WO2017026558A1 - 방사성 물질 여과 장치 - Google Patents

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WO2017026558A1
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radioactive gas
filtering
gas
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PCT/KR2015/008526
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김용수
황도현
이근성
김지환
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Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
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Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
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    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D49/00—Separating dispersed particles from gases, air or vapours by other methods
    • B01D49/003—Separating dispersed particles from gases, air or vapours by other methods by sedimentation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases

Definitions

  • the present invention relates to a filtration device for filtering radioactive gas generated from leaked nuclear fuel when an accident occurs inside a nuclear power plant, and more particularly, to a filtration device capable of preventing contamination inside a reactor building.
  • Radioactive gas effluents from nuclear power plants are mostly treated before they are released into the atmosphere.
  • Current practice is to extract radioactive particles from the effluent prior to releasing the radioactive gas effluent into the atmosphere.
  • Reactor buildings need to filter contaminated gas from the radioactive gas and ventilate the building. Ventilation and purification systems can generally filter 99.9% for particles with a diameter of about 0.3 mm.
  • Radioactive contamination refers to the accumulation or presence of radioactive material in or on solid or liquid or gaseous surfaces. Such radioactive contamination poses a danger to radioactive decay of contaminants, since the decay releases harmful ionizing radiation such as alpha ( ⁇ ), beta ( ⁇ ) particles or gamma ( ⁇ ) rays or neutrons. Air, soil, people, plants and animals are contaminated by nuclear fuel and fission products, following the launch of atmospheric nuclear weapons or the destruction of reactor containment buildings. Examples include Bikini Atoll, the Rocky Plate Plant in Colorado, USA, the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and the Chernobyl Nuclear Power Plant accident. Therefore, early response to radioactive material is urgently needed in the event of an accident caused by nuclear power generation.
  • Patent Document 1 Korean Patent Publication No. 2014-0062654
  • the present invention is to remove the radioactive material in the inlet pipe and the inlet pipe in which the radioactive gas generated from the core melt at the pressure inside the reactor cavity in a dry and wet step by step And a filtration part for discharging to the outside of the reactor building, and the suction pipe is connected to one end of the upper circumferential surface of the reactor cavity, and the filtration part is provided inside the reactor building. do.
  • the filtering unit may include a dry filter for generating a difference in the moving speed between the materials in the radioactive gas to filter the radioactive material in the form of particles.
  • the dry filter, the other end of the suction pipe is connected to the lower portion, and the connection pipe for discharging the radioactive gas in which the particulate radioactive material is filtered after the dry process is provided at the top, the heat rise of the radioactive gas introduced into the suction pipe As a result, a difference in the moving speed between the materials may occur.
  • the dry filter may be provided with a filter that forms a layered structure therein to increase the movement path of the radioactive gas.
  • the filtration unit may include a wet filter for filtering the radioactive material in particulate form as the radioactive gas discharged after the dry process flows into the cooling water to aggregate the materials in the radioactive gas.
  • the filtering portion includes a connecting pipe for introducing the radioactive gas after the dry process into the wet filter, wherein the connecting pipe is formed with a recessed portion having an inner diameter reduced to extrude the introduced radioactive gas toward the wet filter, thereby increasing the internal pressure.
  • the connecting pipe is formed with a recessed portion having an inner diameter reduced to extrude the introduced radioactive gas toward the wet filter, thereby increasing the internal pressure.
  • the filtering portion is disposed between the reactor cavity and the atmosphere of the reactor building to prevent the radioactive gas from diffusing into the reactor building atmosphere.
  • the present invention has an advantage that the filter unit can effectively decontaminate the radioactive gas by filtering the radioactive material in a dry and wet stepwise process.
  • the present invention has the advantage that the primary filtered radioactive gas can be effectively extruded in the wet filter as the concave portion is formed in the connecting pipe.
  • FIG. 2 shows a radioactive substance filtering device according to an embodiment of the present invention.
  • the radioactive material filtration apparatus may include a suction pipe 33 and a filtration unit 10.
  • the radioactive material filtering device may be installed in connection with the reactor cavity 90 outside of the reactor pressure vessel 70.
  • the suction pipe 33 may be positioned between the reactor cavity 90 and the filtration unit 10 to serve as a passage for sucking and transferring radioactive gas.
  • the reactor cavity 90 is installed to prevent the release of radioactive gas to the outside in the case of the first loss-of-coolant accident (LOCA) and to ensure the safety of the general public and power plant workers around the power plant. .
  • the suction pipe 33 may be installed inside the reactor building 11.
  • the reactor cavity 90 acts as a pressure barrier when the radioactive gas is released along with the hot steam and becomes the final barrier to the dissipation of the radioactive gas.
  • the gas pressure generated in the reactor cavity 90 pushes radioactive gas into the suction pipe 33.
  • other pipes formed in the reactor cavity 90 are finished by finishing. It can be designed so that all of the gas pressure is applied to the suction pipe 33.
  • the suction pipe 33 may be firmly installed so that there is no leakage path so that clogging of the filter 31 does not occur when a serious accident occurs.
  • FIG. 3 shows the structure of the filter 31 of the dry filter 30 installed inside the radioactive material filtration apparatus according to the embodiment of the present invention.
  • the radioactive gas introduced from the suction pipe 33 diffuses upward and is discharged through the filter 31 to the discharge port.
  • connection pipe 35 may be provided at an upper portion of the dry filter 30 to direct the radioactive gas passing through the filter 31 to the wet filter 50.
  • the radioactive gas after the dry process may be introduced into the wet filter 50.
  • the connection pipe 35 may have a concave inlet portion having an inner diameter reduced to extrude the introduced radioactive gas toward the wet filter 50 to increase the internal pressure.
  • the wet filter 50 may filter the radioactive material in particulate form as the radioactive gas discharged after the dry process flows into the cooling water to aggregate the materials in the radioactive gas.
  • the wet filter 50 may secondaryly filter the radioactive gas discharged from the dry filter 30 in a precipitation method using cooling water.
  • the interior of the reloading tank (IRWST) in the reactor building (11) can be installed in concrete pouring by providing a space independent of the arrangement of the steam generator and the reactor, it can be installed as a steel aggregate or the like.
  • the reloading tank IRWST in the reactor building 11 removes unfiltered radioactive gas through the coolant in the dry filter 30.
  • the radioactive gas passing through the dry filter 30 may undergo a phase transition in the form of a liquid or a solid, and contaminants in the form of particulates smaller than the particles filtered in the dry filter 30 may not be composed of precipitates in the dry filter 30. It may not be introduced into the wet filter (50).
  • the reloading tank IRWST in the reactor building 11 flows in unfiltered hot radioactive gas in the dry filter 30 through the connecting pipe 35.
  • the hot radioactive gas may be rapidly cooled by cooling water to condense into solid form and settle to the bottom.
  • the cooling water may serve to rapidly cool the temperature of the radioactive gas entering the reloading tank (IRWST) in the reactor building 11 and to generate a recirculation flow to condense contaminants in the gas in a short time. Gases that have exited unfiltered in the reloading tank (IRWST) in the reactor building 11 can be collected at the top, which can be seen as a gas from which most radioactive material has been removed.
  • connection pipe 35 in which the recess is formed may be immersed in the coolant.
  • the incoming radioactive gas is not discharged to the outside by the connection pipe 35 immersed in the cooling water, and may react with the cooling water to precipitate.

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Abstract

본 발명은 원자력 발전소 내부의 사고 발생시 누출된 핵연료로부터 생성되는 방사성 기체에 관한 여과 장치에 관한 것으로서, 특히 원자로 건물 내부의 오염을 방지하기 위한 여과 장치에 관한 것이다. 노심용융물로부터 발생된 방사성 기체가 원자로 공동의 높은 압력으로 인한 가압으로 흡입되는 흡입 배관부; 및 흡입 배관부를 통해 유입된 방사성 기체를 건식과 습식의 단계적인 공정으로 제거하고, 오염물질이 제거된 안전한 기체를 원자로 건물의 외부로 배출시키는 여과부를 포함하고, 흡입 배관부는 원자로공동 상부 외주면에 연결된 것을 특징으로 하는 원자로 건물 내 방사성 물질 여과 장치를 제공한다. 본 발명에 따르면, 원자로 공동의 상부 외주면에 흡입 배관부를 통해 여과부를 연결시켜 방사성 기체가 건물 외부로 방출되기 전 원자로 건물의 기기와 대기를 오염시키는 것을 방지할 수 있고, 원자로 공동의 열과 압력을 이용하는 건식 여과기와 과 냉각수가 구비된 원자로 건물 내 재장전 수조(IRWST)를 이용하는 습식 여과기의 이중 방식으로 방사성 기체의 여과율을 높이는 이점이 있다.

Description

방사성 물질 여과 장치
본 발명은 원자력 발전소 내부의 사고 발생시 누출된 핵연료로부터 생성된 방사성 기체를 여과하는 여과 장치에 관한 것으로서, 특히 원자로 건물 내부의 오염을 방지할 수 있는 여과 장치에 관한 것이다.
원자로 건물에서 노심이 용융되는 중대한 사고 발생시 노심용융물로부터 막대한 양의 방사성 기체가 배출된다. 원자력 발전소의 방사성 가스 유출물은 대부분 대기로 방출되기 전에 처리된다. 현재의 관행은 방사성 가스 유출물을 대기로 배출하기 전에 유출물로부터 방사능 입자들을 추출하는데, 원자로 건물은 방사성 기체로부터 오염된 가스를 여과와 건물의 환기를 하는 방안이 필요하다. 환기 및 정제 시스템들은 일반적으로 약 0.3mm의 직경을 가진 입자들에 대해 99.9%를 여과시킬 수 있다.
방사능 오염(Radioactive contamination)은 고체, 액체, 기체의 내부나 표면에 방사능 물질이 축적 또는 존재하는 것을 말한다. 이러한 방사능 오염은 오염물의 방사성 붕괴로 위험을 야기하는데, 붕괴시 알파(α), 베타(β) 입자나 감마(γ)선 또는 중성자와 같은 유해한 이온화 방사선을 방출하기 때문이다. 대기의 핵무기 발사 또는 원자로 격납 건물의 파괴에 이어 핵연료와 핵분열 생성물에 의해 공기, 흙, 사람들, 식물, 동물들이 오염된다. 그 예로 비키니 환초, 미국 콜로라도 주의 로키 플라트 공장, 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고, 체르노빌 원자력 발전소 사고 등이 있다. 따라서 원자력발전으로 인한 사고 발생시 방사성 물질에 대한 조기 대응이 절실한바 여과 장치는 필수적으로 요구된다.
이와 관련, 종래 문헌으로 한국공개특허 제2014-0062654호(원자로건물 외부 냉각수 탱크를 활용한 피동 원자로건물 여과배기시스템)는 방사성 물질을 여과하기 위한 여과배기시스템을 개시하고 있다. 도 1을 살펴보면 여과배기시스템은 별도의 여과탱크 설치와 계통상의 다수 밸브로 인한 계통의 복잡성 등을 해결하기 위하여 스팀-가스 혼합물을 유입하기 위한 유입구(2)와, 유입구(2)와 연결되어 적절한 수두압을 형성하기 위한 U자형의 유입배관(6), 유입배관(6)과 연결되어 스팀-가스 혼합물을 냉각수로 여과하기 위한 냉각수 탱크(3) 및 냉각수 탱크 상부에 설치되어 냉각수에 의하여 여과되지 아니한 방사성 물질을 여과하기 위한 여과 장치(5)로 구성된다.
또한 종래 문헌의 여과배기시스템은 원자로공동에서 발생된 방사성 물질이 건물 외부로 방출되기 전 이미 원자로 건물 내 기기와 대기를 오염시키게 되어 원자로 건물 내의 제독이 추가적으로 요구되는 문제점이 있다.
[선행기술문헌]
[특허문헌]
(특허문헌 1) 한국공개특허 제2014-0062654호
본 발명은 노심용융물로부터 발생하는 방사성 기체가 원자로 공동 내부에서 원자로 건물 대기로 확산되기 전에 여과시키는 것을 목적으로 한다.
상기 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 원자로 공동 내부의 압력으로 노심용융물로부터 발생된 방사성 기체가 흡입되는 흡입 배관 및 흡입 배관으로 유입된 방사성 기체 내의 방사성 물질을 건식과 습식의 단계적인 공정으로 제거하여 원자로 건물의 외부로 배출시키는 여과부를 포함하고, 흡입 배관은, 원자로 공동의 상부 외주면에 일단이 연결되며, 상기 여과부는 원자로 건물의 내부에 설치된 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치를 제공하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게, 여과부는, 방사성 기체 내의 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시켜 입자 형태의 방사성 물질을 여과하는 건식 여과기를 구비할 수 있다.
바람직하게, 건식 여과기는, 흡입 배관의 타단이 하부에 연결되고, 건식 공정 후 입자 형태의 방사성 물질이 여과된 방사성 기체를 배출시키는 연결 배관이 상부에 마련되어, 흡입 배관으로 유입된 방사성 기체의 열 상승에 따라 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시킬 수 있다.
바람직하게, 건식 여과기는, 방사성 기체의 이동 경로를 증가시키도록 내부에 층상 구조를 형성하는 필터가 마련될 수 있다.
바람직하게, 여과부는, 건식 공정 이후 배출된 방사성 기체가 냉각수로 유입되어 방사성 기체 내의 물질들을 응집시킴에 따라 미립자 형태의 방사성 물질을 여과하는 습식 여과기를 구비할 수 있다.
바람직하게, 여과부는, 건식 공정 후의 방사성 기체를 습식 여과기로 유입시키는 연결 배관을 포함하고, 연결 배관은, 유입된 방사성 기체를 습식 여과기 방향으로 압출시키도록 내경이 감소되어 내압이 증가되는 요입부가 형성될 수 있다.
본 발명에 따르면, 여과부가 원자로 공동과 원자로 건물의 대기 사이에 배치되어 방사성 기체가 원자로 건물 대기로 확산되는 것을 방지할 수 있는 이점이 있다.
또한 본 발명은 여과부가 건식과 습식의 단계적인 공정으로 방사성 물질을 여과하여 방사성 기체를 효과적으로 제독할 수 있는 이점이 있다.
또한 본 발명은 건식 여과기가 방사성 기체 내의 물질들 간 이동속도 차이를 이용하여 비교적 큰 입자 형태의 방사성 물질을 별도의 동력원 없이 1차적으로 여과할 수 있는 이점이 있다.
또한 본 발명은 연결 배관에 요입부가 형성됨에 따라 1차적으로 여과된 방사성 기체가 습식 여과기에 효과적으로 압출될 수 있는 이점이 있다.
도 1은 종래의 원자로건물 여과 배기 시스템을 나타낸다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 방사성 물질 여과 장치를 나타낸다.
도 3은 본 발명의 실시예에 따른 건식 여과기의 필터를 나타낸다.
이하, 첨부된 도면들에 기재된 내용들을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다. 다만, 본 발명이 예시적 실시 예들에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 각 도면에 제시된 동일 참조부호는 실질적으로 동일한 기능을 수행하는 부재를 나타낸다.
본 발명의 목적 및 효과는 하기의 설명에 의해서 자연스럽게 이해되거나 보다 분명해 질 수 있으며, 하기의 기재만으로 본 발명의 목적 및 효과가 제한되는 것은 아니다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어서 본 발명과 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이, 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략하기로 한다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 방사성 물질 여과 장치를 나타낸다. 도 2를 참조하면, 방사성 물질 여과 장치는 흡입 배관(33) 및 여과부(10)를 포함할 수 있다. 방사성 물질 여과 장치는 원자로 압력용기(70)의 외부에 있는 원자로 공동(90)에 연결되어 설치될 수 있다.
흡입 배관(33)은 원자로 공동(90) 내부의 압력으로 노심용융물로부터 발생된 방사성 기체가 흡입될 수 있다. 흡입 배관(33)은 원자로 공동(90)의 상부 외주면에 일단이 연결되고 여과부(10)는 건식 여과기(30)에 타단이 연결된다.
흡입 배관(33)은 원자로 공동(90)과 여과부(10) 사이에 위치하여 방사성 기체를 흡입하여 전달하는 통로 역할을 할 수 있다. 원자로 공동(90)은 1차 냉각재 상실사고(LOCA:Loss-of-Coolant Accident)시 방사성 기체의 외부로의 방산을 억제하고, 발전소 주변의 일반 공중 및 발전소 종사원 등의 안전을 확보하기 위하여 설치된다. 흡입 배관(33)은 원자로 건물(11)의 내부에 설치될 수 있다.
원자로 공동(90)은 방사성 기체가 고온의 증기와 함께 방출될 때 압력장벽의 역할을 하며, 방사성 기체의 방산에 대한 최종장벽이 된다.
원자로 공동(90)에서 발생한 기체 압력은 방사성 기체를 흡입 배관(33)으로 밀어내게 되는데, 흡입 배관(33)을 설치하는 경우 기존에 원자로 공동(90)에 형성된 다른 배관은 마감처리를 하여 발생된 기체 압력이 모두 흡입 배관(33)으로 가해지도록 설계될 수 있다.
흡입 배관(33)은 사고 발생시 원자로 공동(90)의 압력에 의해 방사성 기체를 흡입하게 되고, 별도의 펌프 등을 구비할 필요없이 여과부(10)로 방사성 기체를 전달할 수 있다.
여과부(10)는 흡입 배관(33)으로 유입된 방사성 기체 내의 방사성 물질을 건식과 습식의 단계적인 공정으로 제거하여 원자로 건물(11)의 외부로 배출시킬 수 있다. 여과부(10)는 건식 여과기(30)와 습식 여과기(50)를 포함할 수 있다.
건식 여과기(30)는 방사성 기체 내의 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시켜 입자 형태의 방사성 물질을 여과할 수 있다. 건식 여과기(30)는, 흡입 배관(33)의 타단이 하부에 연결되고, 건식 공정 후 입자 형태의 방사성 물질이 여과된 방사성 기체를 배출시키는 연결 배관(35)이 상부에 마련되어, 흡입 배관(33)으로 유입된 방사성 기체의 열 상승에 따라 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시킬 수 있다.
흡입 배관(33)은 중대 사고 발생 시 필터(31) 막힘 현상이 발생하지 않도록 누설 경로가 없도록 견고하게 설치될 수 있다.
도 3은 본 발명의 실시예에 따른 방사성 물질 여과 장치 내부에 설치된 건식 여과기(30)의 필터(31) 구조를 나타낸다. 도 3을 참조하면, 흡입 배관(33)으로부터 유입된 방사성 기체는 상부로 확산되며, 필터(31)를 거쳐 배출구로 방산된다.
필터(31)는 방사성 기체의 이동 경로를 증가시키도록 내부에 층상 구조를 형성할 수 있다. 필터(31)는 흡입 배관(33)으로부터 확산된 방사성 기체에서 입자 형태의 오염물질을 제거할 수 있다. 필터(31)는 방사성 기체로부터 오염물질을 집진하고, 이를 중력에 의해 아래로 떨어뜨려 침적물을 보유하도록 설계될 수 있다.
필터(31)는 중력침강을 이용하는데, 중력침강은 흡입 배관(33)으로부터 유입된 방사성 기체가 열과 압력으로 빠르게 확산될 때 오염물질의 입자를 분리하는 방법이다.
필터(31)의 여과 방식은 방사성 기체를 비교적 느슨하고 엉성하게 틀 속에 충전하여 이것을 여과층으로 하는 내면 여과 방식이 사용될 수 있다. 내면 여과 방식은 여과속도가 느려, 농도가 아주 적은 방사성 기체의 처리에 적합하다.
필터(31)는 여과포나 여과지로 제공되어 표면 여과 방식을 수행할 수 있다. 여과포나 여과지에는 입자층이 형성될 수 있다. 필터(31)는 표면에 최초로 부착된 입자층(1차 부착층 또는 초층이라 함)을 여과층으로 하여 미세한 입자를 포집할 수 있다.
연결 배관(35)은 필터(31)를 통과한 방사성 기체를 습식 여과기(50)로 내보내도록 건식 여과기(30)의 상부에 마련될 수 있다. 연결 배관(35)에는 건식 공정 후의 방사성 기체를 습식 여과기(50)로 유입시킬 수 있다. 연결 배관(35)에는 유입된 방사성 기체를 습식 여과기(50) 방향으로 압출시키도록 내경이 감소되어 내압이 증가되는 요입부가 형성될 수 있다.
습식 여과기(50)는 건식 공정 이후 배출된 방사성 기체가 냉각수로 유입되어 방사성 기체 내의 물질들을 응집시킴에 따라 미립자 형태의 방사성 물질을 여과할 수 있다. 습식 여과기(50)는 건식 여과기(30)에서 배출된 방사성 기체를 냉각수를 이용한 침전 방식으로 2차적으로 여과시킬 수 있다.
원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)는 냉각수가 담지되어 건식 여과기(30)로부터 배출된 방사성 기체를 여과시킬 수 있다. 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)는 지진 발생시의 구조적 안전성을 확보하기 위하여 원자로 건물(11) 내에 구축될 수 있다. 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)는 양 벽체 사이에 충진 수단으로 열차폐 효과가 있고 압축성이 있는 금속 충진재를 삽입하며, 상부는 수분을 차단하기 위해 봉합재를 도포할 수 있다.
원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)의 내부는 증기발생기와 원자로 등의 배치와는 독립된 공간을 제공하여 콘크리트 타설로 설치될 수 있고, 철골재 등으로 설치될 수 있다. 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)는 건식 여과기(30)에서 걸러지지 않은 방사성 기체를 냉각수를 통해 제거한다. 건식 여과기(30)를 통과한 방사성 기체는 액체 또는 고체의 형태로 상전이가 일어날 수 있으며, 건식 여과기(30)에서 여과된 입자보다 작은 미립자 형태의 오염물질은 건식 여과기(30)의 침전물로 구성되지 않아 습식 여과기(50)로 유입될 수 있다.
원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)는 연결 배관(35)을 통해 건식 여과기(30)에서 여과되지 않은 고온의 방사성 기체를 유입한다. 고온의 방사성 기체는 냉각수에 의해 급속 냉각되어 고체 형태로 응축되어 바닥에 침전될 수 있다.
원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)에 공급되는 냉각수는 spillway라 불리는 배수구로부터 유입될 수 있다. 냉각수는 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)의 바닥면에 충돌한 후 시간이 경과함에 따라 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST) 내부 벽면을 따라 이동한 후 유출구를 통하여 배출될 수 있다. 이 때 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST) 내부의 냉각수는 spillway가 위치한 상부면인 자유표면에서 냉각수의 재순환유동을 발생시킨다.
냉각수는 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)로 들어오는 방사성 기체의 온도를 급격하게 냉각시키고, 재순환유동을 일으켜 기체 내의 오염물질을 빠른 시간안에 응축시키는 역할을 할 수 있다. 원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)에서 여과되지 않고 빠져나간 기체는 상부에 포집될 수 있는데, 포집된 기체는 방사성 물질이 대부분 제거된 기체로 볼 수 있다.
원자로 건물(11) 내 재장전 수조(IRWST)의 상부는 수분을 차단하기 위한 봉합재가 도포되어 있고, 응축되지 않은 기체가 상승하여 상부에 모이게 되면 최종적으로 여과된 기체가 원자로 건물(11) 외부로 배출될 수 있다.
요입부가 형성된 연결 배관(35)은 건식 여과기(30)로부터 배출된 방사성 기체가 냉각수로 진입되기 위해 마련될 수 있다. 연결 배관(35)은 압력 차이에 의해 유체를 이동시키는 역할을 하는데, 건식 여과기(30)와 습식 여과기(50)를 연결하는 경우, 내부의 면적에 따른 압력차를 발생하여 방사성 기체를 이동시킬 수 있다. 본 실시예로 요입부가 형성된 연결 배관(35)에는 벤츄리 노즐이 사용될 수 있다.
요입부가 형성된 연결 배관(35)은 배출되는 부분이 냉각수에 잠겨 있을 수 있다. 유입되는 방사성 기체는 냉각수에 잠겨 있는 연결 배관(35)에 의해 외부로 방출되지 않고, 바로 냉각수와 반응을 일으켜 침전될 수 있다.
이상에서 대표적인 실시예를 통하여 본 발명을 상세하게 설명하였으나, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자는 상술한 실시예에 대하여 본 발명의 범주에서 벗어나지 않는 한도 내에서 다양한 변형이 가능함을 이해할 것이다. 그러므로 본 발명의 권리 범위는 설명한 실시예에 국한되어 정해져서는 안 되며, 후술하는 특허청구범위뿐만 아니라 특허청구범위와 균등 개념으로부터 도출되는 모든 변경 또는 변형된 형태에 의하여 정해져야 한다.
[부호의 설명]
10 : 여과부 11 : 원자로 건물
30 : 건식 여과기 31 : 필터
33 : 흡입 배관 35 : 연결 배관
50 : 습식 여과기 70 : 원자로 압력용기
90 : 원자로 공동

Claims (6)

  1. 원자로 공동 내부의 압력으로 노심용융물로부터 발생된 방사성 기체가 흡입되는 흡입 배관; 및
    상기 흡입 배관으로 유입된 상기 방사성 기체 내의 방사성 물질을 건식과 습식의 단계적인 공정으로 제거하여 원자로 건물의 외부로 배출시키는 여과부를 포함하고,
    상기 흡입 배관은,
    상기 원자로 공동의 상부 외주면에 일단이 연결되며, 상기 여과부는 상기 원자로 건물의 내부에 설치된 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 여과부는,
    상기 방사성 기체 내의 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시켜 입자 형태의 방사성 물질을 여과하는 건식 여과기를 구비하는 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
  3. 제 2 항에 있어서,
    상기 건식 여과기는,
    상기 흡입 배관의 타단이 하부에 연결되고,
    건식 공정 후 입자 형태의 방사성 물질이 여과된 방사성 기체를 배출시키는 연결 배관이 상부에 마련되어,
    상기 흡입 배관으로 유입된 방사성 기체의 열 상승에 따라 물질들 간 이동 속도의 차이를 발생시키는 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
  4. 제 2 항에 있어서,
    상기 건식 여과기는,
    상기 방사성 기체의 이동 경로를 증가시키도록 내부에 층상 구조를 형성하는 필터가 마련된 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 여과부는,
    건식 공정 이후 배출된 방사성 기체가 냉각수로 유입되어 방사성 기체 내의 물질들을 응집시킴에 따라 미립자 형태의 방사성 물질을 여과하는 습식 여과기를 구비하는 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
  6. 제 5 항에 있어서,
    상기 여과부는,
    건식 공정 후의 방사성 기체를 상기 습식 여과기로 유입시키는 연결 배관을 포함하고,
    상기 연결 배관은,
    유입된 방사성 기체를 상기 습식 여과기 방향으로 압출시키도록 내경이 감소되어 내압이 증가되는 요입부가 형성된 것을 특징으로 하는 방사성 물질 여과 장치.
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