WO2017146441A1 - 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치 - Google Patents

원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치 Download PDF

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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to an apparatus for cooling an undercarriage located underneath a reactor steam generator, and more particularly in the form of Venturi in stud bolts securing the skirt and sliding base of the reactor steam generator.
  • a vertical air penetration hole and a plurality of inclined through holes are formed, an air supply hole is formed at one side of the skirt flange, and a plurality of air circulation grooves are formed at the bottom of the skirt to form a nuclear reactor.
  • nuclear reactor Such a nuclear power plant (hereinafter, simply referred to as “nuclear reactor”) is described in the Republic of Korea Patent Publication No. 10-1473665, "Pipe support device for replacing parts of nuclear power plant", the reactor coolant system (RCS: Reactor Coolant in the containment building System) is provided.
  • RCS reactor Coolant in the containment building System
  • Such a reactor coolant system has a reactor containing a reactor and at least one heat transfer circuit connected thereto.
  • Each circuit includes a steam generator and at least one coolant pump for circulating coolant between the reactor and the steam generator.
  • the circuit includes a pressurizer to keep the temperature and pressure of the coolant constant.
  • the first large diameter pipe or hot leg is connected to one side of the reactor and the suction side of the coolant chamber of the steam generator to contact the core in the reactor to transfer the heated coolant to the steam generator.
  • a circulation pipe called a cross-over leg connects one side of the discharge part of the coolant chamber of the steam generator and one side of the vortex chamber suction part of the coolant pump.
  • the cold leg connects between the vortex chamber of the coolant pump and the reactor.
  • the coolant cooled in the steam generator and drawn out by the coolant pump is transferred to the reactor through a circulation pipe and a low temperature pipe to cool the core.
  • each steam generator 1 has a typical substructure as shown in FIG. 1.
  • the steam generator 1 of the reactor has a stay cylinder 10 which is maintained at a high temperature, and has a cylindrical skirt 20 which supports it at the bottom thereof.
  • Such a skirt 20 is fixedly supported by a plurality of stud bolts 40 on the sliding base 30 on the lower side thereof, and such a sliding base 30 is provided on the forged bolt plate 50.
  • a sliding base 30 is provided on the forged bolt plate 50.
  • it is supported on four hemispherical sliders 52 so as to accommodate fine movements occurring during operation of the reactor.
  • a conventional stud bolt 40 is a conventional solid bolt structure.
  • the steam generator 1 generates high heat during operation.
  • the sliding base 30 is heated as can be seen from the thermal analysis temperature distribution diagram of FIG. 2A. do.
  • the high heat emitted from the steam generator 1 (300 ° C. or more) is determined by the skirt 20.
  • thermal deformation of the sliding base 30 suppresses free movement due to thermal expansion of the sliding base 30 generated during operation of the power plant, or causes interference with surrounding structures on the upper part of the steam generator 1, and consequently steam Induce structural vibrations of the generator 1 and the coolant pump.
  • the final connection welding of the intermediate pipe and the steam generator nozzle is left as a residual load on the sliding base and the pump vertical support due to the welding shrinkage.
  • settlement of the sliding base 30 due to welding shrinkage occurs, and settlement typically occurs in the range of about 1 mm after installation of the steam generator and after final connection welding.
  • This settlement can be seen as a load remaining on the sliding base 30, and this residual load has a characteristic of increasing the frictional force on the sliding base at the initial stage of the reactor to inhibit the sliding operation in the lateral direction.
  • the steam generator will tilt and further increase the vibration stress of the reactor due to the deformation and interference of the reactor coolant pump and associated support structures of the steam generator.
  • This vibration stress not only causes the tubular wear of the steam generator, but also causes wear of the reactor coolant pump's internal components and fatigue cracking by adding fatigue to the pipe connected to the RCS system.
  • the air circulation sleeve 80 is mounted in the center of the sliding base 30 supporting the reactor steam generator to naturally circulate the air by the Venturi effect, so that the stay cylinder of the steam generator 1 stays. Sliding base 30 by naturally cooling the stagnated air area 70 inside the cylinder and skirt 20 and effectively preventing the transfer of high heat from the steam generator 1 to the sliding base 30. It is an air circulation sleeve device under the reactor steam generator to prevent the vibration phenomenon of the reactor due to the thermal expansion deformation of the reactor.
  • an air circulation shim plate (not shown) is disposed between the lower surface of the skirt 20 supporting the reactor steam generator 1 and the engaging surface of the sliding base 30 so that the outdoor air stays.
  • the reactor 90 is tightly fixed along the bottom of the steam generator.
  • the sliding base It is a heat insulating material mounting structure of the reactor steam generator to prevent vibration of the reactor caused by thermal expansion deformation of 30).
  • the conventional techniques proposed by the applicant of the present invention have a great effect in preventing the thermal deformation of the sliding base 30 to improve the stable operation of the reactor and the equipment life.
  • An object of the present invention is to solve the conventional problems as described above, can be easily applied on-site without entailing large-scale replacement and reinforcement work of nuclear power plants, reducing the wear of the reactor heat pipe, further improve the operational stability of the reactor system equipment It is to provide a cooling device for the lower structure of the reactor steam generator improved.
  • the stud bolt does not suffer from heat fatigue (heat fatigue) so that the thermal deformation of the sliding base does not occur It is to provide a cooling device for the lower structure of the reactor steam generator that can greatly reduce the temperature of the zone.
  • the present invention in the device for cooling the lower structure located in the reactor steam generator,
  • a plurality of stud bolts securing the skirt of the reactor steam generator to the sliding base
  • the vertical through hole to form a neck of the venturi tube shape of the diameter of the inner passage is reduced to accelerate the speed of the air flow flowing in the interior of the vertical through hole, so as to lower the pressure in the neck It is composed.
  • the present invention preferably further includes an air supply hole formed on one side of the skirt flange, and each stud bolt further includes a plurality of through holes communicating with the vertical through holes. And to form an air circulation / cooling passage leading from the air supply hole to the through hole and the vertical through hole.
  • the through hole is formed from the outer circumferential surface of the stud bolt to the vertical through hole, the inclination angle of the depth is gradually lowered, each of which is formed different in height in the vertical direction with respect to each other
  • the inner void space of the plurality of through holes in each stud bolt is prevented from overlapping in the horizontal cross section of the stud bolt, and prevented from being biased to one side, so that the stud bolt is in the horizontal direction To prevent local stiffness degradation and cross-sectional weakening.
  • the present invention preferably further comprises a plurality of concavely formed air circulation recesses in the skirt bottom surface to allow for air circulation / circuit from the air congestion zone below the reactor steam generator to the circular gap between the bolt holes of the skirt and the outer diameter of the stud bolts.
  • a cooling passage By forming a cooling passage, a plurality of air circulation grooves, a circular gap between the bolt hole of the skirt and the outer diameter of the stud bolt, the air circulation / cooling passage leading to the through hole and the vertical through hole are formed from the air congestion zone below the reactor steam generator. Configured to form.
  • the present invention preferably further comprises a heat sink mounted to the upper threaded portion of the stud bolt, the heat sink is provided with a plurality of heat dissipation fins on the outer surface of the body coupled to the upper threaded portion of the stud bolt heat dissipation of the stud bolt It is configured to increase the surface area and shape the cooling effect.
  • the stud bolt and the sliding are formed by forming vertical through holes and a plurality of through holes in the plurality of stud bolts respectively fixing the skirt of the reactor steam generator to the sliding base, and forming the air circulation / cooling passage in the vertical direction. It is possible to cool the high heat of the base and effectively prevent thermal deformation.
  • each stud bolt not only the vertical through hole is formed in each stud bolt, but also an air supply hole is formed in one side of the skirt flange, and a plurality of air circulation grooves are formed in the bottom of the skirt.
  • An air circulation / cooling passage is formed from the stagnation of air below the reactor steam generator to the circular gap between the bolt hole of the skirt and the outer diameter of the stud bolt.
  • a heat sink is attached to the upper thread part of the said stud bolt.
  • the temperature of the air congestion zone so that the stud bolts do not suffer from heat fatigue and the thermal deformation of the sliding base does not occur by easily on-site application without entailing large-scale replacement and reinforcement work of the nuclear power plant. It is possible to obtain an excellent effect that can greatly reduce the.
  • FIG. 1 is a longitudinal sectional view of the undercarriage of a reactor steam generator with a solid stud bolt according to the prior art.
  • FIG. 2A is a thermal analysis temperature showing a heat distribution state in which an air congestion zone formed in a skirt and a sliding base is heated at a high temperature (up to 131 ° C.) due to high heat generated during operation of a reactor in a lower structure of a conventional reactor steam generator. It is a distribution chart.
  • Figure 2b is a thermal analysis temperature distribution diagram showing the heat distribution state that the temperature of the air congestion zone formed in the skirt and the sliding base in accordance with the present invention 40% or more lower than in the prior art.
  • FIG 3 is an enlarged partial cutaway view showing a structure in which a stud bolt having a vertical through hole according to the present invention is mounted to a lower structure of a reactor steam generator.
  • Figure 4 is a longitudinal cross-sectional view of the lower structure of a reactor steam generator equipped with a stud bolt having a vertical through hole and a through hole according to the present invention, and having a plurality of air circulation / cooling passages.
  • FIG. 5 is an explanatory view showing a detailed structure of a stud bolt having a vertical through hole and a plurality of through holes according to the present invention.
  • FIG. 6 is a plan sectional view showing a structure in which a vertical through hole and a plurality of through holes according to the present invention form an air circulation / cooling passage.
  • FIG. 7 is a longitudinal sectional view of a lower structure cooling apparatus of a nuclear reactor steam generator with a plurality of air circulation / cooling passages in accordance with the present invention.
  • the lower structure cooling apparatus 100 of the reactor steam generator according to the present invention as shown in Figures 3 and 4, a plurality of fixing the skirt 20 of the reactor steam generator (1) to the sliding base (30). It includes a vertical through-hole 112 in the form of a venturi tube formed in the center of the stud bolt 110.
  • a plurality of such stud bolts 110 are disposed around a skirt 20 of a steam generator 1 of a nuclear reactor, each having a vertical through hole 112 formed at the center thereof. .
  • the vertical through hole 112 is formed in the inner flow passage similar to the venturi tube, the flow path forms a narrow neck 112a, such a neck 112a is formed of a length of approximately 30mm In addition, the flow rate of air flowing therein is increased, and the pressure is reduced.
  • an air discharge pipe (not shown) extending from a fan may be additionally connected to an upper side of the vertical through hole 112 of the stud bolt 110 to perform air circulation in a forced ventilation method.
  • the present invention forms an air supply hole 122 on one side of the skirt flange 22 so that each stud bolt 110 is extended to the bolt hole of the skirt 20 to be fitted.
  • each stud bolt 110 is formed to include a plurality of through holes 114 in communication with the vertical through hole 112, as shown in the cross section A-A in FIG.
  • the plurality of through holes 114 may be formed to be inclined.
  • Each of the through holes 114 may be formed, for example, at an angle of inclination ⁇ 1 of approximately 30 degrees in the vertical direction, and the heights thereof are different in the vertical direction.
  • the through hole 114 is inclined toward the vertical through hole 112 from the outer circumferential surface of the stud bolt 110 to form an inclination of approximately 30 degrees inclination angle ⁇ 1, the depth of which is gradually lowered.
  • the heights are formed differently in the vertical direction with respect to each other.
  • the through holes 114 have a vertical height such that their ends form a 15 mm step h in the vertical direction in the neck portion 112a of the vertical through hole 112. Form a difference.
  • the through holes 114 are formed at an angle of inclination ⁇ 1 of approximately 30 degrees, respectively, and form a step h of approximately 15 mm in their heights differently in the vertical direction, the through holes 114 are formed in the structure of the horizontally formed through holes.
  • the strength of the stud bolt 110 can be maintained satisfactorily without weakening the cross section of the stud bolt 110.
  • the empty space portion of the through hole 114 overlaps the empty space in the horizontal cross-sectional direction of the stud bolt 110 as compared with the horizontally formed through hole.
  • the strength of the stud bolt 110 can be maintained satisfactorily without making the cross section of the stud bolt 110 weak.
  • these through holes 114 form a spaced apart angle ⁇ 2 in the circumferential direction of the stud bolts 110 at least approximately 60 degrees with respect to each other.
  • This circumferential separation angle ⁇ 2 prevents the internal hollow space of each through hole 114 from being biased from the stud bolt 110 to one side, thereby reducing local stiffness and cross-section of the stud bolt 110. Weakening can be prevented.
  • the present invention provides a circular gap P between the bolt hole of the skirt 20 and the outer diameter of the stud bolt 110, the plurality of through holes 114, and the vertical through holes 112 from the air supply hole 122. Air circulation / cooling passage leading to
  • the outdoor air may be naturally circulated or supplied through the air supply hole 122, and an air discharge pipe (not shown) is connected from the upper side of the vertical through hole 112 of the stud bolt 110 by a fan.
  • air circulation may be performed through the stud bolt 110 by forced ventilation.
  • a plurality of air circulation grooves 124 formed concave in the skirt bottom surface 24 may be formed.
  • These air circulation recesses 124 are concavely cut, and have a circular gap between the bolt hole of the skirt 20 and the outer diameter of the stud bolt 110 from the air stagnation region 70 under the reactor steam generator 1. Providing air passages leading to (P) allows air circulation.
  • the air congestion zone 70 under the reactor steam generator 1 Flows through a plurality of air circulation grooves 124, a circular gap P between the bolt holes of the skirt 20 and the outer diameter of the stud bolts 110, a plurality of through holes 114 and vertical through holes 112. Forced air circulation can be achieved
  • the present invention may additionally include a heat sink 140 in the upper threaded portion of the stud bolt 110.
  • the heat sink 140 serves as an additional heat dissipation mechanism, and has a plurality of heat dissipation fins 142 on the outer surface of the body coupled to the upper threaded portion of the stud bolt 110. Therefore, the present invention can greatly increase the heat dissipation surface area of the stud bolt 110 through the mounting structure of the heat sink 140, and further increase the cooling effect.
  • the stud bolt 110 does not suffer from heat fatigue by easily field application without entailing a large-scale replacement and reinforcement work of the nuclear power plant, and thermal deformation of the sliding base 30 does not occur. It is possible to obtain an excellent effect of greatly reducing the temperature of the air congestion zone.
  • the temperature of the air congestion zone 70 formed in the skirt 20 and the sliding base 30 is reduced by about 40% compared to the conventional high heat (up to 131 °C) It was very effective.
  • skirt 22 skirt flange

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Abstract

본 발명은 원자로 증기 발생기의 하부에 위치된 하부 구조물을 냉각시키기 위한 장치에 관한 것으로, 원자로 증기 발생기의 스커트를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트; 및 상기 각각의 스터드 볼트 중앙에 형성된 수직 관통 홀;을 포함하여 스터드 볼트의 중심을 통해 공기를 순환시켜 스터드 볼트의 가열을 방지하도록 구성된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치를 제공한다. 본 발명에 의하면, 원자력 설비의 대규모 교체, 보강 작업을 수반하지 않고도 쉽게 현장 적용하여 스터드 볼트가 열 피로(heat fatigue)를 겪지 않고, 슬라이딩 베이스의 열변형이 일어나지 않도록 공기정체구역의 온도를 크게 경감시킬 수 있으며, 원자로 전열관의 마모를 감소시키고, 원자로 계통 설비의 운영 안정성을 더욱 향상시킬 수 있는 우수한 효과를 얻을 수 있다.

Description

원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치
본 발명은 원자로 증기 발생기의 하부에 위치된 하부 구조물을 냉각시키기 위한 장치에 관한 것으로, 보다 상세히는 원자로 증기 발생기의 스커트와 슬라이딩 베이스(sliding base)를 고정시키는 스터드 볼트에 벤튜리(Venturi) 형태의 수직 관통 홀(air penetration hole)과 다수의 경사진 관통 홀을 형성하고, 스커트 플랜지의 일측면에는 공기 공급 홀(air supply hole)을 형성하며, 스커트 바닥면에는 다수의 공기 순환 요홈을 형성하여 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 수직 관통 홀, 관통 홀 및 공기 공급 홀로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성시킴으로써, 스터드 볼트 및 슬라이딩 베이스의 고열을 냉각시키고, 열적 변형을 방지하며, 원자로 계통 설비의 운영 안정성을 향상시키도록 개선된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치에 관한 것이다.
일반적으로, 원자로는 국내의 예를 들면, 컨버스천 엔지니어링(Conbustion Engineering :CE)의 시스템플러스 80(한빛 3,4호기), 한국 표준형 원전(한울3,4,5,6호기 및 한빛 5,6호기), OPR1000(신고리 1,2호기), APR1400(신고리 3,4호기, 신울진 1,2호기, UAE 원전 1~4호기), 2-루프 가압경수로(Pressurized Water Reactor)등이 있다.
이러한 원자로 발전소(이하, 간략히 "원자로"라 한다)는 대한민국 등록특허공보 제10-1473665호의 "원자력 발전소의 부품 교체용 배관 지지 장치"에도 기재된 바와 같이, 격납 건물 내에 원자로 냉각재 계통(RCS:Reactor Coolant System)이 구비된다.
이와 같은 원자로 냉각재 계통은 원자로를 담고 있는 반응기와, 이에 연결된 적어도 하나의 열전달 회로를 가진다.
각 회로는 증기 발생기와, 반응기 및 증기 발생기 사이에서 냉각재를 순환시키는 적어도 하나의 냉각재 펌프를 포함한다.
이에 더하여 회로는 냉각재의 온도 및 압력을 일정하게 유지하도록 하는 가압기를 포함한다.
첫 번째 대구경 배관 또는 고온관(hot leg)은 반응기의 일측과, 증기 발생기의 냉각재 챔버의 흡입부 일측에 연결되어 반응기 내의 노심(core)과 접촉되어 가열된 냉각재를 증기 발생기로 전송한다.
또한, 크로스 오버 레그(cross-over leg)로 불리는 순환관은 증기 발생기의 냉각재 챔버의 토출부 일측 및 냉각재 펌프의 와류실 흡입부 일측을 연결한다.
그리고, 저온관(Cold leg)은 냉각재 펌프의 와류실과 반응기 사이를 연결한다. 또한, 증기 발생기에서 냉각되고 냉각재 펌프에 의해 인출된 냉각재는 순환관, 저온관을 통하여 반응기로 전송되어 노심을 냉각한다.
이와 같은 원자로에서, 각각의 증기 발생기(1)는 도 1에 도시된 바와 같은 전형적인 하부 구조물을 갖는다.
즉, 원자로의 증기 발생기(1)는 고온 상태로 유지되는 스테이 실린더(Stay cylinder)(10)를 구비하고, 그 하부에서 이를 떠받치는 원통형 구조의 스커트(20)를 구비한다.
이와 같은 스커트(20)는 그 하부측의 슬라이딩 베이스(30) 상에 다수의 스터드 볼트(40)에 의해서 고정 지지되며, 이와 같은 슬라이딩 베이스(30)는 포지드 볼트 플레이트(50) 상에 마련된 다수의, 예를 들면 4개의 반구형 슬라이더(52) 상에서 지지되어 원자로의 운전중에 발생하는 미세한 움직임을 수용하도록 되어 있다.
이와 같은 구조에서 종래의 스터드 볼트(40)는 통상적인 중실형(solid) 볼트 구조이다.
또한, 이와 같은 증기 발생기(1)는 운전중에 고열이 발생하는데, 이와 같은 고열이 하부의 슬라이딩 베이스(30)로 전달되면, 도 2a의 열해석 온도 분포도에서도 알 수 있듯이 슬라이딩 베이스(30)가 가열된다.
이러한 열해석 온도 분포도에서는, 단열상태, 운전온도, 재질, 열전달, 증기발생기 주변 공기 유동 등을 기준으로 해석한 결과, 증기 발생기(1)에서 발산된 고열(300℃ 이상)이 스커트(20)와 슬라이딩 베이스(30)에 형성된 공기정체구역(70)으로 대류와 복사에 의한 열전달로 고열이 전달되어 최대 131℃로 가열된 상태를 도시한 열 분포도이다. 이와 같은 고열 상태에서는 스커트(20)에 열적 변형 현상(최대 2.4mm)이 있는 것으로 확인되었다.
뿐만 아니라, 이러한 슬라이딩 베이스(30)의 가열은 아래와 같은 심각한 문제점이 발생된다.
즉, 슬라이딩 베이스(30)의 열적 변형은 발전소 운전중 발생하는 슬라이딩 베이스(30)의 열팽창에 따른 자유로운 이동을 억제하거나, 또는 증기 발생기(1) 상부의 주변 구조물과 간섭을 발생시키고, 결과적으로 증기 발생기(1)와 냉각재 펌프의 구조적 진동을 유발시킨다.
이러한 구조적 진동은 증기 발생기(1)의 세관 마모(wear)와 진동 응력(vibration stress)을 일으키고, 장주기로 운전하면 붕산 누적으로 붕산취화 현상 있는 소구경 배관의 피로를 유발하여 붕산수 누설이 발생된다.
또한, 원자로 배관의 시공적 요인으로는, 중간관과 증기 발생기 노즐의 최종 연결용접이 용접 수축으로 인해 슬라이딩 베이스와 펌프 수직 지지대에 잔류 하중으로 남게 된다. 이러한 잔류 하중의 결과로서, 용접 수축에 의한 슬라이딩 베이스(30)의 침하가 발생되며, 증기 발생기의 설치 후와, 최종 연결 용접후에는 통상적으로 약 1mm 범위내의 침하가 발생한다.
이러한 침하량이 슬라이딩 베이스(30)에 잔류하는 하중으로 볼 수 있으며, 이러한 잔류 하중은, 원자로의 기동 초기에 슬라이딩 베이스에 마찰력을 증가시켜서 횡방향의 미끌림 작동을 저해하는 특성이 있다.
뿐만 아니라, 이와 같이 슬라이딩 베이스가 열변형되면, 그로 인해 증기 발생기가 기울어져 운전되고, 상온 정지 후에도 부품 간의 어긋남 현상이 연이어 나타날 수 있다.
결과적으로, 슬라이딩 베이스가 변형되어 수평을 유지하지 못하면, 증기 발생기가 기울어지고, 원자로 냉각재 펌프와 증기 발생기의 관련 지지 구조물의 변형과 간섭으로 인해 원자로의 진동 응력(Vibration stress)을 더욱 가중시키게 된다.
이러한 진동 응력은 증기 발생기의 세관 마모의 원인이 될 뿐만 아니라, 원자로 냉각재 펌프의 내장품 마모, RCS 계통에 연결된 배관에 피로를 가중시켜서 피로 균열을 유발시키는 것이 해외 원자력 발전소 운전중 자주 발생되고 있다.
이러한 상태로 장주기 운전되면, 원자로 냉각재 펌프의 메카니컬 실(mechnical seal)과 소구경 배관의 누설로 이어진다.
따라서, 당 업계에서는 원자로의 슬라이딩 베이스(30)의 열적 변형을 방지하여 원자로의 구조적 진동으로 인한 증기 발생기의 세관 마모와, 원자로 냉각재 계통 설비의 마모(wear)를 방지할 수 있는 기술 개발이 절실하게 요구되는 실정이다.
이러한 문제점을 해소시키기 위하여, 본 발명의 출원인은 3가지 기술을 제안한 바가 있다.
첫째는, 원자로 증기 발생기를 지지하는 슬라이딩 베이스(30)의 중앙에 공기 순환 슬리브(80)를 장착하여 벤츄리 효과(Venturi effect)에 의하여 공기를 자연 순환시킴으로써, 증기 발생기(1)의 스테이 실린더(Stay cylinder)와 스커트(20) 내측의 공기 정체 구역(stagnated air area)(70)을 자연 냉각시키고, 고열이 증기 발생기(1)로부터 슬라이딩 베이스(30)로 전달되는 것을 효과적으로 방지하여 슬라이딩 베이스(30)의 열팽창 변형에 따른 원자로의 진동 현상을 방지하기 위한 원자로 증기 발생기 하부의 공기 순환 슬리브 장치이다.
둘째는, 원자로 증기 발생기(1)를 지지하는 스커트(20)의 하부면과, 슬라이딩 베이스(30)의 결합면 사이에 공기 순환형 심 플레이트(Shim Plate)(미 도시)를 배치하여 외기가 스테이 실린더(Stay cylinder)와 스커트 지지대(skirt support) 내측의 공기 정체 구역(stagnated air area)으로 유입되도록 함으로써, 고온 영역을 자연 냉각시키고, 고열이 증기 발생기로부터 슬라이딩 베이스로 전달되는 것을 효과적으로 방지하여 슬라이딩 베이스의 열팽창 변형에 따른 원자로의 진동 현상을 방지하기 위한 원자로 증기 발생기 하부의 외기흡입 플레이트 장치이다.
세째는, 원자로 증기 발생기(1)의 스테이 실린더(stay cylinder)와 스커트 부분에서 보온재, 열차단판과 다수의 조각편으로 이루어진 지지 플레이트를 활용하여 증기 발생기의 하부를 따라 보온재(90)를 밀착 고정시킴으로써 원자로의 운전중 진동에 따른 보온재의 처짐을 완벽하게 방지하여 증기 발생기의 고열이 하부의 공기 정체 구역(stagnated air area)(70)을 통해 슬라이딩 베이스(30)로 전달되는 것을 효과적으로 방지하고, 슬라이딩 베이스(30)의 열팽창 변형에 따른 원자로의 진동 발생현상을 방지하기 위한 원자로 증기 발생기의 보온재 장착구조이다.
이와 같은 본 발명의 출원인에 의해서 제안된 종래의 기술들은, 슬라이딩 베이스(30)의 열적 변형을 방지하여 원자로의 안정적인 가동과 설비 수명을 향상시키는 데에 큰 효과를 갖는 것이다.
그러나, 이러한 기술들은 원자로의 1 싸이클 상업 운전이 경과한 후, 증기발생기의 교체 작업 시점에서 적용할 수 있는 기술이다.
따라서, 정상적으로 가동중인 원전에서는 적용하기가 어렵고, 이러한 가동중인 원전에서도 열적 변형의 원인을 조기에 제거하여야만 전열관 등의 설비 손상을 예방할 수 있으므로, 건설 진행중인 원전, 시운전 단계, 그리고 증기발생기 교체 직전 단계에서도 적용할 수 있는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치의 기술 개발이 절실한 것이었다.
본 발명의 목적은 상기와 같은 종래의 문제점을 해소시키기 위한 것으로서, 원자력 설비의 대규모 교체, 보강 작업을 수반하지 않고도 쉽게 현장 적용하여 원자로 전열관의 마모를 감소시키고, 원자로 계통 설비의 운영 안정성을 더욱 향상시키도록 개선된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치를 제공함에 있다.
그리고 본 발명의 다른 목적은, 건설 진행중인 원전, 시운전 단계, 그리고 증기발생기 교체 직전 단계에서도 간단한 구조적 개선을 통하여 스터드 볼트가 열 피로(heat fatigue)를 겪지 않고, 슬라이딩 베이스의 열변형이 일어나지 않도록 공기정체구역의 온도를 크게 경감시킬 수 있는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치를 제공함에 있다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 원자로 증기 발생기의 하부에 위치된 하부 구조물을 냉각시키기 위한 장치에 있어서,
원자로 증기 발생기의 스커트를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트; 및
상기 각각의 스터드 볼트 중앙에 형성된 수직 관통 홀;을 포함하여 스터드 볼트의 중심을 통해 공기를 순환시켜 스터드 볼트의 가열을 방지하도록 개선된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치를 제공한다.
또한 본 발명은 바람직하게는, 상기 수직 관통 홀은 그 내부 유로의 직경이 축소된 벤튜리 관 형태의 목부를 형성하여 수직 관통 홀의 내부에서 흐르는 공기 흐름의 속도를 가속시키고, 목부에서 압력을 낮추도록 구성된 것이다.
그리고 본 발명은 바람직하게는, 스커트 플랜지의 일측면에 형성된 공기 공급 홀(air supply hole)을 추가 포함하고, 각각의 스터드 볼트에는 상기 수직 관통 홀에 연통하는 다수의 관통 홀을 추가 포함함으로써, 상기 공기 공급 홀로부터 상기 관통 홀 및 수직 관통 홀로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성시키도록 구성된다.
또한 본 발명은 바람직하게는, 상기 관통 홀은 스터드 볼트의 외주면으로부터 수직 관통 홀로 향하면서, 그 깊이가 점차 낮아지는 경사 각도를 형성하며, 그 각각은 서로에 대해 상하방향으로 그 높이가 다르게 형성되고, 스터드 볼트의 원주 방향으로 이격 각도를 형성함으로써, 각각의 스터드 볼트에서 다수의 관통 홀의 내부 빈 공간이 스터드 볼트의 수평 단면으로 겹치는 것을 방지하고, 한쪽으로 편중되는 것을 방지하여, 스터드 볼트의 수평 방향에서 국소적인 강성 저하 및 단면 약화를 방지하도록 구성된다.
그리고 본 발명은 바람직하게는, 스커트 바닥면에는 오목하게 형성된 다수의 공기 순환 요홈을 추가 포함하여 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극으로 공기 순환/냉각 통로를 형성시킴으로써, 상기 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 다수의 공기 순환 요홈, 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극, 상기 관통 홀 및 수직 관통 홀로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성시키도록 구성된다.
또한 본 발명은 바람직하게는, 상기 스터드 볼트의 상단 나사부에 장착되는 히트 싱크를 추가 포함하고, 상기 히트 싱크는 스터드 볼트의 상단 나사부에 결합되는 몸체 외면에 다수의 방열 핀들을 구비하여 스터드 볼트의 방열 표면적을 증대시키고, 냉각 효과를 형상시키도록 구성된다.
본 발명에 의하면, 원자로 증기 발생기의 스커트를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트에 각각 수직 관통 홀과 다수의 관통 홀들을 형성하고, 상하 방향의 공기 순환/냉각 통로를 형성시킴으로써, 스터드 볼트 및 슬라이딩 베이스의 고열을 냉각시키고, 열적 변형을 효과적으로 방지할 수 있다.
또한, 본 발명에 의하면 각각의 스터드 볼트에 수직 관통 홀을 형성시킬 뿐만 아니라, 스커트 플랜지의 일측면에는 공기 공급 홀(air supply hole)을 형성하고, 스커트 바닥면에는 다수의 공기 순환 요홈을 형성하여 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극으로 공기 순환/냉각 통로를 형성시킨다. 또한, 본 발명에 의하면 상기 스터드 볼트의 상단 나사부에 히트 싱크를 장착시킨다.
상기와 같이 본 발명에 의하면, 원자력 설비의 대규모 교체, 보강 작업을 수반하지 않고도 쉽게 현장 적용하여 스터드 볼트가 열 피로(heat fatigue)를 겪지 않고, 슬라이딩 베이스의 열변형이 일어나지 않도록 공기정체구역의 온도를 크게 경감시킬 수 있는 우수한 효과를 얻을 수 있다.
도 1은 종래의 기술에 따른 중실형(solid) 스터드 볼트를 구비한 원자로 증기 발생기의 하부 구조물을 도시한 종단면도이다.
도 2a는 종래의 원자로 증기 발생기의 하부 구조물에서, 원자로의 운전중에 발생된 고열로 인하여 스커트와 슬라이딩 베이스에 형성된 공기정체구역이 고열(최대 131℃)로 가열된 열 분포 상태를 도시한 열해석 온도 분포도이다.
도 2b는 본 발명에 따라서 스커트와 슬라이딩 베이스에 형성된 공기정체구역의 온도가, 종래에 비해 40% 이상 낮아진 열 분포 상태를 도시한 열해석 온도 분포도이다.
도 3은 본 발명에 따른 수직 관통 홀을 구비한 스터드 볼트가 원자로 증기 발생기의 하부 구조물에 장착된 구조를 도시한 일부 절개 확대도이다.
도 4는 본 발명에 따른 수직 관통 홀 및 관통 홀을 구비한 스터드 볼트가 장착되고, 다수의 공기 순환/냉각 통로가 구비된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물을 도시한 종단면도이다.
도 5는 본 발명에 따른 수직 관통 홀 및 다수의 관통 홀을 구비한 스터드 볼트의 상세 구조를 도시한 설명도이다.
도 6은 본 발명에 따른 수직 관통 홀 및 다수의 관통 홀들이 공기 순환/냉각 통로를 형성하는 구조를 도시한 평단면도이다.
도 7은 본 발명에 따라서 다수의 공기 순환/냉각 통로가 구비된 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각 장치를 도시한 종단면도이다.
이하, 본 발명의 바람직한 실시 예를 도면을 참조하여 보다 상세히 설명한다.
본 발명에 따른 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치(100)는, 도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 원자로 증기 발생기(1)의 스커트(20)를 슬라이딩 베이스(30)에 고정시키는 다수의 스터드 볼트(110) 중앙에 형성된 벤튜리 관 형태의 수직 관통 홀(112)을 포함한다.
이와 같은 스터드 볼트(110)는 도 3에 도시된 바와 같이, 원자로의 증기 발생기(1)의 스커트(20) 둘레에 다수 개가 배치되는데, 그 각각의 중앙에는 수직 관통 홀(112)이 형성된 구조이다.
이와 같은 수직 관통 홀(112)은 그 내부 유로가 벤튜리 관에 유사하게 형성된 것으로서, 그 유로에는 직경이 좁아진 목부(112a)를 형성하는데, 이와 같은 목부(112a)는 대략 30mm의 길이로 형성되며, 그 내부를 흐르는 공기의 흐름 속도가 증가하고, 압력이 낮아지는 특징이 있다.
이와 같은 구조에서는 도 4 및 도 7에 도시된 바와 같이, 스터드 볼트(110)의 수직 관통 홀(112)을 통해서 슬라이딩 베이스(30)의 상,하부측 공기를 자연 순환시켜서 스터드 볼트(110)의 가열을 방지하는 개선된 효과를 얻을 수 있다.
또한, 이와 같은 구조에서 상기 스터드 볼트(110)의 수직 관통 홀(112)의 상부측으로는 추가적으로 팬(fan)으로부터 연장된 공기 배출관(미 도시)이 연결되어 강제 통풍방식으로 공기 순환이 이루어질 수도 있다.
그리고, 본 발명은 스커트 플랜지(22)의 일 측면에 공기 공급 홀(air supply hole)(122)을 형성하여 각각의 스터드 볼트(110)가 끼워지는 스커트(20)의 볼트 구멍으로 연장되도록 한다.
또한, 상기 각각의 스터드 볼트(110)에는 도 5에서 A-A 단면으로 표시된 바와 같이, 상기 수직 관통 홀(112)에 연통하는 다수의 관통 홀(114)을 포함하여 형성된다. 바람직하게는, 상기 다수의 관통 홀(114)은 경사지게 형성될 수 있다.
이와 같은 관통 홀(114)은, 각각 예를 들면 상하 방향으로 대략 30도 경사 각도(θ1)로 형성될 수 있으며, 상하방향으로 그 높이가 다르게 형성된다.
즉, 상기 관통 홀(114)은 스터드 볼트(110)의 외주면으로부터 수직 관통 홀(112)로 향하면서, 그 깊이가 점차 낮아지는 대략 30도 경사 각도(θ1)의 경사를 형성하고, 그 각각은 서로에 대해 상하방향으로 그 높이가 다르게 형성된다.
예를 들면, 도 5에 도시된 바와 같이, 상기 관통 홀(114)들은 그 끝단이 수직 관통 홀(112)의 목부(112a)에서 대략 상하방향으로 15mm 단차(h)를 형성하도록 상하방향의 높이 차이를 형성한다.
이와 같이 상기 관통 홀(114)이 각각 대략 30도 경사 각도(θ1)로 형성되고, 상하방향으로 그 높이가 각각 다르게 대략 15mm의 단차(h)를 형성하게 되면, 이는 수평으로 형성된 관통 홀의 구조에 비해서 스터드 볼트(110)의 단면을 취약하게 하지 않고, 스터드 볼트(110)의 강도를 양호하게 유지시킬 수 있다.
즉, 원자로에 설치된 스터드 볼트(110)에 인장력이 가해질 때, 관통 홀(114)의 빈 공간 부분은, 수평으로 형성된 관통 홀에 비해서, 스터드 볼트(110)의 수평 단면 방향에서 빈 공간이 겹치치 않게 되어 스터드 볼트(110)의 단면을 취약하게 하지 않고, 스터드 볼트(110)의 강도를 양호하게 유지시킬 수 있다.
또한, 이와 같은 관통 홀(114)은 도 6에 도시된 바와 같이, 서로에 대해 적어도 대략 60도의 스터드 볼트(110)의 원주 방향의 이격 각도(θ2)를 형성한다.
이와 같은 원주방향의 이격 각도(θ2)는, 각각의 관통 홀(114)의 내부 빈 공간이 스터드 볼트(110)에서 한쪽으로 편중되는 것을 방지하여, 스터드 볼트(110)의 국소적인 강성 저하 및 단면 약화를 방지할 수 있다.
상기와 같이 본 발명은 상기 공기 공급 홀(122)로부터 스커트(20)의 볼트 구멍과 스터드 볼트(110)의 외경 사이의 원형 간극(P), 다수의 관통 홀(114) 및 수직 관통 홀(112)로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성할 수 있다.
따라서, 상기 공기 공급 홀(122)을 통해서 외기가 자연순환, 또는 공급될 수도 있으며, 스터드 볼트(110)의 수직 관통 홀(112)의 상부측으로부터 공기 배출관(미 도시)이 연결되어 팬에 의해서 공기가 흡입되면, 도 7에 도시된 바와 같이, 강제 통풍방식으로 스터드 볼트(110)를 통해서 공기 순환이 이루어질 수도 있다.
또한 본 발명은 추가적으로, 도 4에 확대도로 도시된 바와 같이, 스커트 바닥면(24)에 오목하게 형성된 다수의 공기 순환 요홈(124)이 형성될 수 있다.
이와 같은 공기 순환 요홈(124)들은 오목하게 절삭 가공된 것으로서, 원자로 증기 발생기(1) 하부의 공기정체구역(70)으로부터 스커트(20)의 볼트 구멍과 스터드 볼트(110)의 외경 사이의 원형 간극(P)으로 이어지는 공기 통로를 제공함으로써 공기 순환이 이루어지도록 한다.
이와 같은 구조에서는, 도 6 및 도 7에 도시된 바와 같이, 상기 원자로 증기 발생기(1) 하부의 공기정체구역(70)으로부터 다수의 공기 순환 요홈(124), 스커트(20)의 볼트 구멍과 스터드 볼트(110)의 외경 사이의 원형 간극(P), 상기 관통 홀(114) 및 수직 관통 홀(112), 상기 스커트 플랜지(22)의 공기 공급 홀(122)이 상호 이어지는 자연 공기 순환/냉각 통로를 형성할 수 있다.
또한, 상기 스터드 볼트(110)의 수직 관통 홀(112)의 상부측으로부터 공기 배출관(미 도시)이 연결되어 팬에 의해서 공기가 흡입되면, 원자로 증기 발생기(1) 하부의 공기정체구역(70)으로부터 다수의 공기 순환 요홈(124), 스커트(20)의 볼트 구멍과 스터드 볼트(110)의 외경 사이의 원형 간극(P), 다수의 관통 홀(114) 및 수직 관통 홀(112)을 통해서 흐르는 강제 통풍방식의 공기 순환이 이루어질 수 있다
또한, 본 발명은 추가적으로 상기 스터드 볼트(110)의 상단 나사부에 히트 싱크(Heat sink)(140)를 구비할 수 있다.
이와 같은 히트 싱크(140)는 추가적인 방열 기구의 역할을 하는 것으로서, 스터드 볼트(110)의 상단 나사부에 결합되는 몸체 외면에는 다수의 방열 핀(142)들을 구비하고 있다. 따라서, 본 발명은 이와 같은 히트 싱크(140)의 장착 구조를 통하여 스터드 볼트(110)의 방열 표면적을 크게 증대시키고, 냉각 효과를 더욱 크게 할 수 있다.
상기와 같이 본 발명에 의하면, 각각의 스터드 볼트(110)를 통하여 흐르는 공기 순환/냉각 통로를 형성시킴으로써, 스터드 볼트(110) 및 슬라이딩 베이스(30)의 고열을 냉각시키고, 열적 변형을 방지함은 물론, 원자로 계통 설비의 운영 안정성을 향상시키도록 개선된 효과를 얻을 수 있다.
특히, 본 발명에 의하면 원자력 설비의 대규모 교체, 보강 작업을 수반하지 않고도 쉽게 현장 적용하여 스터드 볼트(110)가 열 피로(heat fatigue)를 겪지 않도록 하고, 슬라이딩 베이스(30)의 열변형이 일어나지 않도록 공기정체구역의 온도를 크게 경감시킬 수 있는 우수한 효과를 얻을 수 있다.
본 발명에 의해서 개선된 스터드 볼트(110) 및 슬라이딩 베이스(30)의 냉각 효과가 도 2b의 열해석 온도 분포도를 통해서 확인되었다.
즉, 본 발명에 의한 열해석 온도 분포도에 따르면, 스커트(20)와 슬라이딩 베이스(30)에 형성된 공기정체구역(70)의 온도가, 종래의 고열(최대 131℃) 대비 대략 40% 정도 경감된 매우 효과적인 것이었다.
본 발명은 상기에서 도면을 참조하여 특정 실시 예에 관련하여 상세히 설명하였지만 본 발명은 이와 같은 특정 구조에 한정되는 것은 아니다. 당 업계의 통상의 지식을 가진 자라면 이하의 특허청구범위에 기재된 본 발명의 기술 사상 및 권리범위를 벗어나지 않고서도 본 발명을 다양하게 수정 또는 변경시킬 수 있을 것이다. 예를 들면, 상기에서 설명된 수직 관통 홀(112), 관통 홀(114), 공기 공급 홀(122) 및 공기 순환 요홈(124)들의 배치 위치 및 갯수, 형태 등은 각각의 설비 구조에 따라서 각각 다르게 형성될 수도 있을 것이다. 그렇지만 그와 같은 단순한 설계적인 변형 구조들은 모두 명백하게 본 발명의 권리범위 내에 속하게 됨을 미리 밝혀 두고자 한다.
[부호의 설명]
1: 증기 발생기 10: 스테이 실린더
20: 스커트 22: 스커트 플랜지
24: 스커트 바닥면 30: 슬라이딩 베이스
40: 스터드 볼트 50: 포지드 볼트 플레이트
52: 반구형 슬라이더 70: 공기정체구역
80: 공기 순환 슬리브 90: 보온재
100: 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치
110: 스터드 볼트 112: 수직 관통 홀
114: 관통 홀 122: 공기 공급 홀
124: 공기 순환 요홈 140: 히트 싱크
142: 방열 핀 h: 단차
P: 원형 간극 θ1, θ2: 각도

Claims (5)

  1. 원자로 증기 발생기의 하부에 위치된 하부 구조물을 냉각시키기 위한 장치에 있어서,
    원자로 증기 발생기의 스커트를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트(110);
    상기 각각의 스터드 볼트 중앙에 형성된 수직 관통 홀(112); 및
    스커트 플랜지의 일측면에 형성된 공기 공급 홀(air supply hole)(122)을 포함하고,
    각각의 스터드 볼트에는 상기 수직 관통 홀(112)에 연통하는 적어도 하나의 관통 홀(114)이 형성됨으로써, 상기 공기 공급 홀(122)로부터 상기 관통 홀(114) 및 수직 관통 홀(112)로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성시키도록 구성된 것임을 특징으로 하는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치.
  2. 제1항에 있어서, 상기 수직 관통 홀(112)의 내부 일측에는 그 내부 공기 통로의 직경이 좁아지는 벤튜리 관 형태의 목부(112a)가 형성되어, 수직 관통 홀의 내부를 흐르는 공기 흐름의 속도가 목부(112a)에서 가속되고, 목부에서의 압력은 낮아지도록 구성된 것임을 특징으로 하는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치.
  3. 제1항에 있어서, 상기 관통 홀은 스터드 볼트의 외주면으로부터 수직 관통 홀로 향하여 하측 방향으로 경사지게 다수 형성될 수 있고, 각각의 관통 홀은 서로에 대해 상하방향으로 상이한 깊이를 가지도록 형성되며 스터드 볼트의 원주 방향으로 이격 각도를 가지도록 형성됨으로써, 스터드 볼트의 수평 방향에서 국소적인 강성 저하 및 단면 약화를 방지하도록 구성된 것임을 특징으로 하는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치.
  4. 제1항에 있어서, 스커트 바닥면에는 오목하게 형성된 다수의 공기 순환 요홈을 추가 포함하여 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극으로 공기 순환/냉각 통로를 형성시킴으로써, 상기 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 다수의 공기 순환 요홈, 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극, 상기 관통 홀 및 수직 관통 홀로 이어지는 공기 순환/냉각 통로를 형성시키도록 구성된 것임을 특징으로 하는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치.
  5. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 스터드 볼트의 상단 나사부에 장착되는 히트 싱크를 추가 포함하고, 상기 히트 싱크는 스터드 볼트의 상단 나사부에 결합되는 몸체 외면에 다수의 방열 핀들을 구비하여 스터드 볼트의 방열 표면적을 증대시키고, 냉각 효과를 형상시키도록 구성된 것임을 특징으로 하는 원자로 증기 발생기의 하부 구조물 냉각장치.
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