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KR102111813B1 - 소형 모듈식 원자로 안전 시스템 - Google Patents

소형 모듈식 원자로 안전 시스템 Download PDF

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KR102111813B1
KR102111813B1 KR1020157000447A KR20157000447A KR102111813B1 KR 102111813 B1 KR102111813 B1 KR 102111813B1 KR 1020157000447 A KR1020157000447 A KR 1020157000447A KR 20157000447 A KR20157000447 A KR 20157000447A KR 102111813 B1 KR102111813 B1 KR 102111813B1
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KR
South Korea
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containment
reactor
core
pressure vessel
valve
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KR1020157000447A
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요한 엠. 크로니예
알렉산더 더블유. 하크네스
윌리엄 이. 커민스
매튜 제이. 메모트
매튜 씨. 스미스
Original Assignee
웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
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Abstract

본 발명은 일반적으로 증기 발생기, 원자로 냉각재 펌프, 가압기 및 원자로와 같은 핵증기 공급 시스템과 연관된 모든 부품을 단일 원자로 압력 용기에 결합하는 일체형 가압수로형 원자로에 관한 것이다. 원자로 압력 용기는 또한 노심 보충수 탱크와 같은 다수의 안전 시스템, 잔열 제거 열교환기의 1차측, 자동 감압 시스템 및 연장된 시간의 기간 동안 자연 순환을 통해 계속적인 노심 냉각을 가능하게 하는 재순환 시스템을 하우징하는 격납 압력 용기에 포함된다. 수동 시스템의 작동은 보조 배터리로부터 전원공급된, 밸브의 단일 작동에 의해 수행된다.

Description

소형 모듈식 원자로 안전 시스템{SMALL MODULAR REACTOR SAFETY SYSTEMS}
본 출원은 여기에 동시에 출원된, 미국특허출원 제_(문서 번호 RTU-2011-010)에 관한 것이다.
본 발명은 일반적으로 소형 모듈식 가압수로형 원자로, 그리고 더 구체적으로, 원자로가 정지된 후에 소형 모듈식 원자로를 수동으로 냉각시키기 위한 시스템에 관한 것이다.
가압수로형 원자로와 같은, 발전용 핵원자로에서, 열은 농축된 우라늄과 같은 핵연료의 분열에 의해 발생되고, 원자로 노심을 통해 흐르는 냉각재로 전달된다. 노심은 냉각재가 흐르는 연료 조립체 구조에서 서로 근접해서 장착된 연신된 핵연료봉을 포함한다. 연료봉은 함께 연장된 병렬 어레이에서 서로 이격된다. 소정 연료봉에서 연료 원자의 핵붕괴 동안 방출된 중성자 및 다른 원자 입자의 일부는 연료봉 사이의 공간을 통과하고 인접한 연료봉에서 핵분열 물질 상에 손상을 주고, 핵반응 및 노심에 의해 발생된 열에 영향을 준다.
이동가능한 제어봉은 그렇지 않으면 핵분열 반응에 영향을 줄 수 있는 중성자의 일부를 흡수하는 것에 의해, 핵분열 반응의 전체 속도의 제어를 가능하게 하도록 핵노심에 걸쳐 분산된다. 제어봉은 일반적으로 중성자 흡수 물질의 연신된 봉을 포함하고 연료봉과 평행하게 그리고 그들 사이에 작동하는 연료 조립체에서 종방향 개구부 또는 가이드 딤블에 맞춰진다. 노심에 또 다른 제어봉을 삽입하는 것은 인접한 제어봉에서 핵분열에 영향을 주지 않고 더 많은 중성자가 흡수되게 하고; 그리고 제어봉을 후퇴시키는 것은 중성자 흡수의 범위를 감소시키고 핵반응의 속도 및 노심의 파워 출력을 증가시킨다.
도 1은 핵분열 물질을 포함하는 연료봉을 지지하는 핵노심(14)을 포함하는 덮개 헤드(12)를 갖는 일반적으로 원통형 압력 용기(10)를 포함하는, 단순화된 종래의 핵원자로 1차측 시스템을 나타낸다. 물 또는 붕산수와 같은, 액체 냉각재는 열이 증기 구동 터빈 발전기와 같은 이용 회로(미도시)로 전달되는 일반적으로 증기 발생기로 언급되는 열교환기(18)로 열 에너지가 흡수되고 방출되는 핵노심(14)을 통해 펌프(16)에 의해 용기(10)로 펌프된다. 그런 후에 원자로 냉각재는 펌프(16)로 되돌아가고 1차측 루프를 완료한다. 일반적으로, 복수의 위에 설명된 루프는 원자로 냉각재 배관(20)에 의해 단일 원자로 용기(10)에 연결된다.
이러한 설계를 사용하는 상업용 발전소는 일반적으로 약 1,100 메가와트 이상이다. 더 최근에, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨는 200 메가와트급에서 소형 모듈식 원자로를 제안했다. 소형 모듈식 원자로는 원자로 용기 내에 위치된 모든 1차측 루프 부품을 갖는 일체형 가압수로형 원자로이다. 원자로 용기는 컴팩트하고, 고압인 격납에 의해 둘러싸인다. 격납 내에 제한된 공간 및 일체형 가압경수로형 원자로에 대한 저비용 요구사항 모두로 인해, 전체 보조 시스템의 수는 안전 또는 기능성을 타협하지 않고 최소화될 필요가 있다. 그러한 이유로 인해, 대부분의 부품을 컴팩트하고 고압인 격납 내의 원자로 시스템의 1차측 루프와 유체 연통하도록 유지하는 것이 필요하다.
일반적인 종래의 가압수로형 원자로 설계는 원자로 및 소모 연료풀을 냉각시키기 위해 요구된 펌프에 전원을 공급하도록 사고 후에 긴급 AC 파워에 의존하는 능동 안전 시스템을 이용한다. 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된, AP1000®과 같은, 향상된 설계는 노심 및 소모 연료풀로부터 붕괴열을 제거하도록 자연 순환, 비등 및 응축에만 의존하는 수동 안전 시스템을 이용한다. 이러한 수동 안전 시스템 원칙을 소형 모듈식 원자로 설계에 적용하고 바람직하게 설계를 단순화하는 반면에 여전히 안전 마진을 유지하는 것이 바람직하다.
따라서, 냉각재 누출 사고의 발생 또는 주증기기관의 파손을 식별하고 외부 개입 없이 대략적으로 5 내지 7일의 연장된 기간 동안 원자로를 냉각시키도록 소형 모듈식 원자로의 가압된 격납 내에 일련의 이벤트를 시작할 수 있는 소형 모듈식 원자로용 수동 안전 시스템을 제공하는 것이 본 발명의 목적이다.
향상된 더 큰 원자로 설계에서 이전에 사용된 부품을 통합하는 단순화된 설계를 갖는 수동 안전 시스템을 제공하는 것이 본 발명의 또 다른 목적이다.
이러한 그리고 다른 목적은 제거가능한 헤드를 갖는 원자로 압력 용기; 원자로 압력 용기 내에 포함된 핵원자로의 1차측 냉각재 루프; 및 액체 풀에 실질적으로 잠기는 격납 압력 용기이면서 원자로 압력 용기를 포함하는 격납 압력 용기를 포함하는 모듈식 핵원자로 시스템에 의해 달성된다.
일 실시예에서, 모듈식 핵원자로 시스템은 1차측 시스템으로부터 이탈하는 원자로 냉각재를 수집하기 위한 배수조를 포함하는 격납내 풀 시스템을 포함한다. 격납내 풀 시스템은 원자로 압력 용기의 외부의 격납 압력 용기 내에 위치되고 격납 내 풀 시스템 내의 원자로 냉각재를 수동으로 재순환하기 위한 수단 및 냉각재 누출 사고의 예상 밖의 이벤트에서 원자로 압력 용기로의 배수조를 포함한다. 바람직하게, 격납내 풀 시스템은 체크 밸브를 통한 1차측 냉각재 루프의 저온관에 연결된다. 격납내 풀 시스템은 배수조의 수위가 격납내 풀 시스템의 수위보다 더 높을 때 자동으로 열리는 체크 밸브에 의해 배수조에 연결된 원자로 냉각재의 격납내 저수조를 더 포함할 수 있다. 바람직하게, 모듈식 핵원자로 시스템은 냉각재 누출 사고의 뜻밖의 이벤트 동안 원자로 냉각재의 수동 재순환을 용이하게 하도록 원자로 압력 용기와 격납 압력 용기 내의 압력을 균일하게 하는 감압 시스템을 포함한다. 바람직하게, 감압 시스템은 1차측 냉각재 루프의 고온관에 연결된다. 격납내 풀 시스템은 원자로 압력 용기 내에 원자로 노심 위의 높이에 지지되는 원자로 냉각재를 포함하는 하나 이상의 격납내 풀 탱크를 더 포함할 수 있고, 격납내 탱크는 격납내 저수조와 유체 연통으로 연결된다.
모듈식 핵원자로 시스템은 또한 원자로 압력 용기 내의 압력과 실질적으로 동일한 압력에서 원자로 냉각재를 포함하는 하나 이상의 노심 보충수 탱크를 포함할 수 있다. 노심 보충수 탱크는 바람직하게 원자로 노심 위의 높이에서 격납 압력 용기 내에 지지되고, 노심 보충수 탱크의 상부에서 1차측 냉각재 루프의 고온관에 그리고 정상 원자로 동작 동안 1차측 냉각재 루프의 저온관으로부터 하부를 차단하도록 노심 보충수 탱크의 하부와 저온관 사이의 차단 밸브를 갖는 노심 보충수 탱크의 하부에서 1차측 냉각재 루프의 저온관에 연결된다. 제 2 감압 서브시스템은 노심 보충수 탱크의 상부에 연결된다.
모듈식 핵원자로 시스템은 또한 차단 밸브가 열린 상태에 있을 때 노심 보충수 탱크 내의 원자로 냉각재를 냉각시키기 위한 수동 잔열 제거 시스템을 포함할 수 있다. 바람직하게, 수동 열제거 시스템은 1차측과 2차측을 갖는 제 1 열교환기를 가진다. 제 1 열교환기의 1차측은 노심 보충수 탱크에서 원자로 냉각재와 유체 연통하고 제 1 열교환기의 2차측은 최종 열싱크 풀과 유체 연통하는 2차측을 갖는 제 2 열교환기의 1차측과 유체 연통하고; 최종 열싱크 풀은 격납 압력 용기 위의 높이로 연장한다. 일 실시예에서, 최종 열싱크 풀은 풀에서 액체가 미리선택된 수위 아래로 강하할 때 격납 압력 용기가 실질적으로 잠기는 액체 풀을 보충하기 위한 수단과 유체 연통한다.
모듈식 핵 원자로 시스템은 또한 냉각재 누출 사고 또는 증기 라인 파손을 포함하는 임의의 설계 기반 이벤트의 발생을 모니터링하고 그러한 발생 시에 노심 보충수 탱크와 연관된 차단 밸브를 열기 위한 제어 신호를 발생시킬 수 있도록 구성된 보호 및 안전 모니터링 시스템을 포함한다. 보호 및 안전 모니터링 시스템은 노심 보충수 탱크 내의 원자로 냉각재 수위를 부가적으로 모니터링할 수 있고 노심 보충수 탱크 내의 원자로 냉각재가 미리선택된 수위 아래로 내려갈 때, 보호 및 안전 모니터링 시스템은 감압 시스템을 활성화하도록 제어 신호를 발생시킨다. 바람직하게, 감압 시스템의 활성화는 또한 격납 압력 용기의 내부에 격납내 풀 탱크의 내부를 통기시키는 격납내 풀 탱크 상의 벤트 밸브를 활성화시킨다. 격납내 풀 탱크는 원자로 압력 용기에서 압력이 격납 압력 용기에서의 압력과 실질적으로 같을 때 격납내 저수조를 통해 노심으로 배출하도록 구성된다.
더 또 다른 실시예에서, 원자로 압력 용기는 핵원자로의 1차측 냉각재 루프의 일부로서 1차측 및 격납 압력 용기의 외부에 위치된 증기 드럼을 갖는 폐루프에 연결된 2차측을 갖는 증기 발생기 열교환기를 포함한다. 증기 발생기 열교환기의 2차측은 증기 드럼으로부터 증기 발생기 열교환기의 2차측을 차단하기 위한 증기 발생기 차단 밸브를 가진다. 보호 및 안전 모니터링 시스템은 1차측 또는 2차측 파손에 대해 모니터링하도록 추가적으로 구성되고 그리고 파손이 검출될 때, 보호 및 안전 모니터링 시스템은 세이프가드 신호에 응답해서 증기 드럼으로부터 증기 발생기 열교환기를 차단하는 증기 발생기 차단 밸브에 세이프가드 신호를 발생시킨다.
본 발명은 원자로가 정지된 후에 소형 모듈식 원자로를 수동으로 냉각시키기 위한 시스템을 제공한다.
이하에 주장된 본 발명의 또 다른 이해는 첨부된 도면에 관련해서 읽힐 때 바람직한 실시예에 관한 다음의 설명으로부터 얻어질 수 있고:
도 1은 종래의 핵원자로 시스템의 단순화된 개략도이고;
도 2는 본 발명의 일 실시예를 구체화하는 소형 모듈식 일체형 원자로 시스템을 나타내는 부분단면 사시도이고;
도 3은 도 2에 도시된 원자로의 확대도이고;
도 4는 본 발명의 수동 안전 시스템의 일 실시예의 결합된 수동 잔열 제거 시스템 및 고낙차 물분사 시스템의 외부 원자로 격납 부품과 증기 발생기의 외부 격납 증기 드럼부의 동작을 포함하는 노심 보충수 탱크의 동작을 이해하는데 도움이 되는 도 2에 도시된 원자로 격납의 개략도이고; 그리고
도 5는 격납 압력 용기에 원자로 압력 용기로부터 이탈하는 원자로 냉각재를 재순환시키기 위한 격납내 풀 시스템과 조합해서 노심 보충수 탱크와 잔열 제거 시스템의 동작을 구체화하는 본 발명의 또 다른 실시예의 사시도이다.
도 2, 3, 4 및 5는 이하에 주장되는 수동 열제거 시스템, 고낙차 물분사 시스템 및 이하에 주장되는 재순환 시스템으로부터 유리할 수 있는 소형 모듈식 원자로 설계를 도시한다. 도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 모듈식 원자로 설계의 원자로 격납의 사시도를 도시한다. 도 2에 도시된 원자로 격납은 원자로 압력 용기 및 일체형 내부 부품을 도시하도록 부분적으로 절단된다. 도 3은 도 2에 도시된 원자로 압력 용기의 확대도이다. 도 4는 본 발명의 일 실시예의 결합된 수동 열제거 시스템 및 고낙차 물분사 시스템의 최종 열싱크 및 2차측 열교환 루프를 포함하는, 원자로 및 원자로 보조 시스템의 일부의 일 실시예의 개략도이다. 도 5는 연장된 수동 노심 냉각의 주요 부품 및 본 발명의 냉각재 재순환 시스템을 포함하는 본 발명의 수동 안전 시스템의 또 다른 실시예의 개략도이다. 동일한 도면 부호가 대응하는 부품을 식별하도록 여러 도면 사이에 사용된다.
도 2, 3, 4 및 5에 도시된 바와 같은 일체형 가압수로형 원자로에서, 일반적으로 핵증기 공급 시스템의 1차측과 연관된 실질적으로 모든 부품은 핵증기 공급 시스템의 1차측과 연관된 안전 시스템의 일부를 따라, 대략적으로 250 psig의 압력을 견딜 수 있는 고압 격납 용기(34) 내에 일반적으로 하우징되는 단일 원자로 압력 용기(10)에 포함된다. 원자로 압력 용기(10) 내에 하우징되는 1차측 부품은 증기 발생기의 1차측, 원자로 냉각재 펌프(28), 가압기(22) 및 원자로를 포함한다. 이러한 일체형 원자로 설계에서, 상업적 원자로의 증기 발생기 시스템(18)은 두 개의 부품, 원자로 상부 내부(30) 위의 원자로 압력 용기(10)에 위치된 열교환기(26) 및 도 4 및 도 5에 도시된 바와 같은 격납(34)에 대한 외부에 유지되는 증기 드럼(32)으로 분리된다. 증기 발생기 열교환기(26)는 1차측 설계 압력에 대해 등급화되고 핵노심(14)과 공유되는 압력 용기(10/12) 내에 그리고 다른 종래의 원자로 내부 부품, 두 개의 튜브 시트(54, 56), 고온관 배관(24)(또한 핫 레그 라이저로도 언급됨), 하부 튜브 시트(54)와 상부 튜브 시트(56) 사이에 연장하는 열전달 튜브(58), 튜브 지지부(60), 열전달 튜브(58) 사이에 2차측 유체 매체의 유동을 향하게 하기 위한 2차측 유동 배플(36) 및 2차측 유동 노즐(44, 50)을 포함한다.
따라서 압력 용기 헤드 조립체(12) 내의 열교환기(26)는 격납(34) 내에 밀폐된다. 격납 증기 드럼(32)에 대한 외부는 2차측 설계 압력에 대해 등급화된, 압력 용기(38)로 구성된다. 격납 증기 드럼(38)에 대한 외부는 종래의 증기 발생기 설계(18)에서 발견되기도 하지만, 원심 타입 및 셰브런 타입 습기 분리 장비, 급수 분배 디바이스 및 건증기, 급수, 재순환액 및 습증기를 위한 유동 노즐을 포함한다.
원자로 압력 용기(10)의 헤드(12)에서 열교환기(26)를 통한 1차측 원자로 냉각재의 유동은 도 3의 상부에서 화살표에 의해 도시된다. 도시되는 바와 같이, 핵노심(14)을 빠져나가는 가열된 원자로 냉각재는 위로 그리고 핫 라이저 레그(24)를 통해, 상부 튜브 시트(56)의 중심을 통해 이동하고 여기서 그것은 핫 레그 매니폴드(74)에 유입하고 가열된 냉각재는 180°돌고 상부 튜브 시트(56)를 통해 연장하는 열전달 튜브(58)로 유입한다. 그런 후에 원자로 냉각재는 하부 튜브 시트(54)를 통해 연장하는 열전달 튜브(58)를 통해 아래로 이동하고 역류 관계로 외부 증기 드럼(32)으로부터 차냉각된 재순환 입력 노즐(50)을 통해 열교환기에 유입하는 재순환액과 급수의 혼합물에 열을 전달한다. 차냉각된 재순환 입력 노즐(50)을 통해 열교환기(26)에 유입하는 차냉각된 재순환액 및 급수는 2차측 유동 배플(36)에 의해 열교환기의 바닥으로 아래로 그리고 위로 그리고 열교환 튜브(58) 주위로 향해지고 출구 채널(76)로 상부 튜브 시트(56) 바로 아래에서 돌고 여기서 습기 가득한 증기가 습증기 출구 노즐(44)로 이동된다. 그런 후에 습포화 증기가 외부 증기 드럼(32)으로 전달되고 그것은 습기로부터 증기를 분리시키는 습기 분리기를 통해 전달된다. 분리된 습기는 급수와 조합되어 사이클을 반복하도록 차냉각된 재순환 입력 노즐(50)로 다시 전달되는 재순환액을 형성한다.
일반적인 가압수로형 원자로 설계 및 향상된 가압수로형 원자로 설계(펜실베니아, 크랜베리 타운쉽, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된 AP1000®와 같음)는 사고 시나리오 동안 노심 손상을 방지하도록 붕괴 열제거 시스템 및 고낙차 분사 시스템 모두를 이용한다. 도 2, 3, 4 및 5에 도시된 웨스팅하우스 소형 모듈식 원자로 설계에서, 비용 및 공간 제한은 더 큰 가압수로형 원자로에서 현재 실행되는 바와 같은 이들 시스템의 용량을 제한한다. 본 발명은 단일하고, 단순하며 일체형인 시스템에 수동 붕괴열 제거 및 고낙차 물분사 및 재순환 기능을 조합한다. 이러한 결합된 안전 시스템은 더 큰 가압수로형 원자로 안전 시스템에 비해서 일체형 원자로 설계를 크게 단순화하고, 감소된 비용에서 더 적은 공간 요구사항으로 사고 동안 비교가능한 원자로 보호 능력을 허용한다. 여기에 설명되고 이후에 주장된 본 발명의 실시예는 조작자 작동 또는 외부 파워의 사용 없이 대략적으로 7일 동안 원자로를 계속적으로 냉각시킬 수 있는 신규한 재순환 시스템을 포함한다. 최초 수동 냉각 시간은 이하에 설명될 바와 같이 격납 외부의 최종 열싱크 풀에 물을 보충하는 것에 의해 더 연장될 수 있다.
도 2-5로부터 보여질 수 있는 바와 같이, 본 발명의 안전 시스템은 세 개의 기본 기능: 가압된 물이 노심 보충수 탱크를 통해 재순환 루프에서 노심으로 강제되는 고낙차 물분사 기능; 노심 보충수 탱크를 통해 순환하는 원자로 냉각재를 냉각시키는 잔열 제거 시스템; 및 노심을 통해 냉각재를 계속적으로 재순환시키는 노심 재순환 시스템을 포함한다. 결합된 고낙차 물분사 기능 및 잔류 수동 열제거 기능은 노심 보충수 탱크(40) 내에 위치된 수동 잔열 제거 열교환기(42)를 갖는, 격납 용기(34) 내에 위치된 결합된 노심 보충수 탱크/수동 잔열 제거 열교환기(40/42)를 나타내는, 도 2-4에 대해 언급하는 것에 의해 이해될 수 있다. 수동 잔열 제거 열교환기(42)는 노심 보충수 탱크의 상단부에서 입구 플레넘(43) 및 노심 보충수 탱크의 하단부에서 출구 플레넘(46)을 포함한다. 상부 튜브 시트(48)는 상부 입구 플레넘(43)을 2차측 유동 플레넘(64)으로부터 분리하고 하부 튜브 시트(52)는 하부 출구 플레넘(46)을 2차측 유동 플레넘(64)으로부터 분리한다. 열교환 튜브의 튜브 번들(62)은 상부 튜브 시트(48)와 하부 튜브 시트(52) 사이에 연장한다. 따라서, 입구 배관(84)을 통해 공급된 핵노심(14)의 고온관으로부터 1차측 유체가 입구 플레넘(43)에 유입하고, 튜브 번들(62)을 통해 출구 플레넘(46)으로 전달되고 그리고 출구 배관(88)을 통해 핵노심(14)의 저온관(78)으로 되돌아간다. 튜브 번들(62)을 통해 통과하는 냉각재는 튜브 시트(48, 52) 사이의 2차측 유체 플레넘(64)에서 2차측 유체에 열을 전달한다. 2차측 유체는 2차측 유체 입구 배관(66)을 통해 2차측 유체 플레넘(64)에 유입하고, 튜브 번들(62)로부터 전달된 열을 흡수하고 2차측 유체 출구 배관(68)을 통해 빠져나온다. 노심 보충수 탱크(40)의 높이, 즉, 노심 보충수 탱크가 지지되는 높이는 높은 자연 순환 유동을 용이하게 하도록 최대화된다. 정상 상태 동작 동안, 노심 보충수 탱크(40) 및 수동 잔열 제거 열교환기(42)의 1차측 튜브측은 원자로 냉각재와 동일한 압력에서 차가운, 붕산수로 채워진다. 이러한 물은 노심 보충수 탱크(40)의 바닥 상의 출구 배관(88) 상의 밸브(80)에 의해 원자로 압력 용기(40)에 흘러드는 것이 방지된다.
사고 조건 동안, 원자로 보호 및 안전 모니터링 시스템은 밸브(80)의 개구부에 신호를 보내고, 차가운, 붕산 노심 보충수 탱크의 물이 출구 배관(88)을 통해 아래로 그리고 원자로 압력 용기(10)의 저온관(78)으로 흐르게 한다. 동시에, 고온의 원자로 냉각재가 그때 노심 출구 영역(82)으로부터 입구 배관(84)을 통해 노심 보충수 탱크(40)로, 그리고 노심 보충수 탱크 입구 플레넘(43)으로 흐른다. 그런 후에 고온 원자로의 물은 수동 잔열 제거 열교환기(42)의 튜브 번들(64) 내의 튜브를 통해 아래로 흐르고, 2차측 유체 플레넘(64)에서 수동 잔열 제거 열교환기의 쉘측을 통해 흐르는 차가운 2차측의 물에 의해 냉각된다.
그런 후에 비등을 방지하도록 가압된 2차측 물은 최종 열싱크 탱크(70)에서 제 2 열교환기(72)에 배관(68)을 통해 위로 흐르고, 탱크(70)에서 냉수로 열을 전달한다. 이제 냉각된 2차측 물은 회귀 배관(66)을 통해 아래로, 그리고 공정을 반복하도록 열교환기(42)의 노심 보충수 탱크 쉘측(64)으로 흐른다. 최종 열싱크 루프 및 노심 보충수 탱크 1차측 루프 모두는 자연 순환 유동에 의해 구동된다. 노심 보충수 탱크 1차측 루프 유동은 증기가 노심 보충수 탱크 입구 배관(84)에 유입한 후에도 원자로로부터 열을 제거하는 것을 계속한다.
냉각재가 원자로 압력 용기(10)로부터 소실되는 사고 동안, 수동 잔열 제거 열교환기(42)가 원자로 압력 용기(10)로부터 붕괴열을 제거함에 따라 원자로 용기에서 수위는 강하한다. 수위가 노심 보충수 탱크 입구 배관 출입구(82) 아래로 강하할 때, 증기는 입구 배관에 유입하고 자연 순환 사이클을 손상시킨다. 이 점에서, 노심 보충수 탱크의 저장소(수동 잔열 제거 열교환기의 2차측 쉘측(64)을 제외)는 증기 압력 하에 출구 배관을 통해 아래로 그리고 원자로 압력 용기 저온관(78)으로 흐르고, 효과적으로 고낙차 분사로서 역할한다. 노심 보충수 탱크 및 잔열 제거 열교환기 조합으로부터의 이러한 결합된 고낙차 분사는 동시에 출원된, 출원번호 (문헌번호 제 RTU-2011-010)에 더 구체적으로 설명된다.
도 5에 도시된 실시예는 연장된 기간 동안, 외부 파워 없이, 노심 냉각을 제공하는 격납내 원자로 재순환 시스템과 결합된 노심 보충수 탱크 고낙차 분사 및 잔열제거 시스템의 특징을 결합한다.
도 5에 도시된, 소형 모듈식 원자로 안전 시스템의 일 바람직한 실시예에서, 일체형 원자로 압력 용기(10)는 도 4에 대해 앞서 언급된 바와 같은 소형 고압 격납 용기(34) 내부에 있다. 격납 용기(34)는 용기에 외부 냉각을 제공하도록 실질적으로 물의 풀(90)에 잠긴다. 용기 내부는 핵노심(14) 위의 높이에 위치된 격납내 풀 탱크(96)에 연결된 격납내 풀 저장조(94)를 포함하는 격납내 풀 시스템(92)이다. 격납내 풀 저장조(94)는 각각 하나의 격납내 풀 탱크(96)에 연결된, 두 개의 하프로 분할된다. 하나 이상일 수 있는 노심 보충수 탱크(40) 역시 노심 위의 높이에서 앞서 언급된 바와 같이, 격납 내부에 위치된다. 각각의 노심 보충수 탱크의 상부는 핵노심(14) 위의 원자로 용기의 고온관(82)에 결합되는 반면에, 노심 보충수 탱크의 바닥은 원자로 냉각재 펌프(28)의 원자로 1차측 냉각재 루프 하류의 저온관에서 직접 용기 분사 노즐(100)에 연결된다. 잔열 제거 열교환기(42)는 이전에 설명된 바와 같이 시스템 밖으로 열을 전달하도록 노심 보충수 탱크(40) 내에 포함된다. 잔열 제거 열교환기의 1차측은 원자로 압력 용기(10)의 노심 출구 영역(82) 및 저온관(78)에 결합된다. 잔열 제거 열교환기 2차측은 최종 열싱크 풀(70)에서 열교환기에 연결된다. 최종 열싱크 풀(70)은 격납(34)보다 더 높은 높이에 위치된다. 잔열제거 시스템 열교환기의 이러한 2차측 냉각 루프는 축압기를 사용하여 가압된다.
자동 감압 시스템 밸브(102)는 원자로 압력 용기(10)의 고온관(82)으로의 독립 라인에 연결된다. 감압 밸브의 제 2 세트는 각각의 노심 보충수 탱크의 상부에 연결된다. 이들 밸브의 목적은 원자로를 감압하고 격납 체적과 원자로 용기 체적 사이의 압력을 균일하게 하는 것이다. 이것은 중력 하에 격납 압력 용기로부터 원자로에 물을 재순환시키기 위해 필수적이다. 각각의 노심 보충수 탱크 저온관(88) 상에서, 정상적으로 폐쇄된, 고장시 개방 밸브(80)는 정상 동작 동안 노심 보충수 탱크를 통한 유동을 방지한다. 사고 후에, 이들 밸브는 정상 동작 동안 노심 보충수 탱크 내부에 있는 차가운 붕산수가 자연 순환을 통해 원자로에 흐르도록 열릴 것이다. 이러한 자연 순환은 처음에 정상 동작 동안 노심 보충수 탱크에서 고온 연결 라인과 차가운 붕산수 사이의 온도 차이에 의해 시작된다. 노심 보충수 탱크, 즉, 잔열 제거 열교환기(42)의 1차측은 원자로 압력 용기(10) 내에 마주하는 것과 실질적으로 같은 레벨로 가압된다는 것이 언급되어야 한다. 노심을 통한 냉각재의 재순환은 최종 열싱크 풀(70)에 의해 냉각된 잔열 제거 열교환기의 2차측 자연 순환 루프에 의해 노심 보충수 탱크 1차측으로 흐르는 물의 냉각에 의해 지지된다. 잔열 제거 열교환기의 2차측 루프를 통한 유동은 노심 보충수 탱크 내부의 2차측 물의 가열에 의해 시작되고 최종 열싱크 열교환기에서 2차측 물의 냉각에 의해 지지된다.
격납내 풀 시스템(92)은 체크 밸브(104)를 통한 배수조 분사 노즐로 격납내 풀 저장조(94)를 통해 연결된다. 체크 밸브는 격납내 풀 시스템으로부터 격납내 풀 저장조(94)를 통해 원자로 냉각재 시스템으로의 유동을 허용한다. 격납내 풀 시스템(92)은 또한 체크 밸브 및 정상적으로 폐쇄된, 용기내 유지 밸브(106)를 통해 격납 내부 체적 또는 격납 배수조(98)의 하부에 연결된다. 체크 밸브는 격납 배수조(98)로부터 격납내 풀 시스템(92)으로의 유동을 허용한다. 용기내 유지 밸브(106)는 격납내 풀 시스템(92)에서 물이 원자로 용기 공동으로 흐르게 하고 원자로 용기의 외부를 냉각시켜서 노심이 원자로 용기벽을 통해 용융하는 것을 방지한다.
증기 발생기 2차측(108)은 증기 발생기 열교환기로부터 들어오는 습증기를 건증기와 물로 분리하는 외부 증기 드럼(32)에 연결된다. 증기 드럼에서 물의 열제거 능력 또한 사고 후에 사용될 수 있다. 증기 발생기의 동작은 동시에 여기에 출원된, 출원번호 제 호(문헌번호 RTU 2011-005)에 더 충분히 설명된다. 증기 드럼(32)은 차단 밸브(110, 112)를 닫는 것에 의해 차단될 수 있다.
안전 시스템의 동작은 냉각재 사고의 가상 손실에 이어서 발생하는 이벤트의 순서의 검토를 통해 나타낼 수 있다. 냉각재 누출 사고는 1차측 파이프가 격납 내부를 손상시킬 때 발생한다. 일체형 원자로에 어떠한 1차측 파이프도 없기 때문에, 1차측 파이브 파손은 가압기(22) 상의 가압기 스프레이 라인과 같은 원자로로의 보조 연결부 또는 노심 보충수 탱크(40)로의 연결부 상에 있을 것이다. 이들 라인은 6인치 아래까지의 직경으로 제한될 것이다.
냉각재 누출사고의 순서중 제 1 단계는 이벤트가 진행 중인 보호 및 안전 모니터링 시스템(114)에 의한 진단이다. 그런 후에 보호 및 안전 모니터링 시스템은 핵노심(14)으로의 제어봉의 삽입 및 원자로 냉각재 펌프(28)의 트립을 초래하는 보호 시스템 신호를 발생시킨다. 증기 드럼(32)은 메인 스트림 라인(116) 및 증기 드럼으로부터 증기 발생기로의 급수 재순환 라인을 닫는 것에 의해 터빈으로부터 차단될 것이다.
제 2 단계는 노심 보충수 탱크(40) 아래의 밸브(80)를 열어서 노심 보충수 탱크에서 차가운, 붕산수가 노심에 강제되게 하고, 그것을 냉각시켜서 노심을 덮인 상태로 유지시킨다. 잔열 제거 열교환기 또한 활성화되고, 이것은 고온관으로부터 열교환기를 통해 그리고 저온관으로의 자연 순환 냉각 유동을 시작한다. 잔열 제거 열교환기의 2차측 냉각 루프는 최종 열싱크 풀(70)로 열을 전달할 것이다. 이러한 냉각은 원자로에서 수위가 원자로 압력 용기(10)에서 고온관 잔열 제거 입구 연결부 아래로 강하될 때까지 계속할 것이다. 이 점에서, 노심 보충수 탱크에서 물은 저온관으로 배출하기 시작한다.
노심 보충수 탱크에서 저수위 또는 또 다른 작동 신호는 자동 감압 시스템 밸브(102)를 작동시킬 것이고, 원자로 체적과 격납 체적 사이의 압력을 균일하게 할 것이다. 원자로에서 압력이 충분히 낮아지자마자, 격납내 풀 탱크(96)(그 중 하나만이 도시됨)는 격납내 풀 저장조(94) 및 체크 밸브(106)를 통해 중력 하에 원자로로 배출할 것이다. 격납내 풀 탱크(96) 상의 벤트 밸브(120)는 자동 감압 시스템 밸브(102)를 열어서 탱크가 배출하게 한다. 원자로에서의 물이 비등하고, 증기를 자동 감압 시스템 밸브(102)를 통해 격납(34)으로 방출시키기 때문에 격납내 풀 탱크(96)에서 물은 노심에서 물을 보충하고, 노심을 덮힌 상태로 유지할 것이다.
그런 후에 격납(34) 내부의 증기는 배기 제거가능한 방사선 실드(124)에 의해 덮여진 물의 풀(90)에 잠기는 차가운 격납 용기 상에 응축한다. 응축된 증기는 더 많은 증기가 차가운 격납 용기벽 상에 응축됨에 따라 상승하는 수위와 함께, 배수조(98)에서 격납의 바닥에 모일 것이다. 격납내 풀 탱크(96)에서 수위가 충분한 수위에 도달할 때, 체크 밸브가 열려서 격납 내부의 물이 배수조(98)로부터 격납내 풀 저장조(94)로 그리고 배수조 분사 노즐(100)을 통해 원자로로 다시 흐르게 한다. 이것은 원자로에서 물이 비등하고 증기가 자동 감압 시스템 밸브(102)를 통해 격납으로 방출되는 계속적인 냉각 루프를 생성한다. 그런 후에 증기는 자연 순환 하에 격납내 풀 시스템(90)을 통해 원자로로 다시 흐른다. 이러한 공정을 통해, 붕괴열은 노심으로부터 격납(34) 외부의 물로 전달된다. 격납 외부의 물의 풀(90)은 비등하지만 플로트 밸브(122)를 통해 최종 열싱크 풀(70)로부터 보충될 수 있다. 최종 열싱크 풀(70)과 외부 격납 풀(90)에서 결합된 물은 적어도 7일 동안 원자로를 냉각시키기에 충분하다. 그런 후에, 최종 열싱크의 물이 냉각 동작을 연장하도록 저장소의 추가를 허용하는 최종 열싱크 풀에서 연결부를 통해 보충될 수 있거나, 또는 AC 파워가 최종 열싱크 풀을 냉각시키도록 복구될 수 있다.
격납 이벤트 내부의 가상 메인 증기 라인 파손은 여기 설명된 실시예의 안전 시스템의 추가적 특징을 이용한다. 이 경우에, 보호 및 안전 모니터링 시스템은 메인 증기 라인 파손 이벤트가 진행 중에 있는지를 진단하고 증기 드럼 차단 밸브(110, 112)를 닫는 것에 의해 격납(34)으로부터 증기 드럼(32)을 차단하는 신호를 보내서, 증기 드럼 물 저장소가 격납에 유입하거나 또는 원자로 용기 헤드(12) 내의 증기 발생기 튜브와 상호작용하는 것을 방지한다. 원자로가 파워에서 동작한다면, 원자로 트립 신호 역시 발생될 것이다. 노심 보충수 탱크 아래의 밸브(80)가 그때 열리고, 핵노심(14)으로의 붕산수의 전달을 시작한다. 임의의 반응성 과도출력은 노심으로의 붕산수의 전달에 의해 종료될 것이다. 붕괴열은 그들이 비등할 때까지 온도에서 증가하는, 최종 열싱크 풀(70)로 잔열 제거 열교환기(42)에 의해 전달될 것이다. 최종 열싱크 풀의 체적은 적어도 7일 동안 원자로를 냉각시키기에 충분하다. 그런 후에, 최종 열싱크의 물이 보충되거나 또는 AC 파워가 최종 열싱크 풀을 냉각시키도록 복구될 수 있다. 보호 및 안전 모니터링 시스템(114), 용기내 유지 밸브(106), 증기 드럼 차단 밸브(110, 112), 컨테이너내 풀 탱크 벤트 밸브(120), 자동 감압 밸브, 및 노심 보충수 탱크 차단 밸브는 AC 파워의 이용가능성에 의존하지 않는다.
본 발명의 특정 실시예가 구체적으로 설명되는 반면에, 이들 세부사항에 대한 다양한 수정 및 균가물이 개시의 전체 교시의 관점에서 전개될 수 있다는 것이 해당 기술분야의 당업자에 의해 인지될 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 설명하도록만 의도되고 첨부된 청구항 및 임의의 그리고 모든 균등물의 전체 사상이 주어지는 본 발명의 범위에 대해 한정하지 않는다.

Claims (19)

  1. 제거가능한 헤드(12)를 갖고, 핵노심(14)을 포함하는 원자로 압력 용기(10);
    상기 원자로 압력 용기(10) 내에 포함된 핵원자로의 1차측 냉각재 루프;
    상기 원자로 압력 용기(10)를 포함하는 격납 압력 용기(34)를 포함하고, 상기 격납 압력 용기는 액체풀(90)에 실질적으로 잠기며;
    상기 핵노심(14) 위의 높이에 위치되는 격납내 풀 탱크(96)와 연결된 격납내 저장조(94)를 포함하는, 상기 격납 압력 용기내의 격납내 풀 시스템(92);
    상기 격납내 풀 시스템(92)은 체크 밸브(104)를 통한 배수조 분사 노즐로 상기 격납내 풀 저장조(94)를 통해 연결되고;
    상기 체크 밸브(104)는 상기 격납내 풀 시스템으로부터 상기 격납내 풀 저장조(94)를 통해 상기 원자로 1차측 냉각재 루프로 유동하는 것을 허용하도록 구성되고;
    상기 체크 밸브(104)는 상기 격납내 풀 탱크(96)가 상기 격납내 저장조를 통해 중력 하에 상기 원자로 내로 배출하는 것을 허용하도록 구성되고;
    상기 격납내 풀 시스템(92)도 제 2 체크 밸브 및 정상일 때 폐쇄되는 용기 내 유지 밸브(106)를 통해 상기 격납 내 체적 또는 격납 배수조(98)의 하부에 연결되고, 상기 제 2 체크 밸브는 상기 격납 배수조(98)로부터 상기 격납내 풀 시스템(92)으로 유동하는 것을 허용하도록 구성되고; 그리고
    상기 용기내 유지밸브(106)는 상기 용기내 풀 시스템(92) 내의 물이 원자로 용기 공동 내로 직접 유동하고 그리고 상기 원자로 용기의 외부를 냉각시켜 상기 노심이 상기 원자로 용기를 통해 용융되는 것을 방지하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  2. 삭제
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 격납내 풀 시스템(92)은 체크 밸브(80)를 통해 상기 1차측 냉각재 루프의 저온관에 연결되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  4. 삭제
  5. 삭제
  6. 삭제
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 압력 용기(10) 내의 압력과 실질적으로 같은 압력에서 원자로 냉각재를 포함하는 하나 이상의 노심 보충수 탱크(40), 상기 노심 보충수 탱크는 상기 핵노심(14) 위의 높이에서 상기 격납 압력 용기(34) 내에 지지되고 상기 노심 보충수 탱크(40)의 상부에서 상기 1차측 냉각재 루프(20)에 그리고 상기 노심 보충수 탱크(40)의 하부에서 상기 1차측 냉각재 루프(20)의 저온관에 연결되고, 그리고 상기 1차측 냉각재 루프(20)의 상기 저온관으로부터 상기 노심 보충수 탱크(40)의 하부를 차단하기 위한 차단 밸브를 포함하는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  8. 제 7항에 있어서,
    상기 차단 밸브가 개방 상태에 있을 때 상기 노심 보충수 탱크(40) 내의 상기 원자로 냉각재를 냉각시키기 위한 수동 잔열 제거 시스템을 포함하는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  9. 제 8항에 있어서,
    상기 수동 잔열 제거 시스템은 1차측과 2차측을 갖는 제 1 열교환기(64)를 갖고, 상기 제 1 열교환기의 상기 1차측은 상기 노심 보충수 탱크(40)에서 상기 원자로 냉각재와 유체 연통하고 그리고 상기 제 1 열교환기의 상기 2차측은 최종 열싱크 풀(70)과 유체 연통하는 2차측을 갖는 제 2 열교환기(72)의 1차측과 유체 연통하며, 상기 최종 열싱크 풀은 상기 격납 압력 용기(34) 위의 높이로 연장하는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  10. 제 9항에 있어서,
    상기 최종 열싱크 풀(70)은 상기 액체 풀이 미리설정된 수위 아래로 강하할 때 상기 액체 풀을 보충하기 위한 수단과 유체 연통하는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  11. 제 7 항에 있어서,
    자동 감압 시스템 밸브(102)는 상기 1차측 냉각재 루프의 고온관(82)에 연결되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 자동 감압 시스템 밸브(102)는 상기 노심 보충수 탱크(40)에 연결되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  13. 제 7 항에 있어서,
    자동 감압 시스템 밸브(102)는 상기 노심 보충수 탱크(40)에 연결되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  14. 제 7 항에 있어서,
    냉각재 누출 사고의 발생 또는 증기 라인 파손을 모니터링하고 그리고 그러한 발생 시에 상기 차단 밸브를 열도록 제어 신호를 발생시키도록 구성된 보호 및 안전 모니터링 시스템(114)을 포함하는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  15. 제 14 항에 있어서,
    상기 보호 및 안전 모니터링 시스템(114)은 상기 노심 보충수 탱크(40) 내의 상기 원자로 냉각재 수위를 모니터링하도록 구성되고 그리고 상기 노심 보충수 탱크 내의 상기 원자로 냉각재가 미리 선택된 수위 아래로 내려갈 때 상기 보호 및 안전 모니터링 시스템은 자동 감압 시스템 밸브(102)를 활성화시키도록 제어 신호를 발생시키는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  16. 제 15 항에 있어서,
    상기 자동 감압 시스템 밸브(102)의 활성화는 또한 상기 격납 압력 용기(34)에 상기 격납내 풀 탱크의 내부를 통기시키는 상기 격납내 풀 탱크(96) 상에 벤트 밸브(120)를 활성화시키는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  17. 제 16항에 있어서,
    상기 격납내 풀 탱크(96)는 상기 원자로 압력 용기(10)에서 상기 압력이 상기 격납 압력 용기(34)에서 압력과 실질적으로 같을 때 상기 격납내 저장조(94)를 통해 상기 노심으로 배출하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  18. 제 17 항에 있어서,
    상기 용기내 유지 밸브(106)는 상기 원자로 압력 용기 내의 상기 핵노심(14)을 유지하는 상기 원자로 압력 용기(10)를 냉각시키기 위해 상기 용기내 유지 밸브를 개방하는 특정 역동작 조건 하에 발생되는 전기 신호에 응답하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
  19. 제 17항에 있어서,
    상기 원자로 압력 용기(10)는 상기 1차측 냉각재 루프의 일부로서 1차측 및 상기 격납 압력 용기(34)의 외부에 위치된 증기 드럼(32)을 갖는 폐루프에 연결된 2차측을 갖는 증기 발생기 열교환기(26)를 포함하고, 상기 증기 발생기 열교환기의 상기 2차측은 상기 증기 드럼으로부터 상기 증기 발생기 열교환기를 차단하기 위한 증기 발생기 차단 밸브(112)를 갖고 그리고 상기 보호 및 안전 모니터링 시스템(114)은 1차측 또는 2차측 파손을 모니터링하도록 구성되고 그리고 1차측 또는 2차측 파손이 검출될 때 상기 보호 및 안전 모니터링 시스템은 상기 증기 발생기 열교환기를 상기 증기 드럼으로부터 차단하는 상기 증기 발생기 차단 밸브에 세이프가드 신호를 발생시키는 것을 특징으로 하는 모듈식 핵원자로 시스템.
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