[0002] 本申请要求申请日为2013年6月19日的韩国
专利申请号10-2013-0070458以及申请日为2014年3月27日的韩国专利申请号10-2014-0035994的优先权，其公开的全部内容通过引用的方式并入本文。
[0003] 背景
技术领域
[0004] 本
发明涉及冷却系统，用于冷却在严重事故的情况下的核反应堆安全壳结构，并且更具体地，涉及核反应堆安全壳结构的冷却系统，能够通过无供电的自然
对流来长时间驱动。
背景技术
[0005] 为了防止由于安全壳厂房的压
力增加而损坏
覆盖核反应堆的安全壳厂房，以及防止由于当在核反应堆中发生严重事故时的破坏而大量
泄漏裂变产物，该安全壳厂房包括安装于此的释放端口以及过滤排气装置，其冷凝并除去在核反应堆中产生的
水蒸气和裂变产物。
[0006] 然而，由于这种过滤排气装置必须在安全壳容器外的容器中连续冷凝持续在安全壳容器内生成的蒸气，该容器的规模应显著增加，以增加过滤排气装置的操作时间而无需操作人员干预。目前，该过滤排气装置的操作时间大约是一天。然而，已经确认了在福岛核事故发生后，过滤排气装置的供电恢复需要很长一段时间。因此，为了应对这种情况，需要一种过滤排气装置，其可在无供电的情况下驱动超过72小时。
[0007] 此外，当驱动过滤排气装置很长时间后，由于在
过滤器中累积的裂变产物，排气装置内的冷凝水具有升高的
温度，并且过滤器也具有升高的温度，从而使过滤器所需的裂变产物的去除性能迅速退化。
[0008] 同时，由于用于冷凝和过滤蒸气的常规系统在过滤排气装置的初始操作中通过向
过冷水箱中释放蒸气而引起不希望的
水锤现象，因此可能损坏管道和与之相关的管道和设备。
[0009] 因此，需要一种方法来解决上述问题。
发明内容
[0010] 本发明涉及核反应堆安全壳结构的冷却系统，能够通过无供电的
自然对流来长时间驱动。
[0011] 本发明另外的优势、目的以及特征将部分地在下面的说明中进行阐述，并经接下来的查阅将部分地对于本领域普通技术人员来说变得显而易见，或者可从本发明的实践了解到。
[0012] 根据本发明的一个方面，核反应堆安全壳结构的冷却系统包括：覆盖核反应堆的安全壳结构；
压力容器，其容纳冷凝水在其中，并具有
定位的容纳空间，使得至少一部分压力容器低于所述安全壳结构的底部；释放管，其连接安全壳结构的内部和所述压力容器的内部，使得在发生事故的情况下在所述安全壳结构内产生的水蒸气和裂变产物能够流入所述压力容器中；以及回收管，其连接压力容器的内部和所述安全壳结构的内部，使得在所述压力容器内容纳的冷凝水能够流入所述安全壳结构中，其中当容纳在压力容器中的冷凝水水位高于所述安全壳结构中的水位时，冷凝水由于
水头差从压力容器流向安全壳结构。
[0013] 该压力容器可设置有一个或多个
散热片。
[0014] 此外，可围绕压力容器的下部形成容纳
冷却水的冷却池。
[0015] 该冷却系统还可包括排气管，其连接至所述压力容器，使得在压力容器内产生的气体通过该排气管排出。
[0016] 该压力容器可包括过滤器，用于除去裂变产物。
[0017] 该压力容器可包括位于所述过滤器下面的湿气分离器。
[0018] 该释放管可存储非冷凝性气体，并可设置有储气罐，非冷凝性气体选择性地释放到该储气罐中。
[0019] 该储气罐可进一步设置有用于调节所述非冷凝性气体释放的气体释放
阀以及用于控制非冷凝性气体释放量的气
流量限制器。
[0020] 该释放管上设置有位于安全壳结构的内部暴露部分的释放隔离阀，并且释放管上设置有位于安全壳结构的外部暴露部分的第一释放阀。
[0021] 该回收管上设置有位于安全壳结构的内部暴露部分的回收隔离阀，并且回收管上设置有位于安全壳结构的外部暴露部分的回收阀。
[0022] 该压力容器可设置有供应罐，其通过供给管连接至所述压力容器，以向容纳空间供给冷凝水。
[0023] 该供应罐可包括温度
传感器，用于检测所述容纳空间内的温度，并且该供给管可设置有供给阀，其在所述容纳空间内的温度升高到等于或大于设定温度时打开供给管。
[0024] 所述冷却系统还可包括连接到所述压力容器和安全壳结构的气体回收管，使得在压力容器内产生的气体流入安全壳结构中。
[0025] 所述冷却系统还可包括连接释放管和压力容器的旁通管。
[0026] 该旁通管可进一步包括
旁通阀，以控制旁通管的开闭。该旁通管可连接到比压力容器内的冷凝水水位更高的
位置。
[0027] 该释放管可包括位于与该旁通管分叉的部分和与所述压力容器连接的部分之间的第二释放阀。
附图说明
[0028] 通过详细描述其示例性实施方式并参照附图，本发明的上述和其它目的、特征和优点对于本领域普通技术人员将变得更加明显，其中：
[0029] 图1是示出根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图；
[0030] 图2是示出一种状态的示意图，该状态中在安全壳结构内所产生的水蒸气和裂变产物流入根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的压力容器中；
[0031] 图3是示出一种状态的示意图，该状态中压力容器内的冷凝水流向根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统内的安全壳结构；
[0032] 图4是示出根据本发明第二实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图；
[0033] 图5是示出根据本发明第三实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图；
[0034] 图6是示出根据本发明第四实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图；以及
[0035] 图7是示出根据本发明第五实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
具体实施方式
[0036] 根据本发明示例性实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统将在下面参照附图来详细描述。虽然结合示例性实施方式示出并描述了本发明，但显然对于本领域技术人员来说可进行各种
修改而不脱离本发明的精神和范围。
[0037] 图1是示出根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
[0038] 如图1所示，根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统包括安全壳结构10、压力容器20、释放管30和回收管40。
[0039] 该安全壳结构10是覆盖核反应堆的结构，并且以典型
建筑物的形式形成，以包括各种相关设施在其中。
[0040] 压力容器20容纳冷凝水W在其中并具有定位的容纳空间，使得至少一部分压力容器低于所述安全壳结构10的底部。在本实施方式中，压力容器20的下部埋设在地下，因此该埋设部分位于安全壳结构10的底部以下。
[0041] 释放管30连接安全壳结构10的内部和压力容器20的内部，使得在发生事故的情况下在安全壳结构10中产生的水
蒸汽和裂变产物可流入压力容器20中。
[0042] 回收管40连接压力容器20的内部和安全壳结构10的内部，使得压力容器20中容纳的冷凝水W可流入安全壳结构10中。
[0043] 即，在发生事故的情况下在安全壳结构10中产生的水蒸汽流向压力容器20，由于水蒸气通过冷凝水W冷却使得冷凝水W的水位升高。当在压力容器20中容纳的冷凝水W的水位高于安全壳结构10内的水位时，冷凝水W由于水头差从压力容器20流向安全壳结构10。
[0044] 因此，由于由水头差产生的自然对流无需单独的电源供给或操作者的操作，本发明可在很长的一段时间降低安全壳结构10内的温度。
[0045] 在下文中，将对上面的循环过程进行更详细的说明。
[0046] 图2是示出一种状态的示意图，该状态中在安全壳结构10内所产生的水蒸气和裂变产物流入根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统内的压力容器20中。图3是示出一种状态的示意图，该状态中压力容器20内的冷凝水W流向根据本发明第一实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统内的安全壳结构10。
[0047] 如图2和3所示，当水蒸汽从安全壳结构10释放到压力容器20中时，水蒸汽在冷凝水W中冷凝，并且冷凝水W的水位逐渐变高。然而，由于回收管40连接到安全壳结构10，冷凝水W可通过压力容器20内的冷凝水W的水位和安全壳结构10内的水位之差来自然地循环。
[0048] 在这种情况下，在本实施方式中有一个或多个
散热片26安装在压力容器20的外部。散热片26用于去除由水蒸汽在冷凝水W内积累的热量以及通过在压力容器20内侧累积的裂变产物而产生的余热。即，在压力容器20中的冷凝水W可继续被冷却，从而持续地具有相比于在安全壳结构10内的液体
密度更高的密度。
[0049] 因此，通过如上所述的结构，当在安全壳结构10中产生的水蒸汽冷凝时，在压力容器20中的冷凝水W的水位同时变高，该冷却系统具有一种，冷凝水W由于水头差循环进入安全壳结构10中的结构。
[0050] 在本实施方式中，所述冷却系统还包括连接到压力容器20的排气管50，使得在压力容器20中产生的气体通过排气管50在此排出。在这种情况下，该压力容器20可包括用于去除裂变产物的过滤器24和位于过滤器24下方的湿气分离器22。
[0051] 同时，安全壳结构10内的水蒸汽和裂变产物通过释放管30释放到压力容器20中。在这种情况下，水蒸汽通过压力容器20中的冷凝水W冷凝。该裂变产物主要由冷凝水W去除，并另外由过滤器24去除，使得只有不包括裂变产物的非冷凝性气体通过排气管50向外部放出。
[0052] 排出阀可安装在排气管50上，并可具有破裂盘结构，其由操作者操作或通过压力自动打开。此外，排气过滤器可附加安装在排气管50上。因此，有可能进一步提高过滤性能。
[0053] 在本实施方式中，释放隔离阀32设置在安全壳结构10的内暴露部分的释放管30上，并且第一释放阀34设置在安全壳结构10的外暴露部分的释放管30上。这两个阀都在正常操作期间关闭，并根据操作者的操作或在发生意外时的温度和压力增加而自动且按顺序打开。两个阀
门的连续设置是为了防止在正常操作过程中由于操作者的单一的误操作而从安全壳结构10排出水蒸汽和裂变产物。
[0054] 同样，在该实施方式中，回收隔离阀42设置在安全壳结构10的内暴露部分的回收管40上，并且回收阀44设置在安全壳结构10的外暴露部分的回收管40上。这两个阀都在正常操作期间关闭，并根据操作者的操作或在发生意外时的温度和压力增加而自动且按顺序打开。两个阀门的连续设置是为了防止在正常操作过程中由于操作者的单一的误操作而从安全壳结构10排出冷凝水W。
[0055] 在本实施方式中，非冷凝性气体存储在释放管30中，并且该释放管上设置有储气罐60，非冷凝性气体选择性地释放到该储气罐60。另外，该储气罐60还设置有用于调整所述非冷凝气体释放的气体释放阀62和用于控制非冷凝性气体释放量的气流量限制器64。在这种情况下，非冷凝性气体可以是
气化的氮气等。
[0056] 因此，当流向压力容器20时，水蒸气和裂变产物可另外与非冷凝性气体混合，以通过释放口36一起释放到冷凝水W中。由于在该压力容器20中的冷凝水W在事故的初始阶段被过度冷却，因此，有可能在释放水蒸气时防止水锤现象发生。
[0057] 同时，当水蒸汽和裂变产物引入到压力容器20中时，水蒸汽通过冷凝水W冷凝。大多数裂变产物收集在冷凝水W中，且剩下的非冷凝性气体和一部分裂变产物经过设置在压力容器20的上部的过滤器24。接着，裂变产物和
气溶胶另外通过滤器24去除，且只有几乎不包含裂变产物的非冷凝性气体可通过排气管50排出到大气中。
[0058] 如上所述，湿气分离器22设置在过滤器24下方，并且与挥发性裂变产物和非冷凝性气体一起释放的水滴由湿气分离器22去除并朝向冷凝水W回收。因此，只有气体成分排放至过滤器24，从而改善通过过滤器24的裂变产物去除性能。
[0059] 图4是示出根据本发明第二实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
[0060] 如图4所示，根据本发明第二实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统具有类似于上述第一实施方式的配置，但不同之处在于在压力容器20的下部周围形成容纳冷却水S的冷却池。在本实施方式中，所述冷却池具有在地面下限定的预定深度，以使压力容器20的下部暴露至冷却水S。因此，该冷却池可与散热片26一起减少在压力容器20内的温度增加。
[0061] 图5是示出根据本发明第三实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
[0062] 如图5所示，根据本发明第三实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统具有类似于上述第一实施方式的配置，但不同之处在于所述冷却系统还包括通过供给管70连接到所述压力容器20的供应罐，以向容纳空间供给冷凝水。由于提供了供应罐，当压力容器20中的冷凝水W的温度增加到等于或大于一定程度时，供给新的冷凝水，以降低该压力容器内的温度。
[0063] 该供应罐可包括温度传感器，用于检测所述容纳空间内的温度，该供给管70可设置有供给阀72，其在容纳空间的温度升高到等于或高于设定温度时打开供给管70。也就是说，当容纳空间内的温度升高到等于或大于一定程度时打开供给阀72，从而可向容纳空间提供冷凝水。
[0064] 图6是示出根据本发明第四实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
[0065] 如图6所示，根据本发明第四实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统具有类似于上述第一实施方式的配置，但不同之处在于省略了第一实施方式中提供的排气管，并且该冷却系统还包括连接到所述压力容器20和安全壳结构10的气体回收管80，使得在压力容器20内产生的气体流入安全壳结构10中。
[0066] 即，在本实施方式中，压力容器20内产生的非冷凝性气体可通过气体回收管80流向安全壳结构10。在这种情况下，该气体回收管80可进一步设置有气体回收管隔离阀82，用于打开和关闭气体回收管80并防止逆流。
[0067] 图7是示出根据本发明第五实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统的整体结构示意图。
[0068] 当安全壳结构10内的压力大于该压力容器20内的压力时，冷凝水W不会通过回收管40流入安全壳结构10中。为了防止这种现象，根据本发明第五实施方式的核反应堆安全壳结构的冷却系统具有类似于上述第一实施方式的配置，但不同之处在于该冷却系统还包括连接释放管30和压力容器20的旁通管90。即，该旁通管90用于使安全壳结构10中的压力等于压力容器20中的压力，从而使冷凝水W可通过回收管40很容易地引入到安全壳结构10中。该旁通管90可进一步包括旁通阀91来控制旁通管90的开闭，从而使旁通管90可根据需要选择性地打开和关闭。另外，旁通管90可连接到高于压力容器20内冷凝水W的水位的位置，以便防止冷凝水W引入到旁通管90中。另外，释放管30还可包括第二释放阀35，其位于与旁通管90分叉的部分和与所述压力容器20连接的部分之间，使得更有效地调节安全壳结构中10的压力等于压力容器20中的压力。详细地说，由于旁通管90通过调节旁通阀91而打开，且释放管30通过调节第二释放阀35而关闭，因此旁通管90可更有效地运作。
[0069] 如从上面的描述中可以看出，根据本发明的核反应堆安全壳结构的冷却系统无需单独的电源供给或操作者的操作而通过自然对流来形成循环结构，从而在长时期内降低核反应堆安全壳结构内的温度。
[0070] 此外，会阻止可能在冷却过程中发生的裂变产物去除性能的劣化。
[0071] 此外，会防止由在冷却系统的初始操中的水锤现象引起的管道和设备的损坏。
[0072] 虽然本发明已参照其多个示例性实施方式进行了描述，但应理解的是，可由本领域技术人员想出的许多其它修改和应用也将落入实施方式的内在方面中。更具体地，在不改变上述实施方式的组成部件的前提下各种变型和修改是可能的。此外，应当理解的是，变化和修改的相关差异落入所附
权利要求书所限定的本发明的精神和范围内。
