 내 증기도 유통되어 냉각되도록 할 수 있다.
상기 제1열교환기(131) 내로 고온의 증기가 유입되면, 상기 제1열교환기(131) 주변의 냉각재와 고온의 증기가 열교환함으로써 1차적으로 증기가 냉각된다. 이는 도 2에 나타난 바와 같은 기존의 잔열 제거용 열교환기에서의 냉각 방법에 해당한다. 그런데, 이러한 기존의 방법으로는 충분히 신속하게 대량의 증기를 냉각할 수 없기 때문에, 본 발명에서는 이상유동 열전달 원리를 이용하여 증기를 냉각한다(이상유동 열전달단계). 더불어, 이상유동 열전달 효율을 더욱 극대화하기 위해 포화증기압 공간을 형성하도록 장치가 이루어진다(포화증기압공간 형성단계). 이 단계들에 대하여 설명하면 다음과 같다.
포화증기압공간 형성단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 먼저 상기 1차열교환기 순환단계에서 설명하였듯이 상기 1차열교환기(131)로 증기가 유입되면, 상기 열교환용기(134) 내에 수용된 냉각재가 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기와 열교환하여 가열 및 비등된다(물론 이 단계에서도 증기는 계속 냉각이 이루어지고 있다). 이와 같이 상기 1차열교환기(131) 주변에서 냉각재가 비등되어 생성된 증기는 기포 형태로 형성되어, 밀도차에 의해 상기 열교환용기(134) 상부에 모이게 된다. 시간이 지남에 따라 기포가 모이는 양이 많아지면, 결국 이 기포들은 상기 열교환용기(134) 상부에 포화증기압을 가지는 공간을 형성하게 된다. 더욱 시간이 지남에 따라, 이처럼 기포들이 모여 이루어진 포화증기압 공간이 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치까지 확장된다. 이 시점에서, 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)는 냉각재 증기가 포화되어 있는 공간 상에 배치된 상태가 되며, 즉 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132) 주변 공간 내에는 비응축기체가 없게 된다.
이상유동 열전달단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 상술한 바와 같이 포화증기압 공간이 형성된 상태에서, 먼저 상기 냉각재분사관(133)에 의해 공급된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 외면으로 분사되어 접촉된다. 도 5, II. 항목을 참조하면, 상기 냉각재분사관(133)은 도 5의 노즐에 해당하고, 상기 1차열교환기(131)는 도 5의 방출용 튜브에 해당한다. 그러면, 상기 1차열교환기(131) 외면에 접촉된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 내의 증기로부터 열을 흡수하여 증발하고, 상기 1차열교환기(131) 내의 증기가 응축되어 냉각재가 생성된다. 다음으로, 상기 1차열교환기(131) 외면에서 증발되어 생성된 증기가 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉된다. 도 5, II. 항목을 참조하면, 상기 2차열교환기(132)는 도 5의 흡수용 튜브에 해당한다. 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉된 증기가 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재로 열을 방출하여 냉각재로 응축되고, 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재가 증발되어 증기가 생성된다.
이처럼 본 발명의 원자로 안전계통에서는, 이상유동 열전달 원리를 이용하여 냉각을 수행하기 때문에, 기존의 일반적인 열교환 원리에 의한 냉각에 비해 훨씬 신속하고 고효율의 냉각을 수행할 수 있는 큰 장점이 있다. 뿐만 아니라 본 발명은 다음과 같은 장점도 있다. 이러한 이상유동 열전달 원리에 의한 열전달에 있어서 공간 내 비응축기체의 비율이 높을수록 열전달효율이 떨어지게 되는데, 앞서 설명한 바와 같이 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)는 포화증기압 형성단계에 의해 자연스럽게 만들어진 냉각재 증기로 포화된 공간(즉 포화증기압 공간) 내에 배치되어 있으므로, 이러한 이상유동 열전달 효율이 극대화되는 것이다.
잔열제거단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재는 상기 1차열교환기(132) 내를 지나는 증기와 이상유동 열전달 원리에 의한 열교환을 함으로써 열을 흡수하여 증기가 된다. 이 증기가 가진 열을 외부에 버림으로써 최종적으로 잔열을 제거한다. 구체적으로는, 먼저 상기 2차열교환기(132) 내 증기가 외부로 방출되거나 또는 외부의 별도 열교환기로 유입되게 하고, 다음으로 상기 2차열교환기(132)로 외부 냉각재가 유입되거나 또는 외부의 별도 열교환기에서 응축되어 생성된 냉각재가 재유입되어 순환됨으로써 잔열 제거가 수행될 수 있다. 더불어 상기 2차열교환기(132)에서 배출된 냉각재가 흘러가는 유로 상에는, 상기 제3공간(V3) 내에 구비되는 보조2차열교환기(132a)가 더 구비되어 있음으로써, (이하 보다 상세히 설명되겠지만) 안전계통 구동과정에서 상기 제3공간(V3) 내에 채워진 냉각재에 의하여 외부로 빠져나가기 전 미리 일부 냉각이 이루어지게 할 수도 있다.
도 3 또는 도 7 등의 예시에서, 본 발명의 원자로는 상기 제1격납용기(110) 및 상기 제2격납용기(120)가 수면 아래 배치되도록 형성되는 것으로 나타나 있다. 즉 본 발명의 원자로를 해수나 저수장과 같은, 무한대에 가까운 열용량을 가진 히트 싱크(heat sink) 내에 직접 설치할 수 있는 것이다. 이러한 경우, 상기 2차열교환기(132)의 유입단 및 배출단을 해수 또는 저수장 물이 채워져 있는 공간으로 직접 열려 있게 형성할 수 있다. 그러면, 상기 2차열교환기(132) 내 증기는 배출단을 통해 기포 형태로 방출됨으로써 편리하게 열을 버릴 수 있으며, 상기 2차열교환기(132)에서 증기가 배출되는 만큼 유입단을 통해 상기 2차열교환기(132)로 해수 또는 저수장 물이 유입되어 들어옴으로써 새롭게 열교환을 할 수 있다.
물론, 도면 상에는 나타나지 않았으나, 앞서 설명한 바와 같이 상기 2차열교환기(132)가 외부의 별도 열교환기와 연결되어 있도록 할 수도 있다. 이 때에는 외부의 별도 열교환기가 해수나 저수장과 같은 히트 싱크에 구비되도록 한다. 이 경우, 상기 2차열교환기(132) 내 증기는 배출단을 통해 외부의 별도 열교환기로 유입되며, 별도 열교환기가 히트 싱크로 열을 버림으로써 증기가 냉각되어 액상의 냉각재로 응축되고, 이와 같이 응축된 냉각재가 상기 2차열교환기(132) 유입단을 통해 재유입되어 순환함으로써 잔열 제거가 이루어지게 된다.
여기에 부가적으로, 상기 원자로 안전계통에 보조급수관(116)이 더 구비되어 냉각재 보조급수단계가 더 이루어질 수 있다. 보다 상세히 설명하자면, 상기 보조급수관(116)은 일측 끝단은 상기 제2공간(V2) 하부와 연통되고 타측 끝단은 상기 증기발생기(153)와 연통되도록 형성되며, 상기 보조급수관(116) 상에는 보조급수밸브(116v)가 구비된다. 이 때 상기 냉각재 보조급수단계는, 상기 제2공간(V2)의 압력이 상기 증기발생기(153) 내 압력보다 높아지면, 상기 보조급수밸브(116v)가 개방되어, 상기 제2공간(V2) 내 냉각재가 상기 증기발생기(153)로 공급되는 과정으로 이루어진다.
또한 이 경우 더 부가적으로, 상기 원자로 안전계통에 보조증기방출밸브(131v)가 더 구비되어 포화증기압공간 보조증기공급단계가 더 이루어질 수 있다. 보다 상세히 설명하자면, 상기 보조증기방출밸브(131v)는, 상기 열교환용기(134) 내 포화증기압을 가지는 공간에 증기를 보조 공급하도록, 상기 1차열교환기(131)의 상부에 구비된다. 이 때 상기 포화증기압공간 보조증기공급단계는, 상기 냉각재 보조급수단계에 의하여 상기 증기발생기(153)로 보조 공급된 냉각재가 증발되어 증기가 생성되면, 상기 보조증기방출밸브(131v)가 개방되어 상기 증기발생기(153) 내 증기가 상기 열교환기용기(134) 내로 공급되어 포화증기압을 가지는 공간을 더 형성하는 과정으로 이루어진다. 이와 같이 포화증기압 공간에 증기가 더 공급됨으로써 상기 1차열교환기(131)-상기 2차열교환기(132) 간의 이상유동 열전달이 더욱 효율적으로 이루어질 수 있게 된다.
한편 앞서, 본 발명의 원자로에서는 원자로 구동계통에서 발생된 과열로 인한 증기가 상기 1차열교환기(131)로 유입되어, 상기 냉각재분사관(133)을 통해 공급되는 냉각재의 분사에 의한 1차열교환기(131)-2차열교환기(132) 간 이상유동 열전달을 통해, 냉각 및 응축되어 원자로 구동계통으로 되돌아가 순환이 이루어지는 동작을 설명하였다. 이 때 상기 냉각재분사관(133)을 통해 공급되는 냉각재는, 물론 외부에서 별도 공급해 주는 냉각재일 수도 있다. 그러나 보다 장치 구성 및 운용을 간편하게 하고, 또한 별도 제어 지시 없이 완전 피동식 동작이 이루어질 수 있도록 하기 위해, 상기 냉각재분사관(133)을 통해 냉각재가 공급되는 동작 역시 열수력조건의 변화에 따라 자연스럽게 일어나도록 하는 것이 바람직하다. 이와 같이 하기 위해서, 상기 원자로 안전계통은 증기우회관(114) 및 원자로용기안전밸브(157)를 더 포함하여 이루어질 수 있다.
상기 증기우회관(114)은, 일측 끝단이 상기 원자로 구동계통 내 상기 증기발생기(153)에서 상기 1차열교환기(131)로 냉각재를 유입시키는 유로 상에 연결되고, 타측 끝단이 상기 격납용기관통관(111)에 연결되어 구비되며, 상기 증기우회관(114)에는 증기우회밸브(114v)가 구비된다. 상기 증기우회관(114)이 없다면 상기 증기발생기(153) 내의 냉각재 증기는 모두 상기 1차열교환기(131)로 유통되어 냉각에 이용되겠으나, 원자로 작동 이상이 발생한 경우에는 원자로 내 온도가 매우 급격히 상승하며, 이에 따라 상기 증기발생기(153) 내의 냉각재의 증발 속도 및 증기 발생량 또한 급격하게 증가하기 때문에 상기 증기발생기(153) 및 상기 1차열교환기(131) 내 압력이 지나치게 높아질 위험성이 있다. 이러한 경우 상기 증기우회관(114)을 통해 상기 증기발생기(153) 내 증기를 상기 격납용기관통관(111)을 통해 우회시켜 상기 제2공간(V2)으로 유통시켜 주면, 상기 증기우회관(114)으로 우회된 증기는 상기 제2공간(V2) 내 압력을 가압하는 역할을 하게 된다.
상기 원자로용기안전밸브(157)는, 도시된 바와 같이 상기 원자로용기(152)에 구비되어 상기 원자로용기(152) 내 증기를 상기 제1공간(V1) 또는 상기 격납용기관통관(111)으로 배출시키는 역할을 한다.
이하에서, 열수력조건의 변화에 의하여 상기 냉각재분사관(133)으로 냉각재가 공급되는 냉각재가압분사단계를 구체적으로 설명한다. 첨언하자면, 상술한 바와 같이 상기 증기우회관(114) 및 상기 원자로용기안전밸브(157)를 더 구비하였을 때, 상기 냉각재가압분사단계가 보다 원활히 이루어질 수 있으나, 상기 증기우회관(114) 및 상기 원자로안전밸브(157)가 없는 경우에도 이하 설명될 냉각재가압분사단계가 실현되는 데에는 큰 문제가 없다. 즉 상기 증기우회관(114) 및 상기 원자로안전밸브(157)는, 구비되면 더 좋지만 구비되지 않는다 해도 냉각재가압분사단계를 수행하는 데에 큰 문제는 없다.
냉각재가압분사단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 먼저, 상기 원자로 구동계통 내에서 발생된 증기가, 상기 격납용기관통밸브(111v)의 개방, 상기 증기우회밸브(114v)의 개방 또는 상기 원자로용기안전밸브(157)의 개방 중 선택되는 적어도 하나의 동작을 통해 상기 격납용기관통관(111)으로 유입된다. 즉 상기 증기우회관(114)이나 상기 원자로안전밸브(157)가 구비되지 않는다 하더라도, 상기 원자로용기(152)로부터 상기 제1공간(V1)으로 냉각재가 누출되었을 경우에는, 상기 제1공간(V1)으로 누출된 냉각재가 급격하게 증발하여 상기 제1공간(V1) 내 압력을 급격히 상승시키기 때문에, 압력에 의해 자연히 상기 격납용기관통밸브(111v)가 개방되어 상기 격납용기관통관(111)을 통해 상기 제1공간(V1)에서 상기 제2공간(V2)으로 증기가 흘러들어가서 상기 제2공간(V2)을 가압하게 된다. 물론 이 때, 상기 격납용기관통밸브(111v)는 상기 제1공간(V1)으로부터 상기 제2공간(V2)으로의 흐름만을 허용하는 체크밸브 형태인 것이 바람직하다.
한편, 원자로 작동 이상이 발생했다 하더라도 상기 원자로용기(152)로부터 상기 제1공간(V1)으로 냉각재가 누출되지 않았을 경우에는, 상기 증기우회관(114)이나 상기 원자로안전밸브(157) 없이는 상기 제2공간(V2)의 가압이 이루어지지 않는다. 이 때, 상기 증기우회관(114)은 상기 격납용기관통관(111)에 연결되어 있으므로, 상기 증기우회관(114)이 구비될 경우 상기 증기발생기(153) 내 증기가 상기 격납용기관통관(111)을 통해 상기 제2공간(V2)으로 유입되어 원활한 가압이 이루어질 수 있다. 또한, 상기 원자로안전밸브(157)는 도시된 바와 같이 증기를 상기 제1공간(V1)으로 배출시키거나 또는 상기 격납용기관통관(111)으로 배출시키도록 되어 있으므로, 증기가 상기 제1공간(V1)으로 배출될 경우 냉각재 누출 시와 같은 원리로 상기 격납용기관통관(111)을 통해 상기 제2공간(V2)으로 흘러가고, 증기가 상기 격납용기관통관(111)으로 배출될 경우 증기는 역시 자연히 상기 제2공간(V2)으로 흘러가게 된다.
이와 같이 증기가 상기 격납용기관통밸브(111v)의 개방, 상기 증기우회밸브(114v)의 개방 또는 상기 원자로용기안전밸브(157)의 개방 중 선택되는 적어도 하나의 동작을 통해 상기 격납용기관통관(111)으로 유입되면, 상기 격납용기관통관(111)을 통해 유입된 증기로 인한 가압에 의하여 상기 제2공간(V2)의 냉각재가 상기 냉각재분사관(133)으로 유입된다. 이와 같이 상기 냉각재분사관(133)으로 냉각재가 유입되면, 상기 냉각재분사밸브(133v)가 압력에 의해 개방되어, 냉각재가 상기 냉각재분사관(133)을 통해 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)로 분사가 이루어져, 앞서 설명한 이상유동 열전달단계가 수행된다.
앞서도 설명하였던 바와 같이, 상기 냉각재분사관(133)으로 공급되는 냉각재가 반드시 상기 원자로 안전계통 어딘가에 수용되어 있던 냉각재여야 하는 것은 아니고, 또한 냉각재의 공급 동작이 별도의 제어 지시에 따라 이루어져도 된다. 그러나 본 발명에서, 특히 상기 냉각재 가압분사단계가 수행될 경우, 상기 냉각재분사관(133)으로 공급되는 냉각재는 상기 제2공간(V2)에 수용되어 있던 냉각재이며, 또한 이 공급 동작은 원자로 과열에 의하여 발생된 원자로 구동계통에서의 압력 변화로 말미암아 일어난다. 즉 이 경우 별도의 냉각재 공급이나 능동적인 제어 지시 등이 불필요하며, 따라서 운용 상의 편리함이나 즉각적인 상황 대처 민감성이 훨씬 향상되는 것이다.
이와 같이, 본 발명의 원자로에서는 평상시에 도 8(A)와 같은 상태를 유지하고 있다가 원자로 과열 발생 시 도 8(B)와 같은 상태로 변화함으로써, 압력 및 열수력 조건의 변화에 따른 자연스러운 냉각재의 이동을 통해 원자로 구동계통의 냉각이 이루어진다. 좀더 구체적으로는, 냉각재가 증기 상태로 제3공간(V3) 내의 잔열제거장치(130)로 이동함으로써 제1공간(V1)의 열을 버리고, 또한 제2공간(V2)의 냉각재가 제3공간(V3)으로 이동함으로써 열전달이 원활하게 이루어지게 하는 것이다.
이처럼 제2공간(V2)의 냉각재가 제3공간(V3)으로 계속 이동함으로써 냉각이 수행되는데, 시간이 지남에 따라 최종적으로는 제2공간(V2)의 냉각재가 모두 제3공간(V3)으로 이동되어 버리게 된다. 이 때 냉각 동작이 중단되어 버리지 않도록, 본 발명의 원자로에서는 이와 같은 상태가 되기 전에 냉각재의 또다른 이동이 일어나도록 하며, 이 과정에서 원자로 구동계통의 직접 냉각이 더 이루어지게 한다. 도 8(C)가 바로 이러한 원자로 구동계통이 직접 냉각되는 상태를 도시하고 있다.
냉각재 직접냉각단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 먼저 상기 이상유동 열전달단계에 의하여 상기 2차열교환기(132) 표면에서 응축되어 생성된 냉각재가 상기 냉각재유통로(134a)를 통하여 상기 제3공간(V3)으로 배출되어 수용된다(물론 상기 포화증기압공간 형성단계에서 상기 열교환용기(134) 상부에 포화증기로 가득한 공간이 형성됨에 따라 그 부피만큼 밀려난 냉각재도 상기 냉각재유통로(134a)를 통해 함께 배출됨은 당연하다). 즉, 상기 냉각재분사관(133)을 통해 상기 열교환용기(134) 내로 유입된 냉각재는, 증발 및 응축하면서 이상유동 열전달에 이용된 후 최종적으로는 응축되어 액상의 냉각재 상태로서 상기 제3공간(V3)에 채워지게 되는 것이다.
이와 같이 상기 제3공간(V3)에 냉각재가 채워지면서 상기 제3공간(V3) 내의 냉각재 수위가 상승되면, 상기 제3공간(V3) 내 빈 공간의 압력이 점차로 커지게 된다. 즉 원자로 과열 발생 초반에는 상기 제1공간(V1)의 압력이 가장 높고 상대적으로 상기 제3공간(V3)의 압력은 낮은 상태이나, 시간이 지남에 따라 원자로가 어느 정도 냉각되면서 상기 제1공간(V1)의 압력은 점차로 낮아지고, 상기 제3공간(V3) 내 냉각재 수위의 상승으로 인하여 상기 제3공간(V3) 내 압력은 점차로 높아지게 된다.
더불어 상기 원자로 안전계통에는, 일측 끝단은 상기 제1공간(V1) 상부와 연통되고 타측 끝단은 상기 제3공간 상부와 연통되는 증기방출관(113)이 더 포함될 수 있다. 상기 증기방출관(113)에는 증기방출밸브(113v)가 구비되며, 상기 증기방출밸브(113v)가 개방 시, 상기 제3공간(V3) 내 압력을 가압하도록, 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 제3공간(V3)으로 유통시킨다. 즉 상기 제1공간(V1) 내 압력 증가 시 상기 증기방출밸브(113v)가 개방되는데, 그러면 상기 제1공간(V1) 내 증기 일부가 상기 제3공간(V3)으로 직접 유입되며, 이 역시 상기 제1공간(V1)의 압력을 낮춤과 동시에 상기 제3공간(V3)의 압력을 높이는 역할을 한다. 이와 같은 과정이 지속되면 어느 임계 시점에 도달하였을 때 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 내의 압력이 균형을 이루게 된다.
이와 같이 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 내의 압력이 균형을 이루면, 이제는 상대적으로 낮은 위치에 있는 상기 제1공간(V1)에 비해 상대적으로 높은 위치에 있는 상기 제3공간(V3) 내에 있는 냉각재의 수두차가 동작 발생 요인이 된다. 즉 이 상태가 되면 상기 냉각재주입밸브(112v)가 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 간의 수두차에 의하여 개방되어, 상기 제3공간(V3)에 수용된 냉각재가 상기 냉각재주입관(112)으로 유입되는 것이다. 이처럼 상기 냉각재주입관(112)을 통해 상기 제1공간(V1)으로 유입된 냉각재는, 도 8(C)에 도시된 바와 같이 상기 원자로용기(152)에 직접 접촉하여 냉각을 수행한다.
상술한 바와 같이 냉각재가 상기 제3공간(V3)에서 상기 제1공간(V1)으로 유입되기 위해서는, 상기 제3공간(V3)에 냉각재가 높은 수위로 수용되어 있을수록 유리하다. 이와 같이 되도록 하기 위해, 상기 원자로 안전계통에서 상기 열교환용기외통(135)에 채워진 냉각재를 방출하여 상기 열교환용기외통(135)이 사이펀(siphon) 역할을 할 수 있도록, 하부에 열교환용기외통밸브(135v)가 구비되어 이루어지도록 하여, 냉각재 수위조절단계가 더 이루어질 수 있도록 하는 것이 바람직하다.
이 때 상기 냉각재 수위조절단계는 다음과 같은 순서로 이루어질 수 있다. 먼저 상기 냉각재 직접냉각단계에 의하여, 상기 열교환기용기외통(135)에 냉각재가 채워져 수위가 상승한다. 이 때 상기 열교환기용기외통밸브(135c)가 개방되면, 상기 제3공간(V3) 및 상기 열교환기용기외통(135) 간 수위가 동일해질 때까지 사이펀 원리에 의하여 상기 열교환기용기외통(135)에 채워진 냉각재가 상기 제3공간(V3)으로 배출된다. 이에 따라 상기 제3공간(V3)에 냉각재가 좀더 채워질 수 있게 되며, 따라서 상기 냉각재 직접냉각단계를 유도하는 제3공간-제1공간 수두차를 더욱 높일 수 있다. 즉 결과적으로 상기 냉각재 수위조절단계에 의하여 상기 냉각재 직접냉각단계가 보다 원활하게 이루어질 수 있게 된다.
즉, 원자로 과열 발생 초반에는 도 8(B)와 같은 상태가 됨으로써, 원자로 구동계통 내 냉각재가 잔열제거장치(130)로 이동하여 이상유동 열전달에 의해 열을 버리고 다시 원자로 구동계통으로 돌아와 순환함으로써 간접 냉각이 이루어지고, 어느 정도 시간이 지난 후에는 도 8(C)와 같은 상태가 됨으로써 냉각재가 원자로용기(152)의 외면에 직접 접촉하여 직접 냉각이 이루어지게 된다.
이처럼 냉각재가 원자로용기(152)의 외면에 직접 접촉하면, 냉각재가 원자로용기(152)로부터 열을 흡수하여 증발하게 되며, 이 증기가 상기 제1공간(V1) 내에 채워짐에 따라 상기 제1공간(V1) 내 압력이 다시 상승한다. 앞서 설명한 바와 같이 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 내 압력 균형이 이루어지면 상기 제3공간(V3)에 채워져 있던 냉각재가 상기 제1공간(V1)으로 흘러들어오게 되는 것인데, 이처럼 상기 제3공간(V3)의 냉각재가 상기 제1공간(V1)으로 흘러들어옴으로써 수두차가 줄어듦과 동시에 상기 제1공간(V1) 내 압력이 다시 높아지면, 자연히 냉각재 직접냉각단계가 중단된다. 또한, 이러한 과정에서 상기 제2공간(V2)에 채워져 있던 냉각재는 (간접 냉각 과정에서) 상기 제3공간(V3) - (직접 냉각 과정에서) 상기 제1공간(V1)으로 순차적으로 이동하여 결국 냉각재 수위가 낮아지며, 반면 상기 제1공간(V1) 내 냉각재 수위는 높아진다. 따라서 어느 임계 시점을 지나면 상기 제1공간(V1) 및 상기 제2공간(V2) 내 냉각재 수두차에 의해아 상기 제1공간(V1)의 냉각재가 상기 격납용기관통관(111)을 통해 상기 제2공간(V2)으로 흘러들어가, 상기 제2공간(V2)이 다시 어느 정도 채워지게 된다.
이와 같은 상태는 원자로 과열 방생 초기 상태에 가까운 상태이다. 따라서 상기 제1공간(V1) 내 압력에 의해 상기 제2공간(V2) 내 냉각재가 상기 냉각재분사관(133)을 통해 상기 잔열제거장치(130)로 공급되고, 공급된 냉각재를 이용한 1차열교환기(131) - 2차열교환기(132) 간 이상유동 열전달에 의해 원자로 구동계통이 간접 냉각되는 과정 즉 도 8(B)의 과정이 반복된다. 물론, 이 도 8(B)의 과정이 진행됨에 따라 다시 도 8(C)의 상태에 가까워지면 또다시 냉각재의 직접 냉각 과정이 이루어지며, 압력 및 열수력 조건의 변화에 따라 도 8(B) - 도 8(C)의 과정이 반복적으로 교차 수행되면서 원자로에서 발생된 과열이 완전히 제거될 수 있게 된다.
한편 이러한 과정에서 상기 제1공간(V1)이 과압되는 것을 방지할 수 있도록, 상기 원자로 안전계통은 격납용기감압관(115)을 더 구비할 수 있다. 상기 격납용기감압관(115)은, 일측 끝단이 상기 제1공간(V1) 하부와 연통되고, 타측 끝단이 상기 냉각재주입관(112)과 연통되도록 구비되며, 또한 격납용기감압밸브(115v)가 구비된다. 상기 격납용기감압관(115)은 상기 제1공간(V1) 내 압력을 감압하도록 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 냉각재주입관(112)으로 유통시키는 역할을 하는데, 이 때 상기 원자로의 작동 방법은 격납용기 감압단계를 더 포함하여 이루어질 수 있다.
격납용기 감압단계는 다음과 같은 순서로 이루어진다. 먼저 상기 냉각재 직접냉각단계 이후에, 상기 제1공간(V1)으로 유입되어 상기 원자로용기(152)에 직접 접촉된 냉각재가 상기 원자로용기(152)로부터 열을 흡수하여 증발되어 증기가 발생된다. 상기 원자로용기(152)로부터 열을 흡수하여 발생된 증기가 상기 제1공간(V1)에 채워져 상기 제1공간(V1) 내 압력이 상승한다. 그러면 상기 격납용기감압밸브(115v)가 압력에 의해 개방되어, 제1공간(V1) 내 증기가 상기 격납용기감압관(115)을 통해 상기 냉각재주입관(112)으로 유입됨으로써, 상기 제1공간(V1) 내 과압이 감암될 수 있게 된다.
이 과정에서, 상기 격납용기감압관(115) 상에는 격납용기감압관열교환기(115a)가 더 구비되어 있도록 할 수 있다. 이 경우 상기 제1공간(V1) 내 증기가 상기 격납용기감압관열교환기(115a)를 통과하면서 미리 냉각되어 상기 냉각재주입관(112)으로 유입될 수 있다. 상기 냉각재주입관(112) 내 냉각재는 결과적으로 상기 제1공간(V1)으로 다시 흘러들어 상기 원자로용기(152) 하부와 직접 접촉하여 직접냉각을 수행하게 되는 바, 이와 같이 상기 격납용기감압관(115) 상에 상기 격납용기감압관열교환기(115a)를 구비시킴으로써 증기를 미리 냉각시켜 놓는 것이 더욱 바람직하다.
부가적으로 상기 원자로용기(152)에는 냉각재를 보충해 주는 냉각재보충관(156)이 더 구비될 수 있다. 상술한 바와 같은 냉각 과정에서, 상기 원자로용기(152) 내의 냉각재는 상기 원자로용기(152)로부터 누출된 후 냉각 동작을 위해 원자로 안전계통 내 여러 장치들을 순환하게 되는데, 다시 말해 결국 상기 원자로용기(152) 내 냉각재는 점점 줄어들기만 하게 된다. 상기 냉각재보충관(156)은, 상기 원자로용기(152)에 연결되어 외부로부터 냉각재를 공급받아 상기 원자로용기(152) 내로 냉각재를 보충 공급하여 준다. 즉 상기 냉각재보충관(156)이 구비될 경우, 상기 냉각재보충관(156)을 통해 외부로부터 공급된 냉각재가 상기 원자로용기(152) 내로 보충되는 냉각재 보충단계가 수행될 수 있다.
또한 더 부가적으로, 상기 원자로 구동계통에는 제1순환밸브(136v1) 및 제2순환밸브(136v2)가 더 구비되어, 상기 증기발생기(153)로 냉각재를 더 공급함으로써 원자로 내 순환이 더욱 원활하게 이루어질 수 있도록 할 수 있다. 보다 상세히는, 상기 제1순환밸브(136v1) 및 상기 제2순환밸브(136v2)는 상기 1차열교환기(131) 하부의 유로 상에 구비되는데, 이 중 상기 제1순환밸브(136v1)는 상기 열교환용기(134) 내부에 배치되며, 상기 제2순환밸브(136v2)는 상기 열교환용기(134) 외부에 배치된다. 이 경우 상기 제1순환밸브(136v1) 및 상기 제2순환밸브(136v2)가 개방되면, 상기 제1순환밸브(136v1) 및 상기 제2순환밸브(136v2)를 통해 상기 제3공간(V3)으로부터 공급된 냉각재가 상기 증기발생기(153)로 보충되도록 하는 냉각재 증기발생기보충단계가 수행될 수 있으며, 이에 따라 원자로 내 냉각재의 순환이 보다 원활해질 수 있게 된다.
본 발명은 상기한 실시예에 한정되지 아니하며, 적용범위가 다양함은 물론이고, 청구범위에서 청구하는 본 발명의 요지를 벗어남이 없이 당해 본 발명이 속하는 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 누구든지 다양한 변형 실시가 가능한 것은 물론이다.
본 발명에 의하면, 설계, 구축, 운용, 제어 등에 드는 시간, 인력, 비용 등의 자원들을 절약하는 효과가 매우 크며, 원자로 운영 및 건설 경제성 역시 훨씬 향상할 수 있는 큰 효과가 있다.

Claims (24)

  1. 원자로노심을 수용하는 원자로용기, 증기관 및 급수관이 연결된 증기발생기를 포함하여 이루어지는 원자로 구동계통 및
    원자로 구동계통을 수용하는 에너지 방출공간(Energy Release Space, ERS), 상측에 형성된 통로에 의하여 상기 에너지 방출공간과 연통되며 냉각재를 수용하는 에너지 흡수공간(Energy Absorbing Space, EAS), 상기 에너지 방출공간 및 상기 에너지 흡수공간과 격리되도록 형성되되, 상기 원자로 구동계통과 연결되는 잔열제거부 및 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로가 구비되어 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달하여 버리는 에너지 전달공간(Energy Transfer Space, ETS)으로 나뉘어져 이루어지는 원자로 안전계통
    을 포함하여 이루어져,
    상기 잔열제거부는, 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재를 이용하는 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)에 의하여 열전달이 이루어지는 열교환부, 내부에 냉각재 및 상기 열교환부를 수용하며 하부가 개방되어 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되는 밀폐용기부, 상기 밀폐용기부를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되는 외통부를 포함하여 이루어지며,
    상기 열교환부에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  2. 제 1항에 있어서, 상기 열교환부는,
    상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통 내를 통해 순환하는 냉각재가 유통되는 제1열교환기, 상기 제1열교환기와 밀접 배치되어 상기 제1열교환기 내에 유통되는 냉각재로부터 열을 흡수하는 제2열교환기를 포함하여 이루어지며,
    상기 제1열교환기에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되고,
    포화증기압을 가지는 공간 상에서 상기 에너지 흡수공간과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재가 상기 제1열교환기 및 상기 제2열교환기에 분사되어 이상유동 열전달 현상이 발생되도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  3. 원자로노심(151)을 수용하는 원자로용기(152), 증기관(154) 및 급수관(155)이 연결된 증기발생기(153)를 포함하여 이루어지는 원자로 구동계통 및
    내부의 제1공간(V1)에 기체 및 상기 원자로 구동계통을 수용하는 제1격납용기(110), 상기 제1격납용기(110)와 밀접 배치되며 내부에 수평격벽(125)이 구비되어 내부 공간이 하부의 제2공간(V2) 및 상부의 제3공간(V3)으로 구분되도록 이루어져 상기 제2공간(V2)에 냉각재를 수용하는 제2격납용기(120), 일측 끝단은 상기 제1공간(V1)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제2공간(V2)과 연통되며 격납용기관통밸브(111v)가 구비되는 격납용기관통관(111), 일측 끝단은 상기 제3공간(V3)에 배치되고 타측 끝단은 상기 제1공간(V1)과 연통되며 냉각재주입밸브(112v)가 구비되는 냉각재주입관(112), 상기 제3공간(V3)에 구비되며 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통에서 방출되는 열을 냉각재로 전달하고 냉각재에 흡수된 열을 외부로 전달하는 잔열제거장치(130)를 포함하여 이루어지는 원자로 안전계통
    을 포함하여 이루어지며,
    상기 잔열제거장치(130)는, 상기 제2공간(V2)과 연결되는 유통로에 의하여 공급되는 냉각재를 이용하는 이상유동 열전달 현상(two-phase heat transfer mechanism)에 의하여 열전달이 이루어지는 열교환부, 내부에 냉각재 및 상기 열교환부를 수용하며 하부가 개방되어 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되는 밀폐용기부, 상기 밀폐용기부를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되는 외통부를 포함하여 이루어지며,
    상기 열교환부에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 밀폐용기부 내 상기 열교환부가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  4. 제 3항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    상기 잔열제거장치(130)가, 상기 원자로 구동계통과 연결되어 상기 원자로 구동계통 내의 냉각재를 유통시켜 열을 발산하는 1차열교환기(131), 상기 1차열교환기(131)와 밀접 배치되며 잔열 흡수용 냉각재를 유통시켜 열을 흡수하는 2차열교환기(132), 상기 제2공간(V2)과 연결되어 공급되는 냉각재를 상기 1차열교환기(131)로 분사하는 냉각재분사관(133), 내부에 냉각재가 수용되는 밀폐 용기 형태로 이루어져 상부에 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 수용 배치되며 하부에 상기 제2공간(V2)과 연통되어 냉각재가 유통되는 냉각재유통로(134a)가 형성되는 열교환용기(134), 상기 냉각재유통로(134a) 하부 끝단이 냉각재에 담겨지는 냉각재 수위를 확보하도록 상기 열교환용기(134)를 둘러싸도록 구비되어 냉각재가 수용 및 유통되는 열교환용기외통(135)을 포함하여 이루어지며,
    상기 1차열교환기(131)에 의하여 비등되어 발생된 냉각재 증기에 의하여 상기 열교환용기(134) 내 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치에 포화증기압을 가지는 공간이 형성되고,
    포화증기압을 가지는 공간 상에서 상기 냉각재분사관(133)에 의하여 공급되는 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)에 분사되어 이상유동 열전달 현상이 발생되도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  5. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    일측 끝단은 상기 제2공간(V2) 하부와 연통되고 타측 끝단은 상기 증기발생기(153)와 연통되어,
    상기 제2공간(V2)의 압력이 상기 증기발생기(153) 내 압력보다 높을 때, 상기 제2공간(V2) 내 냉각재를 상기 증기발생기(153)로 공급하며, 보조급수밸브(116v)가 구비되는 보조급수관(116)
    을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  6. 제 5항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    상기 1차열교환기(131)의 상부에 구비되어,
    상기 열교환용기(134) 내 포화증기압을 가지는 공간에 증기를 보조 공급하도록, 상기 보조급수밸브(116v) 개방 시 동시에 개방되어 상기 열교환기용기(134) 내로 증기를 공급하는 보조증기방출밸브(131v)
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  7. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    일측 끝단은 상기 제1공간(V1) 상부와 연통되고 타측 끝단은 상기 제3공간(V3) 상부와 연통되어,
    상기 제3공간(V3) 내 압력을 가압하도록, 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 제3공간(V3)으로 유통시키며, 증기방출밸브(113v)가 구비되는 증기방출관(113)
    을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  8. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    일측 끝단이 상기 원자로 구동계통 내 상기 증기발생기(153)에서 상기 1차열교환기(131)로 냉각재를 유입시키는 유로 상에 연결되고, 타측 끝단이 상기 격납용기관통관(111)에 연결되어,
    상기 제2공간(V2) 내 압력을 가압하도록, 상기 증기발생기(153) 내 증기를 상기 격납용기관통관(111)을 통해 우회시켜 상기 제2공간(V2)으로 유통시키며, 증기우회밸브(114v)가 구비되는 증기우회관(114)
    을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  9. 제 4항에 있어서, 상기 열교환용기외통(135)은,
    상기 열교환용기(134)에 상응하는 형상이되, 상기 열교환용기외통(135) 내벽 및 상기 열교환용기(134) 외벽 간 간격이 일정 간격을 유지하며 이격되도록 상기 열교환용기(134)보다 크게 형성 및 배치되며,
    상부가 개방되고 하부가 폐쇄되어 상부로 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  10. 제 9항에 있어서, 상기 열교환용기외통(135)은,
    상기 열교환용기외통(135)에 채워진 냉각재를 방출하여 상기 열교환용기외통(135)이 사이펀(siphon) 역할을 할 수 있도록, 하부에 열교환용기외통밸브(135v)가 구비되는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  11. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 안전계통은,
    일측 끝단이 상기 제1공간(V1) 하부와 연통되고, 타측 끝단이 상기 냉각재주입관(112)과 연통되어,
    상기 제1공간(V1) 내 압력을 감압하도록, 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 냉각재주입관(112)으로 유통시키며, 격납용기감압밸브(115v)가 구비되는 격납용기감압관(115)
    을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  12. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 구동계통은,
    상기 원자로용기(152)에 연결되어 외부로부터 냉각재를 공급받아 상기 원자로용기(152) 내로 냉각재를 보충 공급하는 냉각재보충관(156)
    을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  13. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 구동계통은,
    상기 제3공간(V3) 내 냉각재를 상기 증기발생기(153)로 더 공급하도록, 상기 1차열교환기(131) 하부의 유로 상에 구비되되, 상기 열교환용기(134) 내부에 배치되는 제1순환밸브(136v1) 및 상기 열교환용기(134) 외부에 배치되는 제2순환밸브(136v2)
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  14. 제 4항에 있어서, 상기 원자로 구동계통은,
    상기 원자로용기(152)에 구비되어 상기 원자로용기(152) 내 증기를 상기 제1공간(V1) 또는 상기 격납용기관통관(111)으로 배출시키는 원자로용기안전밸브(157)
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  15. 제 4항에 있어서, 상기 원자로는,
    상기 제1격납용기(110) 및 상기 제2격납용기(120)가 수면 아래 배치되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로.
  16. 제 4항에 따른 원자로를 동작하는 방법으로서,
    상기 원자로 구동계통이 정지되는 단계; 상기 증기관(154)에 구비된 증기관격리밸브(154v) 및 상기 급수관(155)에 구비된 급수관격리밸브(155v)가 폐쇄되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 격리 단계와,
    상기 원자로 구동계통 내 냉각재가 증발되어 생성된 증기가 상기 1차열교환기(131)로 유입되는 단계; 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기가 상기 1차열교환기(131)를 통과하며 응축되어 냉각재가 생성되고, 생성된 냉각재가 상기 원자로용기(152)로 재유입되어 순환되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 1차열교환기 순환단계와,
    상기 열교환용기(134) 내에 수용된 냉각재가 상기 1차열교환기(131)로 유입된 증기와 열교환하여 가열 및 비등되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 주변에서 냉각재가 비등되어 생성된 증기가 상기 열교환용기(134) 상부에 모여 포화증기압을 가지는 공간을 형성하는 단계; 포화증기압 공간이 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)가 배치된 위치까지 확장되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 포화증기압공간 형성단계와,
    상기 냉각재분사관(133)에 의해 공급된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 외면으로 분사되어 접촉되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 외면에 접촉된 냉각재가 상기 1차열교환기(131) 내의 증기로부터 열을 흡수하여 증발하고, 상기 1차열교환기(131) 내의 증기가 응축되어 냉각재가 생성되는 단계; 상기 1차열교환기(131) 외면에서 증발되어 생성된 증기가 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉되는 단계; 상기 2차열교환기(132) 외면에 접촉된 증기가 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재로 열을 방출하여 냉각재로 응축되고, 상기 2차열교환기(132) 내의 냉각재가 증발되어 증기가 생성되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 이상유동 열전달단계와,
    상기 2차열교환기(132) 내 증기가 외부로 방출되거나 또는 외부의 별도 열교환기로 유입되는 단계; 상기 2차열교환기(132)로 외부 냉각재가 유입되거나 또는 외부의 별도 열교환기에서 응축되어 생성된 냉각재가 재유입되어 순환되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 잔열제거단계
    를 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  17. 제16항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은,
    일측 끝단은 상기 제2공간(V2) 하부와 연통되고 타측 끝단은 상기 증기발생기(153)와 연통되어, 상기 제2공간(V2)의 압력이 상기 증기발생기(153) 내 압력보다 높을 때, 상기 제2공간(V2) 내 냉각재를 상기 증기발생기(153)로 공급하며, 보조급수밸브(116v)가 구비되는 보조급수관(116)을 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은,
    상기 제2공간(V2)의 압력이 상기 증기발생기(153) 내 압력보다 높아지는 단계; 상기 보조급수밸브(116v)가 개방되는 단계; 상기 제2공간(V2) 내 냉각재가 상기 증기발생기(153)로 공급되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 보조급수단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  18. 제17항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은,
    상기 1차열교환기(131)의 상부에 구비되어, 상기 열교환용기(134) 내 포화증기압을 가지는 공간에 증기를 보조 공급하도록, 상기 보조급수밸브(116v) 개방 시 동시에 개방되어 상기 열교환기용기(134) 내로 증기를 공급하는 보조증기방출밸브(131v)를 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은,
    상기 냉각재 보조급수단계에 의하여 상기 증기발생기(153)로 보조 공급된 냉각재가 증발되어 증기가 생성되는 단계; 상기 보조증기방출밸브(131v)가 개방되어 상기 증기발생기(153) 내 증기가 상기 열교환기용기(134) 내로 공급되어 포화증기압을 가지는 공간을 더 형성하는 단계; 를 포함하여 이루어지는 포화증기압공간 보조증기공급단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  19. 제16항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은
    일측 끝단이 상기 원자로 구동계통 내 상기 증기발생기(153)에서 상기 1차열교환기(131)로 냉각재를 유입시키는 유로 상에 연결되고, 타측 끝단이 상기 격납용기관통관(111)에 연결되어, 상기 제2공간(V2) 내 압력을 가압하도록, 상기 증기발생기(153) 내 증기를 상기 격납용기관통관(111)을 통해 우회시켜 상기 제2공간(V2)으로 유통시키며, 증기우회밸브(114v)가 구비되는 증기우회관(114),
    상기 원자로용기(152)에 구비되어 상기 원자로용기(152) 내 증기를 상기 제1공간(V1) 또는 상기 격납용기관통관(111)으로 배출시키는 원자로용기안전밸브(157)
    중 선택되는 적어도 하나를 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은
    상기 원자로 구동계통 내에서 발생된 증기가, 상기 격납용기관통밸브(111v)의 개방, 상기 증기우회밸브(114v)의 개방 또는 상기 원자로용기안전밸브(157)의 개방 중 선택되는 적어도 하나의 동작을 통해 상기 격납용기관통관(111)으로 유입되는 단계; 상기 격납용기관통관(111)을 통해 유입된 증기로 인한 가압에 의하여 상기 제2공간(V2)의 냉각재가 상기 냉각재분사관(133)으로 유입되는 단계; 상기 냉각재분사밸브(133v)가 압력에 의해 개방되어, 냉각재가 상기 냉각재분사관(133)을 통해 상기 1차열교환기(131) 및 상기 2차열교환기(132)로 분사되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 가압분사단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  20. 제16항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은
    일측 끝단은 상기 제1공간(V1) 상부와 연통되고 타측 끝단은 상기 제3공간 상부와 연통되어, 상기 제3공간(V3) 내 압력을 가압하도록, 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 제3공간(V3)으로 유통시키며, 증기방출밸브(113v)가 구비되는 증기방출관(113)을 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은
    상기 이상유동 열전달단계에 의하여 상기 2차열교환기(132) 표면에서 응축되어 생성된 냉각재가 상기 냉각재유통로(134a)를 통하여 상기 제3공간(V3)으로 배출되어 수용되는 단계; 상기 증기방출밸브(113v)가 개방되어 상기 제1공간(V1) 내 증기 일부가 상기 제3공간(V3)으로 유입되거나 또는 상기 제3공간(V3) 내의 냉각재 수위가 상승하여, 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 내의 압력이 균형을 이루게 되는 단계; 상기 냉각재주입밸브(112v)가 상기 제1공간(V1) 및 상기 제3공간(V3) 간의 수두차에 의하여 개방되어, 상기 제3공간(V3)에 수용된 냉각재가 상기 냉각재주입관(112)으로 유입되는 단계; 상기 냉각재주입관(112)을 통해 상기 제1공간(V1)으로 유입된 냉각재가 상기 원자로용기(152)에 직접 접촉하여 냉각을 수행하는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 직접냉각단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  21. 제 20항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은
    일측 끝단이 상기 제1공간(V1) 하부와 연통되고, 타측 끝단이 상기 냉각재주입관(112)과 연통되어, 상기 제1공간(V1) 내 압력을 감압하도록, 상기 제1공간(V1) 내 증기를 상기 냉각재주입관(112)으로 유통시키며, 격납용기감압밸브(115v)가 구비되는 격납용기감압관(115)을 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은
    상기 냉각재 직접냉각단계 이후에, 상기 제1공간(V1)으로 유입되어 상기 원자로용기(152)에 직접 접촉된 냉각재가 상기 원자로용기(152)로부터 열을 흡수하여 증발되어 증기가 발생되는 단계; 상기 원자로용기(152)로부터 열을 흡수하여 발생된 증기가 상기 제1공간(V1)에 채워져 상기 제1공간(V1) 내 압력이 상승하는 단계; 상기 격납용기감압밸브(115v)가 압력에 의해 개방되어, 제1공간(V1) 내 증기가 상기 격납용기감압관(115)을 통해 상기 냉각재주입관(112)으로 유입되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 격납용기 감압단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  22. 제 20항에 있어서,
    상기 원자로 안전계통은
    상기 열교환용기외통(135)이, 상기 열교환용기(134)에 상응하는 형상이되, 상기 열교환용기외통(135) 내벽 및 상기 열교환용기(134) 외벽 간 간격이 일정 간격을 유지하며 이격되도록 상기 열교환용기(134)보다 크게 형성 및 배치되며, 상부가 개방되고 하부가 폐쇄되어 상부로 냉각재의 유통이 가능하도록 형성되되, 상기 열교환용기외통(135)에 채워진 냉각재를 방출하여 상기 열교환용기외통(135)이 사이펀(siphon) 역할을 할 수 있도록, 하부에 열교환용기외통밸브(135v)가 구비되어 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은,
    상기 냉각재 직접냉각단계에 의하여, 상기 열교환기용기외통(135)에 냉각재가 채워져 수위가 상승하는 단계; 상기 열교환기용기외통밸브(135c)가 개방되는 단계; 상기 제3공간(V3) 및 상기 열교환기용기외통(135) 간 수위가 동일해질 때까지 사이펀 원리에 의하여 상기 열교환기용기외통(135)에 채워진 냉각재가 상기 제3공간(V3)으로 배출되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 수위조절단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  23. 제16항에 있어서,
    상기 원자로 구동계통은
    상기 원자로용기(152)에 연결되어 외부로부터 냉각재를 공급받아 상기 원자로용기(152) 내로 냉각재를 보충 공급하는 냉각재보충관(156)을 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은
    상기 냉각재보충관(156)을 통해 외부로부터 공급된 냉각재가 상기 원자로용기(152) 내로 보충되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 보충단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
  24. 제16항에 있어서,
    상기 원자로 구동계통은,
    상기 제3공간(V3) 내 냉각재를 상기 증기발생기(153)로 더 공급하도록, 상기 1차열교환기(131) 하부의 유로 상에 구비되되, 상기 열교환용기(134) 내부에 배치되는 제1순환밸브(136v1) 및 상기 열교환용기(134) 외부에 배치되는 제2순환밸브(136v2)를 더 포함하여 이루어지며,
    상기 원자로의 작동 방법은
    상기 제1순환밸브(136v1) 및 상기 제2순환밸브(136v2)를 통해 상기 제3공간(V3)으로부터 공급된 냉각재가 상기 증기발생기(153)로 보충되는 단계; 를 포함하여 이루어지는 냉각재 증기발생기보충단계
    를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 자가진단 사고대처 무인 원자로의 작동 방법.
PCT/KR2016/003932 2015-04-17 2016-04-15 자가진단 사고대처 무인 원자로 Ceased WO2016167593A1 (ko)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US15/555,467 US10811148B2 (en) 2015-04-17 2016-04-15 Self-diagnosis and accident-handling unmanned nuclear reactor
CN201680022514.4A CN107533870B (zh) 2015-04-17 2016-04-15 自我诊断应对事故的无人核反应堆
JP2017552881A JP6633647B2 (ja) 2015-04-17 2016-04-15 自己診断事故対処無人原子炉及びその作動方法
EP16780316.2A EP3285262B1 (en) 2015-04-17 2016-04-15 Self-diagnosis and accident-handling unmanned nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR10-2015-0054557 2015-04-17
KR20150054557 2015-04-17

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2016167593A1 true WO2016167593A1 (ko) 2016-10-20

Family

ID=56949905

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/KR2016/003932 Ceased WO2016167593A1 (ko) 2015-04-17 2016-04-15 자가진단 사고대처 무인 원자로

Country Status (6)

Country Link
US (1) US10811148B2 (ko)
EP (1) EP3285262B1 (ko)
JP (1) JP6633647B2 (ko)
KR (1) KR101654096B1 (ko)
CN (1) CN107533870B (ko)
WO (1) WO2016167593A1 (ko)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102216695B1 (ko) * 2018-09-03 2021-02-18 한국원자력연구원 노심 용융물 냉각 장치
KR102274079B1 (ko) * 2019-12-09 2021-07-07 한국원자력연구원 원자로의 피동무한냉각 구조체 및 그 작동방법
KR102363832B1 (ko) * 2020-04-17 2022-02-16 한국원자력연구원 원자로의 격납 용기 냉각 시스템 및 그 냉각 방법
KR102352152B1 (ko) * 2020-04-29 2022-01-19 한국원자력연구원 밸브 개폐 장치 및 이를 구비한 원자로의 피동무한 냉각 구조체
KR102430312B1 (ko) * 2020-05-22 2022-08-08 한국원자력연구원 미생물 부착 억제 장치 및 이를 포함하는 원자로의 피동냉각 구조체
KR102364895B1 (ko) * 2020-06-01 2022-02-18 한국원자력연구원 원자로 냉각 구조체
KR102369045B1 (ko) * 2020-06-01 2022-03-02 한국원자력연구원 원자로 냉각 구조체
CN111863291B (zh) * 2020-07-27 2025-05-09 中山大学 一种带辅助动力的自然循环系统及热汽泡驱动模块
KR102381886B1 (ko) * 2020-08-06 2022-04-04 한국원자력연구원 원자로 장기 냉각 계통
CN112216413B (zh) * 2020-09-04 2023-11-03 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆
KR102574058B1 (ko) 2021-03-04 2023-09-04 한국원자력연구원 원자로의 피동무한냉각 구조체 및 그 작동방법
KR102643962B1 (ko) * 2022-03-10 2024-03-05 한국수력원자력 주식회사 소형원자로 냉각시스템 및 냉각방법
CN119049744A (zh) * 2024-08-23 2024-11-29 杭州大热若寒科技有限责任公司 一种热管冷却的小型模块化反应堆安全壳冷却装置及方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013081148A1 (ja) * 2011-12-02 2013-06-06 三菱重工業株式会社 流体冷却装置、静的除熱装置、流体冷却装置を備えた原子力プラント及び静的除熱装置を備えた原子力プラント
KR20130129606A (ko) * 2012-05-21 2013-11-29 한국과학기술원 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
US20130336441A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
KR101463440B1 (ko) * 2013-04-22 2014-11-21 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
KR20140144573A (ko) * 2013-06-11 2014-12-19 한국원자력연구원 피동잔열제거계통의 배기설비

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04254795A (ja) * 1991-01-30 1992-09-10 Toshiba Corp 原子力発電所の冷却設備
CA2095494C (en) * 1992-06-10 1998-08-11 Ron C. Lee Cooling method and apparatus
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
FR2725508B1 (fr) * 1994-10-05 1997-01-03 Commissariat Energie Atomique Dispositif de controle du flux de chaleur par vanne thermique
JP2001228280A (ja) * 2000-02-21 2001-08-24 Hitachi Ltd 原子炉
JP2002156485A (ja) * 2000-11-15 2002-05-31 Hitachi Ltd 原子炉
JP2006138744A (ja) * 2004-11-12 2006-06-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の冷却装置
KR100906717B1 (ko) 2007-08-28 2009-07-07 한국원자력연구원 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US8437446B2 (en) * 2008-11-17 2013-05-07 Nuscale Power, Llc Steam generator flow by-pass system
JP5964029B2 (ja) * 2011-10-26 2016-08-03 三菱重工業株式会社 蒸気発生器の補助給水弁制御装置
KR101297101B1 (ko) * 2011-11-01 2013-08-19 한국원자력연구원 원자로의 잔열 제거 장치
FR2985846B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module immerge de generation d'energie electrique
FR2985841B1 (fr) * 2012-01-18 2014-02-21 Technicatome Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
WO2014099101A2 (en) 2012-10-04 2014-06-26 Holtec International, Inc. Shutdown system for a nuclear steam supply system
KR101364646B1 (ko) * 2012-07-30 2014-02-19 한국원자력연구원 소형 안전보호용기를 적용한 피동안전 시스템 및 이를 구비하는 일체형 원자로
KR20140067287A (ko) * 2012-11-26 2014-06-05 한국원자력연구원 원자로건물 피동 살수 계통
JP6004438B2 (ja) * 2013-03-18 2016-10-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉冷却システム
US9768221B2 (en) 2013-06-27 2017-09-19 Taiwan Semiconductor Manufacturing Company, Ltd. Pad structure layout for semiconductor device
CN104966536B (zh) * 2015-07-14 2017-06-20 西安交通大学 一种以导热油为热流体的高温工质换热试验系统及方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013081148A1 (ja) * 2011-12-02 2013-06-06 三菱重工業株式会社 流体冷却装置、静的除熱装置、流体冷却装置を備えた原子力プラント及び静的除熱装置を備えた原子力プラント
KR20130129606A (ko) * 2012-05-21 2013-11-29 한국과학기술원 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
US20130336441A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
KR101463440B1 (ko) * 2013-04-22 2014-11-21 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
KR20140144573A (ko) * 2013-06-11 2014-12-19 한국원자력연구원 피동잔열제거계통의 배기설비

Also Published As

Publication number Publication date
US20180061514A1 (en) 2018-03-01
EP3285262A1 (en) 2018-02-21
CN107533870A (zh) 2018-01-02
CN107533870B (zh) 2019-11-08
EP3285262A4 (en) 2018-11-21
US10811148B2 (en) 2020-10-20
EP3285262B1 (en) 2022-03-30
JP6633647B2 (ja) 2020-01-22
JP2018513374A (ja) 2018-05-24
KR101654096B1 (ko) 2016-09-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2016167593A1 (ko) 자가진단 사고대처 무인 원자로
KR101551744B1 (ko) 원자로 및 그 동작 방법
US5268943A (en) Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system
WO2016028073A1 (ko) 피동안전계통, 및 이를 구비하는 원전
WO2016064109A1 (ko) 정지냉각계통 및 이를 구비하는 원전
KR101619075B1 (ko) 포화증기압을 이용한 분사식 냉각계통을 포함하는 원자로
WO2018217001A1 (en) Cooling facility in a reactor vessel and electric power generation system
US5343507A (en) Shutdown cooling system for operation during lapse of power
WO2013035919A1 (ko) 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템
GB2268618A (en) Collecting and recirculating condensate in a nuclear reactor containment
KR102582425B1 (ko) 원전이 구비된 선박
WO2015050410A1 (ko) 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
KR101731817B1 (ko) 사이펀 원리를 이용한 냉각계통을 가지는 원자로 및 그 동작 방법
WO2018212522A1 (en) External reactor vessel cooling and electric power generation system
JPS58146891A (ja) 原子炉装置
JPH02201293A (ja) 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系
CZ283111B6 (cs) Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody
WO2015084027A1 (ko) 피동격납건물냉각계통 및 이를 구비하는 원전
US5061435A (en) High-temperature reactor
KR102546736B1 (ko) 2단 열교환에 의한 자연순환 냉각계통을 가지는 원자로 및 그 작동방법
KR101520740B1 (ko) 안전 보호 용기 상의 열교환 계통을 갖는 자기 냉각 피동 원자로
WO2022186436A1 (en) Passive cooling system for nuclear reactor and method for operating the same
JPH01308997A (ja) 沸騰水型原子炉のシュラウドタンクと注入管
US4725400A (en) Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel, with a gas cooled, small high temperature reactor
KR100319068B1 (ko) 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 16780316

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15555467

Country of ref document: US

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2016780316

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2017552881

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE