안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비{Passive type emergency core cooling system for an integral reactor with a safeguard vessel}

도 1은 일반적인 일체형 원자로의 구조를 나타내는 종단면도.

도 2는 본 발명의 제1 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비의 구성을 나타내는 도면.

도 3은 본 발명의 제2 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비의 구성을 나타내는 도면.

<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명>

11 : 원자로용기 12 : 노심

14 : 증기발생기 17 : 안전주입노즐

18 : 기타관통노즐 19 : 원자로 공동

20 : 안전보호용기 21 : 안전주입탱크

22 : 집수조 23 : 압력억제풀

31, 32 : 안전주입배관 33 : 연결관

41, 42, 55, 56, 57, 141, 142 : 격리밸브

43, 44, 143 : 체크밸브 51 : 핵연료재장전수탱크

52 : 응축열교환기 53 : 주증기배관

54 : 급수배관 137 : 압력평형배관

136 : 장기냉각수보충배관

본 발명은 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 안전보호용기 내에 설치되는 안전주입탱크와, 안전보호용기의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되는 집수조 및 안전보호용기 내에 연결관을 통해 집수조의 상부 대기 영역과 연결되도록 설치되는 압력억제풀로 구성되어, 냉각재상실사고시 압력억제풀에서 방출된 물과 안전보호용기 벽면에서 응축된 물을 집수조에 수집하여 원자로용기에 피동적으로 주입함으로써 원자로용기의 수위를 안정적으로 유지시킬 수 있는 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비에 관한 것이다.

일반적으로 원자력발전소는 보통 100개 이상의 개별적 기능을 가진 계통으로 구성되는데, 이들은 크게 원자로(nuclear reactor)를 중심으로 한 핵증기 공급계통(nuclear steam supply system)과 증기를 공급받아 발전기를 돌리는 터빈, 발전기계통 그리고 기타 부수설비로 구분된다. 여기서, 특히 원자로는 핵분열성 물질의 연쇄핵분열반응을 인공적으로 제어하여 열을 발생시키거나 방사성 동위원소 및 플루토늄의 생산, 또는 방사선장 형성 등의 여러 목적에 사용할 수 있도록 만들어진 장치이다.

감속재와 냉각재로 물을 사용하는 가압수형 원자로(pressurized water reactor)는 구조적인 특징에 따라 분리형(loop type) 및 일체형(integral type) 원자로로 구분된다.

분리형 원자로에서는 격납용기 내에 원자로, 가압기, 증기발생기 및 냉각재펌프가 분리되어 배치되고 이들은 각각 배관을 통해 연결된다. 또한, 증기발생기에는 증기터빈이 배관을 통해 연결되어 증기발생기로부터 공급되는 증기를 이용하여 발전기를 돌림으로써 전기를 생산하게 된다.

반면, 일체형 원자로는, 도 1에 도시된 바와 같이, 핵증기 공급계통을 구성하는 가압기(13), 증기발생기(14), 냉각재펌프(15) 등의 주요 기기가 노심(12)과 함께 동일한 한 개의 원자로용기(11) 내에 외부로 노출되는 배관 없이 설치된다.

상기 노심(12)에서 가열된 냉각재는 냉각재펌프(15)로 공급되고, 이어서 냉각재펌프(15)를 지나면서 흐름 방향이 아래로 바뀌어 증기발생기(14) 상부의 환형공동으로 공급되며, 증기발생기(14) 내에서의 열교환에 의해 냉각된 후 다시 노심(12)으로 공급되는 순환 과정을 반복하게 된다.

원자력발전소에서 방사능 누출과 관련하여 가장 중요한 사고 중 하나는 원자로냉각재계통의 압력 경계가 파손되어 방사성 물질이 외부 환경으로 누출되는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident; LOCA)이다.

상술한 바와 같이, 일체형 원자로는 가압기(13), 증기발생기(14), 냉각재펌프(15) 등의 주요 기기가 원자로용기(11)의 내부에 설치되어 이들을 연결하기 위한 대형 배관이 필요치 않으므로, 분리형 원자로에서와 같은 대형 냉각재상실사고를 근원적으로 배제할 수 있다. 즉, 안전성이 뛰어나고 소형화가 가능하며 경제성을 크게 향상시키는 장점이 있다.

그러나 안전계통과 보조계통의 동작을 위한 다수의 소형 배관이 설치되며, 동시에 원자로용기(11) 내부의 온도, 유량 또는 압력 등을 측정하기 위한 소형 계측 배관이 설치되므로, 이들 배관의 파단에 의한 소형 냉각재상실사고의 발생을 원천적으로 방지할 수는 없다. 따라서, 소형 냉각재상실사고의 발생에 대비한 비상노심냉각설비의 설치가 필요하다.

종래의 분리형 가압경수로에서는 냉각재상실사고가 발생한 경우, 고압 및 저압 안전주입펌프로 구성되는 능동 계통과, 질소 가스로 가압된 안전주입탱크를 이용한 피동 계통을 조합한 비상노심냉각설비를 활용하여 파단 배관을 통해 빠져나간 원자로 내부의 냉각재를 보충한다.

냉각재상실사고가 발생한 초기에는 핵연료재장전수탱크(Refueling Water Tank; RWT)로부터 물이 고압 및 저압 주입펌프에 의해 원자로로 주입되고 안전주입탱크의 가압된 물이 피동적으로 원자로로 주입된다. 핵연료재장전수탱크 및 안전주입탱크의 물이 고갈되는 사고 후기에는 격납용기 내의 집수조에 수집된 물이 고압안전주입펌프를 거쳐 원자로로 주입된다.

이와 같이 펌프와 같은 능동 기기에 주로 의존하는 배관파단사고시의 냉각재 보충 방법은 지난 수 십년 동안 원자력발전소에 적용되어 성공적으로 운영되어 왔으며 그 안정성이 입증된 바 있다. 그러나 많은 수의 펌프 및 밸브를 포함하는 능 동안전계통의 사용은 원자로 운전 및 운영의 복잡성을 증대시키는 동시에 초기 건설 비용의 증가를 유발하며, 능동펌프를 구동하기 위한 매우 큰 구동전력을 필요로 하기 때문에, 원자력발전소의 경제성을 저하시키는 문제점을 가지고 있다.

이에 따라 원자력발전소의 안정성과 경제성을 획기적으로 향상시킬 필요성이 제기되었으며, 근래에는 이를 만족시키기 위한 다양한 피동개념을 도입한 안전계통이 발명되고 있다. 피동안전계통은 중력, 자연순환, 가스 압축력 등 피동력을 사용하여 계통을 작동시키므로 기존 원자력발전소의 능동안전계통에 비해 발전소의 단순성, 안전성 및 신뢰성을 증진시킬 수 있다.

그 예로 원자로용기와 안전보호용기 사이의 압력평형에 의해 냉각재상실사고시의 방출 유량을 제한하는 방법이 러시아에서 제안된 바 있다. 이는 안전보호용기의 설계압력을 증가시키고 자유체적을 제한함으로써, 냉각재상실사고가 발생하였을 때 원자로용기와 안전보호용기 간의 압력평형에 의해 원자로용기로부터의 냉각재 방출을 조기에 완화 및 정지시킬 수 있는 방법이다.

이와 같이 고압의 설계압력을 가지는 안전보호용기 개념은 안전주입펌프와 같은 능동 기기를 도입하지 않고 피동적이고 단순한 과정을 통해 원자로용기 내의 수위를 유지시킬 수 있는 동시에 냉각재 상실을 사고 초기에 중단시킬 수 있다. 그러나 안전보호용기의 설계 온도 및 압력을 매우 높게 설정해야 하므로, 안전보호용기를 제작하기 위한 비용 및 기간이 증가되고 안전보호용기 내부에 설치되는 기기 및 케이블에 대한 내환경 기준이 강화되어야 하는 단점이 있다. 또한, 안전보호용기의 벽 두께는 설계압력과 용기의 직경에 비례하므로 설계압력을 높일 경우 제작 가능성 및 경제성 측면에서 안전보호용기의 크기를 증가시키는 것이 어렵다. 결과적으로 핵증기공급계통의 원활한 작동을 위해 필요한 보조계통 및 안전계통을 안전보호용기 내부에 배치하는데 어려움이 발생한다. 더불어, 안전보호용기 외벽 냉각을 통해 안전보호용기의 온도/압력이 감소할 경우 원자로용기 내부의 노심에서 발생한 붕괴열에 의해 적은 양의 냉각재가 지속적으로 안전보호용기로 방출되어 노심이 노출될 수 있으므로 이를 방지하기 위한 별도의 대처설비가 요구된다.

한편, 미국의 웨스팅하우스에서 개발된 일체형원자로인 IRIS에서는 압력억제탱크를 도입하여 상기 안전보호용기에 대응하는 철제 보호용기의 설계 압력을 낮추었으며, 이로 말미암아 기존의 러시아에서 개발된 안전보호용기에 비해 철제 보호용기 자체의 제작 비용 및 내부 기기 내환경 요건 측면에서 유리한 입지를 확보하였다.

IRIS에서는 원자로용기의 안전주입노즐을 원자로용기의 하단부에 설치함으로써 냉각재상실사고 후반기에 원자로 공동에 모인 물이 피동적으로 원자로용기로 주입되는 방식을 채택하고 있다. 또한, 노심의 상단보다 높은 위치에 설치된 압력억제탱크로부터 안전주입노즐로 배관이 연결되어 있어, 원자로용기와 철제 보호용기 사이의 압력평형이 달성된 이후에 압력억제탱크 내부의 물이 수두차에 의해 원자로용기로 주입됨으로써 원자로용기의 수위를 유지시킬 수 있다.

이와 같이, 냉각재상실사고 후반기에 피동적인 냉각재 재순환을 가능케 하기 위해 안전주입노즐을 원자로용기의 하단에 위치시킬 경우, 안전주입배관이 파단되는 사고 초기에 냉각재의 방출량이 매우 큰 반면 원자로 내부의 압력이 느리게 감 소하므로, 원자로용기와 철제 보호용기 간의 압력평형이 달성되기까지 상당한 시간이 소요될 수 있는데, 이를 부연하여 설명하면 다음과 같다.

사고 초기에 원자로 내부의 냉각재는 물과 증기가 혼합된 상태로서 하부의 물 영역과 상부의 증기 영역으로 구분될 수 있는데, 원자로용기의 하단에 위치한 안전주입노즐은 물 영역과 접하게 되어 물 상태의 냉각재를 우선적으로 배출시키게 된다. 이와 같이 물 상태의 냉각재만 배출되는 상태에서는 증기 상태의 냉각재가 배출되는 경우에 비해 방출되는 냉각재의 질량 유량(mass flow; 이하 방출 유량이라 칭함)이 상대적으로 크고 원자로 내부의 압력 강하도 느리게 진행된다. 따라서, 원자로용기와 철제 보호용기 간의 압력평형이 이루어지지 않은 상태에서 냉각재가 지속적으로 방출될 수 있으므로, 이를 방지하기 위해서는 별도의 자동감압계통이 추가적으로 요구된다.

또한 안전주입노즐과 연결되는 주입배관의 파단에 의한 냉각재 방출을 감소시키기 위해서는 주입배관의 직경을 작게 제작해야 하는데, 주입배관의 직경이 작아지는 경우 재순환 운전시 격납용기 내부에 존재하는 보온재, 코우팅 등의 이물질의 유입에 의해 안전주입노즐이 막힐 가능성이 커지게 된다. 이러한 문제는 이물질의 유입을 차단할 수 있는 스크린을 안전주입노즐의 입구 전단에 설치함으로써 해결할 수 있는데, 안전주입노즐이 위치한 원자로용기 하단부 주변에는 내부 공간이 협소한 원자로 공동이 형성되어 있어 스크린의 설치에 장애가 될 수 있다.

또한, 안전주입노즐보다 높은 곳에 위치한 압력억제탱크에서 원자로용기로 물을 주입하는 구조로 인해 주입노즐과 압력억제탱크를 연결하는 연결배관에는 능 동격리밸브 및 체크밸브의 설치가 필수적으로 요구되는데, 냉각재상실사고시 능동 격리밸브 및 체크밸브가 손상을 입거나 오작동하여 압력억제탱크의 격납용기 내부 압력에 대한 압력 억제 기능이 정상적으로 이루어지지 않는 경우, 최종 단계의 방사능 물질 차단 기능을 수행하는 철제 보호용기의 건전성이 저해될 가능성이 있다.

본 발명은 상기한 종래 기술의 문제점을 해결하기 위한 것이다. 즉, 본 발명의 목적은, 냉각재상실사고시 피동적인 방식으로 작동하는 안전주입탱크, 집수조 및 압력억제풀로 구성되는 비상노심냉각설비를 이용하여 신뢰성과 경제성이 대폭 향상된 일체형원자로를 제공하는 데에 있다.

또한, 안전주입노즐을 포함한 모든 원자로 관통노즐을 원자로용기의 상단에 위치시킴으로써, 배관 파단으로 인한 냉각재상실사고시 초기 방출 유량을 대폭 감소시키고, 이에 따라 원자로용기와 안전보호용기 사이의 압력평형을 조기에 달성하는 데에 또 다른 목적이 있다.

또한, 원자로용기와 안전보호용기의 온도 및 압력이 크게 감소한 사고 후기에 안전보호용기 외부에 위치한 핵연료재장전수탱크의 물을 수두 차이에 의해 집수조를 거쳐 원자로용기에 피동적으로 주입함으로써, 장시간 동안 원자로용기의 수위를 안정적으로 유지시키는 데에 또 다른 목적이 있다.

상기의 목적을 달성하기 위한 기술적 사상으로서의 본 발명은, 원자로용기의 외부를 둘러싸는 안전보호용기와; 상기 안전보호용기의 내부에 구비되고, 제1 안전주입배관을 통해 상기 원자로용기의 안전주입노즐에 연결되는 안전주입탱크와; 상 기 안전보호용기의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되고, 제2 안전주입배관을 통해 상기 안전주입노즐에 연결되는 집수조와; 상기 안전보호용기 내에 설치되는 압력억제풀; 및 일단이 상기 압력억제풀에 연결되고, 타단은 상기 집수조의 상부 대기 영역까지 연장되어 형성되는 연결관을 포함하여 구성되는 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비를 제공한다.

이하, 본 발명의 바람직한 실시예를 첨부 도면에 의거하여 상세하게 설명하기로 한다.

도 2는 본 발명의 제1 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비의 구성을 나타내는 도면이다.

도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명의 제1 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비는, 원자로용기(11)의 외부를 둘러싸는 안전보호용기(20)와, 안전보호용기(20)의 내부에 구비되어 원자로용기(11)와 연결되는 안전주입탱크(21)와, 안전보호용기(20)의 내벽 상부에 형성되어 원자로용기(11)와 연결되는 집수조(22)와, 안전보호용기(20) 내에 설치되어 집수조(22)의 상부 대기 영역과 연결되는 압력억제풀(23)을 포함하여 구성된다. 안전주입탱크(21) 및 집수조(22)는 각각 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)을 통해 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)에 연결되어 원자로용기(11) 내부로 물을 공급해준다. 또한, 일단이 압력억제풀(23)에 연결되고, 타단이 집수조(22)의 저면을 관통하여 집수조(22)의 상부 대기 영역으로 연장되는 연결관(33)이 설치되어, 냉각재상실사고 초기에 안전보호용기(20)로 방출 되는 증기를 압력억제풀(23)의 내부로 공급하여 응축시킬 수 있다. 여기서, 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)은 연결된 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)의 파단을 고려하여 통상 다수개가 구비되어 안전주입탱크(21) 및 집수조(22)에 각기 다른 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)을 통해 연결되는 것이 바람직하다.

안전보호용기(20)는 구형(球形) 또는 타원형의 철제 용기로서 방사성 물질의 누출을 제한하고 냉각재상실사고시 원자로용기(11)와 안전보호용기(20) 사이의 압력평형을 통해 파단부에서의 냉각수 방출량을 제한하는 기능을 한다. 여기서, 안전보호용기(20)의 외벽냉각은 공기의 자연순환에 의한 피동냉각방식을 이용한다.

안전주입탱크(21)는 축압기 방식의 질소가압 탱크로서, 원자로용기(11)의 압력이 탱크의 설정압력 이하로 낮아지면 압력차이에 의하여 탱크내의 물을 제1 안전주입배관(31)을 통해 원자로용기(11) 내부로 주입시킨다.

집수조(22)는 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)보다 높은 위치에 설치되며, 내부에 수집된 물은 중력에 의해 이물질 제거를 위한 스크린(미도시)을 통과한 후 제2 안전주입배관(32)을 통해 원자로용기(11) 내부로 주입된다. 여기서, 집수조(22)의 위치를 고려하면 원자로용기(11)에서 방출되는 물의 일부분은 집수조(22)에 모이지 않고 집수조(22) 하부에 위치한 구조물 또는 원자로 공동(19)에 모일 수 있다. 따라서, 본 실시예에서는 냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기(20)의 내부 구조물 표면과 안전보호용기(20) 벽면에서 증기의 응축현상에 의해 발생하는 물이 집수조(22)에 모이는 비율을 증가시키기 위하여 아래의 두 가지 요소를 고려하여 설계한다.

첫째, 집수조(22)를 안전보호용기(20)의 내벽 상부에 내벽의 둘레를 따라 내벽의 일부면과 함께 집수 공간을 형성할 수 있도록 설계함으로써, 그 상부의 모든 구조물 및 안전보호용기(20) 벽면에서 발생한 응축수가 벽면을 따라 집수조(22)로 모일 수 있도록 한다.

둘째, 집수조(22) 하부에서 외부 대기와의 열전달을 가능한 한 억제시켜 응축현상이 일어나지 않도록 안전보호용기(20)를 설계한다. 이를 위해서 안전보호용기(20)의 외벽 상부는 외부 공기에 충분히 노출되어 외부 공기의 자연순환에 의해 냉각이 이루어지도록 구성하는 반면, 안전보호용기(20)의 외벽 하부는 콘크리트 구조물 또는 단열재를 이용하여 외부 공기로부터 열적으로 차폐되도록 설계한다.

안전주입탱크(21) 및 집수조(22)를 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)과 연결하는 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)은, 도시된 바와 같이 하나의 배관으로 연결되어 하나의 안전주입노즐(17)에 연결되거나, 또는 다른 안전주입노즐(17)에 각각 연결되도록 구성될 수 있다. 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)에는 각각 격리밸브(41, 42)와 체크밸브(43, 44)가 직렬로 설치되는데, 체크밸브(43, 44)는 원자력발전소에서 통상적으로 안전 계통의 배관 상에 설치되는 장치로서, 원자로용기(11)로부터 냉각재가 역류하여 원자로용기(11) 내의 냉각재가 유출되는 것을 방지하는 역할을 한다. 여기서, 체크밸브(43, 44) 전단, 즉 체크밸브(43, 44)와 안전주입노즐(17) 사이의 위치에서 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)이 파단되는 경우 냉각재상실사고 가능성을 피할 수 없게 된다.

따라서, 도시된 바와 같이 체크밸브(43, 44)를 안전주입노즐(17)로부터 이격 되게 설치하는 대신, 인베슬(In-vessel) 형식의 체크밸브(미도시)를 제1 및 제2 안전주입배관(31, 32)의 원자로용기(11) 관통부에 설치함으로써, 안전주입배관(31, 32)의 파단이 발생할 경우에도 체크밸브(43, 44)의 건전성이 유지되도록 하는 것이 바람직하다. 이와 같이 인베슬 형식의 체크밸브(43, 44)를 구비하면 안전주입배관(31, 32)을 통한 냉각재상실사고를 피할 수 있으므로 일체형원자로의 냉각재상실사고 가능성을 크게 감소시킬 수 있다.

압력억제풀(23)은 안전보호용기(20) 내의 하부에 설치되고 일정한 설정 압력으로 밀폐되어 있는 용기로서, 냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기(20)의 증기를 응축시켜 안전보호용기(20)의 최대 압력을 낮추는 기능을 수행한다. 안전보호용기(20)의 내부 공간과 압력억제풀(23)을 연결해주는 연결관(33)의 일단은 압력억제풀(23)의 물 영역 내부에 위치하며, 타단은 집수조(22)의 상부 대기 영역에 위치한다.

이와 같이 구성된 압력억제풀(23)은 냉각재상실사고시 사고 초기에 안전보호용기(20) 내의 고압 증기를 연결관(33)을 통해 물 영역 내에 유입시켜 응축시킴으로써 안전보호용기(20)의 최대 압력을 제한하는 역할을 수행한다. 또한, 사고 중기에 안전보호용기(20)의 내부 압력이 물 영역의 압력보다 낮아지는 압력 역전이 발생하는 현상을 이용하여 내부의 물을 연결관(33)을 통해 집수조(22) 내로 배출시킴으로써, 집수조(22)를 경유하여 원자로용기(11) 내부로 물을 공급하게 된다. 이러한 압력 조절 및 물 공급 기능은 계통의 초기 작동 및 구동을 위한 어떠한 동적 기기, 즉 각종 밸브 및 펌프 등의 도움 없이 순수하게 피동적인 원리에 의해서만 이 루어진다. 따라서, 모든 안전계통이 동작하지 않는 설계기준초과사고가 발생할 경우에도 압력억제풀(23)의 오동작 가능성을 현저히 감소시킴으로써 안전보호용기(20)의 압력 억제 기능을 통해 방사성 물질의 외부 누출을 최대한 방지할 수 있다.

원자로용기(11)에는 안전주입탱크(21) 및 집수조(22)와 연결되는 안전주입노즐(17) 이외에도 안전계통 및 보조계통의 동작을 위한 다수의 소형 유체 배관이나, 원자로용기(11) 내부의 온도, 유량 또는 압력 등을 측정하기 위한 소형 계측 배관이 연결되는 다수의 기타관통노즐(18)이 형성되어 있다.

여기서, 안전주입노즐(17)과 기타관통노즐(18)을 포함한 모든 관통노즐을 증기발생기(14)의 상단부 위치보다 높은 위치에 형성하고 그 직경을 제한함으로써, 냉각재상실사고가 발생하였을 때 냉각재 손실을 최소화하는 것이 바람직하다. 이와 같이 각 배관과 연결되는 관통노즐(17, 18)을 원자로용기(11)의 상부에 위치시킴으로써, 냉각재상실사고 초기에 파단 배관과 연결되어 있는 관통노즐(17, 18)이 원자로용기(11) 내부의 냉각재 중에서 증기 영역에 접하게 하여, 해당 관통노즐(17, 18)을 통해 고압 증기 상태의 냉각재를 주로 배출시키게 된다.

따라서, 본 실시예에서와 같이 관통노즐(17, 18)을 원자로용기(11)의 상부에 위치시키는 경우, 물 상태의 냉각재가 배출되는 경우에 비해 냉각재의 방출 유량을 대폭 감소시키는 동시에 원자로용기(11) 내부의 압력 강하 역시 빠르게 진행시키게 된다. 또한, 증기 방출에 따라 원자로용기(11) 내부에서 자기 증발 현상에 의해 냉각재의 에너지가 빠르게 감소하며, 결과적으로 원자로용기(11) 내부의 온도 및 압 력이 빠르게 감소하여 냉각재의 방출 유량이 더욱 감소하게 된다. 반면 안전주입노즐(17)을 원자로용기(11)의 하부에 설치할 경우에는, 전술한 바와 같이 안전주입노즐(17)이 지속적으로 원자로용기(11) 내의 물 영역에 접하고 있으므로 방출 유량은 크고 원자로의 압력은 상대적으로 느리게 감소한다. 원자로의 압력이 적정 속도 이상으로 감소하지 않으면 안전주입탱크(21)로부터의 피동적인 안전주입이 지연되고 원자로용기(11)와 안전보호용기(20) 간의 압력평형도 늦게 달성되어 원자로 수위가 노심(12) 상단부 이하로 감소할 수 있다.

본실시예에 따른 안전주입노즐(17) 역시 원자로용기(11)에 구비되는 관통노즐의 하나로서 원자로용기(11)의 상부에 위치하게 되므로, 안전주입배관(31, 32)이 파단되는 경우에도 안전주입노즐(17)을 통한 냉각재의 방출 유량이 충분히 적은 양으로 유지된다. 따라서, 안전주입노즐(17)의 직경을 상대적으로 크게 할 수 있으며, 이를 통해 스크린 설치을 위한 충분한 공간을 확보할 수 있으므로 피동재순환운전시 불순물에 의한 관막힘 현상 측면에서 유리하다.

한편, 증기발생기(14) 출구의 주증기배관(53)에서 방출되는 증기가 안전보호용기(20) 외부의 핵연료재장전수탱크(51) 내에 설치된 응축열교환기(52)를 지나면서 물로 응축되어 급수배관(54)을 통해 증기발생기(14)로 다시 유입되는 폐회로를 형성하도록 피동잔열제거계통을 구비하여, 원자로 정지 후 이차계통을 이용한 원자로냉각재계통의 냉각이 불가능할 경우, 노심(12)의 잔열을 폐회로를 따라 이루어지는 자연 순환에 의해 제거하는 것이 바람직하다. 여기서, 피동잔열제거계통의 폐회로 상에는 격리밸브(55)가 구비되는데, 피동잔열제거 작동신호가 발생하면 피동잔 열제거계통의 격리밸브(55)가 자동으로 열리고, 주증기 및 급수 격리밸브(56, 57)가 자동으로 닫히면서 운전이 시작된다.

이하, 상술한 바와 같이 구성된 피동형 비상노심냉각설비가 냉각재상실사고 발생시에 작동되는 과정을 사고 초기, 중기 및 후기 별로 나누어 상세히 설명하기로 한다.

(사고 초기)

배관 파단으로 인한 냉각재상실사고가 발생하면 안전주입탱크(21) 및 집수조(22)와 원자로용기(11)를 연결하는 안전주입배관(31, 32) 및 피동잔열제거계통 상의 격리밸브(41, 42, 55)를 개방하고, 주증기 및 급수 격리밸브(56, 57)를 폐쇄하여 비상노심냉각설비를 작동시킨다.

이 때 배관의 파단부를 통해 원자로용기(11) 내부의 냉각재가 방출됨에 따라 원자로용기(11) 내부의 압력은 낮아지고 안전보호용기(20)의 압력은 증가하기 시작한다. 본 실시예에 따른 일체형원자로에서는 원자로용기(11)를 관통하는 모든 노즐이 원자로용기(11)의 상부에 위치하고 그 크기가 제한되기 때문에, 냉각재상실사고의 초기 구간에 파단된 배관에 연결되어 있는 관통노즐(17, 18)이 원자로용기(11) 내부의 증기 영역에 조기에 접하게 되어 파단 부위를 통해 고압의 증기가 방출되고, 그로 인해 냉각재의 방출 유량이 매우 적은 양으로 제한된다. 이에 따라 냉각재의 방출 유량은 적은 양으로 유지되는 반면 안전보호용기(20)의 압력은 빠르게 증가하게 되며, 원자로용기(11) 내부는 물의 자기증발현상에 의해 온도 및 압력이 빠르게 감소한다. 결과적으로 자동감압계통을 도입하지 않더라도 원자로용기(11)와 안전보호용기(20) 사이의 압력평형을 조기에 달성할 수 있다.

원자로용기(11) 내부의 압력이 계속 감소하여 안전주입탱크(21)의 설정 압력 이하로 낮아지면 압력차에 의해 안전주입탱크(21)의 물이 원자로용기(11)로 주입되어 원자로용기(11) 내의 수위가 유지된다.

한편, 안전보호용기(20) 내부에는 중대 사고시 폭발 등의 위험을 예방하기 위하여 질소가 채워져 있는데, 원자로용기(11)에서 방출된 증기에 의하여 안전보호용기(20) 내의 압력이 증가하여 안전주입탱크(21)의 내부 압력이 압력억제풀(23)의 설정 영역보다 높아지게 되면, 압력차에 의해 안전보호용기(20) 내의 증기 및 질소가 연결관(33)을 통해 압력억제풀(23)의 물 영역으로 유입되어, 증기는 응축되는 한편 질소는 압력억제풀(23) 내의 기체 영역에 포집되어 안전보호용기(20)의 압력 상승을 억제한다.

또한, 원자로 내부의 노심(12)에서 발생하는 잔열이 피동잔열제거계통의 작동과 안전보호용기(20) 벽면에서의 응축현상에 의해 제거되므로 원자로용기(11)와 안전보호용기(20)의 압력은 평형을 이룬 상태에서 계속 낮아진다.

(사고 중기)

원자로용기(11)의 압력과 안전보호용기(20)의 압력이 평형을 이루는 사고 중기에 이르게 되면 배관 파단부를 통한 냉각재 방출이 중단되며, 안전보호용기(20)의 외벽 냉각 및 피동잔열제거계통의 냉각에 의해 안전보호용기(20)의 압력은 지속적으로 낮아지게 된다. 한편, 압력억제풀(23) 내부의 압력은 사고 초기부터 연결 관(33)을 통해 유입되어 기체 영역에 포집된 질소로 인해 일정압력을 유지한다.

안전보호용기(20) 내부의 온도 압력이 계속 감소하여 안전보호용기(20)의 압력과 압력억제풀(23) 내부의 압력의 차이가 안전보호용기(20)와 압력억제풀(23)을 연결하는 연결관(33)의 높이차에 의한 수압보다 커지면, 압력억제풀(23) 내부의 물이 연결관(33)을 따라 상부로 분출되어 집수조(22)에 수집된다. 이와 함께 안전보호용기(20) 내의 증기는 안전보호용기(20) 외벽의 공기냉각에 의해 내벽에서 응축되어 집수조(22)로 수집된다.

이와 같이 안전보호용기(20) 벽면에서 응축된 물과 압력억제풀(23)에서 공급되어 집수조(22)에 수집된 물은 높이차에 의해 안전주입노즐(17)을 통해 원자로용기(11)로 주입되어 원자로용기(11)의 수위를 유지시켜준다.

(사고 후기)

냉각재상실사고 후반기에도 중반기에서와 같이 안전보호용기(20)의 외벽 냉각 및 피동잔열제거계통의 냉각에 의해 안전보호용기(20)의 압력은 더욱 낮아지게 된다.

또한, 압력억제풀(23) 내부의 물은 사고 중기를 거치면서 대부분 고갈되어 집수조(22)로의 분출이 중단되지만, 안전보호용기(20) 내의 증기는 안전보호용기(20) 벽면에서 응축되어 집수조(22)에 지속적으로 수집되어 원자로용기(11)로 주입됨으로써 원자로용기(11)의 수위를 유지시키게 된다.

일체형원자로의 안전계통에 대한 설계 기준에 의하면, 철제 구형 안전보호용기를 도입한 경우, 설계기준사고가 발생하였을 때 72 시간동안 운전원의 조치 없이 도 피동력에 의해 작동할 수 있어야 한다.

이상에서와 같이 안전주입탱크(21), 집수조(22) 및 압력억제풀(23)로 구성되는 비상노심냉각설비를 이용하여 냉각재상실사고 발생시 사고 후반기까지 원자로용기(11) 내부에 냉각재를 보충해 줌으로써, 원자로의 냉각재 수위를 72 시간 이상 노심 상부 이상으로 유지시키고 노심 노출을 방지할 수 있다.

도 3은 본 발명의 제2 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비의 구성을 나타내는 도면이다.

전술한 제1 실시예에서는, 냉각재상실사고 후반기에 원자로용기(11)에서 방출되는 증기의 대부분이 안전보호용기(20)의 외벽 냉각을 통해 벽면에서 응축되어 집수조(22)에 지속적으로 유입되지만, 그 일부는 안전보호용기(20)의 내부 구조물과의 열전달에 의해 원자로 공동(19) 등과 같은 집수조(22) 이외의 장소에 모일 수 있다. 따라서, 매우 긴 시간이 지난 후에는 집수조(22)의 물이 모두 고갈되어 원자로용기(11)의 수위 유지가 어려워질 수도 있다.

따라서, 본발명의 제2 실시예에 따른 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비는 사고 후기에 원자로용기의 수위 유지 성능을 향상시키기 위하여, 도 3에 도시된 바와 같이, 전술한 제1 실시예에 따른 일체형원자로에 핵연료재장전수탱크(51)를 이용한 장기냉각수보충계통을 추가로 구비한 것이다.

본 실시예에 따른 장기냉각수보충계통은 안전보호용기(20)의 외부에 집수조(22)의 상부에 위치하도록 구비되는 핵연료재장전수탱크(51)와, 핵연료재장전수 탱크(51)의 물 영역과 집수조(22)를 연결하는 장기냉각수보충배관(136)과, 안전보호용기(20)와 핵연료재장전수탱크(51)의 공기 영역을 연결하여 안전보호용기(20)와 핵연료재장전수탱크(51)의 압력 평형을 유도하기 위한 압력평형배관(137)을 포함하여 구성된다. 또한, 장기냉각수보충배관(136)과 압력평형배관(137)에는 각각 격리밸브(141, 142)가 설치되어 해당 계통의 작동을 개시 또는 중단시킬 수 있게 된다. 여기서, 장기냉각수보충배관(136)에는 체크밸브(143)가 격리밸브(141)에 직렬로 설치되어 집수조(22)로부터 핵연료재장전수탱크(51)로의 역류를 방지해준다.

핵연료재장전수탱크(51)는 핵연료 재장전시 필요한 물을 저장해 두는 탱크로서 그 용량이 원자로용기(11) 내부 자유체적에 비해 매우 크다. 따라서, 핵연료재장전수탱크(51)의 물을 장기냉각수보충배관(136)을 통해 집수조(22)로 공급할 경우 집수조(22)를 포함하여 원자로용기(11)의 대부분을 물로 채울 수 있어 영구적으로 피동적인 재순환이 가능해진다.

냉각재상실사고 후반기에는 피동잔열제거계통 및 안전보호용기(20) 벽면 열전달을 통해 안전보호용기(20) 내부의 온도 압력이 크게 감소한 상태이므로, 핵연료재장전수탱크(51)와 집수조(22)의 수두 차에 의해 집수조(22) 측으로 물 공급이 가능한 상태가 된다. 따라서, 사고 후반기에 압력평형배관(137) 및 장기냉각수보충배관(136)의 격리밸브(141, 142)를 각각 개방하면 안전보호용기(20)와 핵연료재장전수탱크(51) 사이의 압력 평형이 신속히 이루어지며, 이 상태에서 핵연료재장전수탱크(51)의 물이 장기냉각수보충배관(136)을 통해 집수조(22)로 공급되어 원자로용기(11)내로 주입된다. 여기서, 압력평형배관(137)과 장기냉각수보충배관(136)에 각 각 구비되는 격리밸브(141, 142)의 개방 및 폐쇄는 오동작에 의한 안전보호용기(20)의 기능 상실 가능성을 배제시키기 위해 운전원에 의한 수동 신호에 의해 수행되는 것이 바람직하다.

이와 같이 냉각재상실사고 후반기에 핵연료재장전수탱크(51)에 저장된 대용량의 물을 집수조(22)로 공급해줌으로써, 장시간 동안 원자로용기(11)의 수위를 유지시켜 줄 수 있다.

이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것은 아니며, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능하다는 것은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 있어 명백하다 할 것이다.

이상에서와 같이, 본 발명에 따른 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비는, 냉각재상실사고시 피동적인 방식으로 작동하는 안전주입탱크, 집수조 및 압력억제풀로 비상노심냉각설비를 구성함으로써, 능동기기를 이용한 경우와 비교하여 소요되는 전력 및 제조 원가가 대폭 감소하여 경제성이 향상되며, 고장 확률이 적어 보다 안정성과 신뢰성이 개선되는 효과가 있다.

또한, 안전주입노즐을 포함한 모든 원자로 관통노즐을 원자로용기의 상단에 위치시킴으로써, 설계 압력이 비교적 낮게 설계된 안전보호용기를 구비하고도 원자로용기와 안전보호용기 사이의 압력평형을 조기에 달성할 수 있는 효과도 있다.