特許 7480418 被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】

(24)【登録日】2024-04-26

(45)【発行日】2024-05-09

(54)【発明の名称】被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム

(51)【国際特許分類】

   G21C 15/18 20060101AFI20240430BHJP

   G21C 17/035 20060101ALI20240430BHJP

【ＦＩ】

G21C15/18 W

G21C15/18 L

G21C15/18 Y

G21C15/18 A

G21C17/035

【請求項の数】 3

(21)【出願番号】P 2023504445

(86)(22)【出願日】2021-07-12

(65)【公表番号】

(43)【公表日】2023-08-16

(86)【国際出願番号】 KR2021008919

(87)【国際公開番号】W WO2022019555

(87)【国際公開日】2022-01-27

【審査請求日】2023-01-20

(31)【優先権主張番号】10-2020-0091357

(32)【優先日】2020-07-23

(33)【優先権主張国・地域又は機関】KR

(73)【特許権者】

【識別番号】518442000

【氏名又は名称】コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド

(74)【代理人】

【識別番号】110001416

【氏名又は名称】弁理士法人信栄事務所

(72)【発明者】

【氏名】ムン，ホ リム

(72)【発明者】

【氏名】カン，サン ヒー

(72)【発明者】

【氏名】ハ，フイン

【審査官】後藤 慎平

(56)【参考文献】

【文献】特開２０１０－１１２７７２（ＪＰ，Ａ）

【文献】特表２０１５－５３４６４９（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開昭６２－０７６４９５（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ １５／１８

Ｇ２１Ｄ １／００

Ｇ２１Ｃ １７／０３５

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉の熱によって蒸気を発生させる蒸気発生器と、熱交換水が貯水された被動凝縮タンクと、前記被動凝縮タンクの内部に設置され、被動凝縮タンクの底から離間して設けられた凝縮器と、蒸気発生器と被動凝縮タンクの凝縮器の入口との間に設置され、原子炉運転中断の際にタービン側への蒸気供給を遮断し、前記凝縮器へ蒸気を分岐させる管路を提供する蒸気供給管と、前記凝縮器の出口と前記蒸気発生器との間に設置され、凝縮器を介して凝縮した凝縮水を蒸気発生器に回収させる管路を提供する凝縮水回収管と、を含む、原子力発電施設の被動補助給水系統において、
前記被動凝縮タンクと前記凝縮水回収管との間には、前記凝縮器と前記被動凝縮タンクの底との間に残った残水が前記凝縮水回収管へ排出されるように残水排出流路が設置され、
前記被動凝縮タンクには、前記熱交換水の水位を測定する水位測定センサが設置され、前記残水排出流路には、自動弁が設置され、
前記自動弁は、前記水位測定センサの水位検知によって前記残水排出流路を自動的に開放させることができるように設置されたことを特徴とする、被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム。

【請求項2】

前記残水排出流路は、前記被動凝縮タンクの最低点に連結されたことを特徴とする、請求項１に記載の被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム。

【請求項3】

前記残水排出流路から排出される残水は、前記凝縮水回収管へ自然落下できるように構成されたことを特徴とする、請求項１又は２に記載の被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム及び被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法に係り、より詳細には、被動凝縮タンクで熱交換されて残った残水（不用熱交換水）を原子炉冷却のための冷却水として活用できるようにした、被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム及び被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法に関する。

【背景技術】

【0002】

原子力発電所は、燃料の核分裂によって生成された熱エネルギーを利用して、蒸気発生器を通過する水に熱を伝達して蒸気を発生させ、発生した蒸気によってタービンと発電機を稼動させて電気エネルギーを得る設備である。原子力発電所は、核燃料を保有している原子炉炉心と、原子炉から発生した熱エネルギーを二次側へ伝達する原子炉冷却材系統を設計基準範囲内で安全に運転されるようにすることにより、原子力発電所の安全状態を維持し且つ放射性物質の拡散を防止するための設備が備えられなければならない。
これを達成するために、原子力発電所は、事故発生の際に発電所を安全に停止させることができるように工学的安全設備系統を備えている。工学的安全設備系統は、格納容器系統（Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ Ｓｙｓｔｅｍ）、非常用炉心冷却系統（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｃｏｒｅ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）、及び被動補助給水系統（Ｐａｓｓｉｖｅ Ａｕｘｉｌｉａｒｙ Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ Ｓｙｓｔｅｍ）を含む。

【0003】

前記被動補助給水系統の一例として、図１は、特許文献１に開示された軽水炉の被動二次側凝縮系統を示すものである。図１を参照すると、従来の軽水炉の被動二次側凝縮系統は、原子炉の熱によって蒸気を発生させる蒸気発生器１０と、前記蒸気発生器１０の熱をタービン側に供給する主蒸気管１１と、タービンを経た蒸気が冷却水との熱交換により凝縮した水が蒸気発生器１０へ回収される主給水管１２と、原子炉運転の中断時にタービン側への蒸気供給を遮断し、主蒸気管１１から分岐する蒸気供給管１３を介して流入する蒸気を、被動凝縮タンク３０内に収められた凝縮器２０での熱交換によって水に凝縮させた後、凝縮器２０の出口に連結された凝縮水回収管１４を介して凝縮した水を主給水管１２に合流させるように構成されており、凝縮水回収管１４には、凝縮した水の逆流防止のための逆流防止部４０が設置された構成が開示されている。

【0004】

このような被動二次側凝縮系統によれば、ポンプなどの別途の能動手段を備えず、自然対流方式によって、蒸気発生器１０から発生した蒸気を凝縮器２０で凝縮させた後、蒸気発生器１０へ還水させて原子炉を冷却することにより、原子力発電所の事故時に原子炉の過熱を防止することができるという利点がある。

【0005】

しかし、上述した従来の被動補助給水系統は、凝縮器２０を介して凝縮水が作られる過程で、被動凝縮タンク３０に貯水された熱交換水は、高温の蒸気を通る凝縮器２０と熱交換されながら蒸発するので、一定時間が経過した後は、被動凝縮タンク３０の水位が減少して熱交換水を充水させなければならないことが発生する。被動凝縮タンク３０への熱交換水の充水作業及び過程は、作業時間が多くかかるため、原子炉での事故発生時の対処効率性に劣るという問題がある。被動凝縮タンク３０の熱交換水貯水量は、通常６７万ガロンであり、約８時間凝縮水を生成することができる程度の量である。原子炉事故発生の軽重によって異なるが、被動凝縮タンク３０の熱交換水がなくなった状態でも原子炉事故の収束が終わらない場合、前述したように被動凝縮タンク３０への熱交換水の充水から凝縮水の生成までの時間がかかるので、原子炉事故の発生に対する効果的な対応が難しく、初動対処が遅れると原子炉事故の発生が拡散するおそれがあるという問題点を生じさせる。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0006】

【文献】韓国登録特許第１０－１０２２１６４号

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0007】

本発明は、上述した問題点を解決するためになされたもので、その目的は、被動凝縮タンクに設置された凝縮器と被動凝縮タンクの底との間だけの不用熱交換水を原子炉冷却のための冷却水として直接使用することができるようにすることにより、原子炉事故発生の際に冷却水使用対処効率性を高めることができるようにした、被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム及び被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法を提供することにある。

【課題を解決するための手段】

【0008】

上記の目的を達成するために、本発明は、原子炉の熱によって蒸気を発生させる蒸気発生器と、熱交換水が貯水された被動凝縮タンクと、前記被動凝縮タンクの内部に設置され、被動凝縮タンクの底から離間して設けられた凝縮器と、蒸気発生器と被動凝縮タンクの凝縮器の入口との間に設置され、原子炉運転中断の際にタービン側への蒸気供給を遮断し、前記凝縮器へ蒸気を分岐させる管路を提供する蒸気供給管と、前記凝縮器の出口と前記蒸気発生器との間に設置され、凝縮器を介して凝縮した凝縮水を蒸気発生器に回収させる管路を提供する凝縮水回収管と、を含む、原子力発電施設の被動補助給水系統において、前記被動凝縮タンクと前記凝縮水回収管との間には、前記凝縮器と被動凝縮タンクの底との間に残った残水が凝縮水回収管へ排出されるように残水排出流路が設置されたことを特徴とする、被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムを提供する。

【0009】

このとき、前記残水排出流路は、被動凝縮タンクの最低点に連結されたことが好ましい。

【0010】

また、前記残水排出流路から排出される残水は、前記凝縮水回収管へ自然落下することができるように構成されたことが好ましい。

【0011】

また、前記被動凝縮タンクには、熱交換水の水位を測定する水位測定センサが設置され、前記残水排出流路には、自動弁が設置され、自動弁は、水位測定センサの水位検知によって残水排出流路を自動的に開放させることができるように設置されたことが好ましい。

【0012】

上記の目的を達成するための他の例として、原子炉事故の発生の際に、蒸気発生器の蒸気が凝縮器へ供給されるステップと、凝縮器から凝縮した凝縮水が冷却水として原子炉側へ供給されるステップと、被動凝縮タンクの水位が測定されるステップと、被動凝縮タンの熱交換水の水位に応じて、残水排出流路が開放されて被動凝縮タンクの熱交換水が冷却水として原子炉に供給されるステップと、を含む、被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法を提供する。

【0013】

このとき、前記被動凝縮タンクの熱交換水は、凝縮水回収管へ自然落下することが好ましい。

【発明の効果】

【0014】

本発明による被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム及び被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法は、被動凝縮タンクにおける熱交換過程で蒸発して残った不用熱交換水、すなわち、凝縮器と接触しない熱交換水を原子炉冷却のための冷却水として活用することができるようにした。これにより、本発明は、被動凝縮タンクに残った不用熱交換水を活用する面での効率性を高めることができるという効果がある。

【0015】

また、本発明は、事故発生の際に熱交換水の蒸発による熱交換作業が停止して凝縮水の供給が停止しても、被動凝縮タンクに残った残水を冷却水として直ちに活用することができるので、原子炉冷却作業に対する連続性が実現でき、初動対処効率性を高めることができるので、問題拡散を防止することができるという効果がある。

【図面の簡単な説明】

【0016】

【図1】従来技術による原子力発電施設の被動補助給水系統を示す系統図である。

【図2】本発明の好適な実施形態による被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムを示す系統図である。

【図3】本発明の好適な実施形態による被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムの被動凝縮タンクの変形例を示す図である。

【図4】本発明の好適な実施形態による被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法を示すフローチャートである。

【発明を実施するための形態】

【0017】

本明細書及び請求の範囲で使用された用語又は単語は、通常的又は辞書的な意味に限定解釈されるものではなく、発明者はその発明を最善の方法で説明するために用語の概念を適切に定義することができるという原則に即し、本発明の技術的思想に合致する意味及び概念で解釈されなければならない。

【0018】

以下、添付の図２～図４を参照して、本発明の好適な実施形態による被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムについて説明する。説明の前に、従来技術と同一の構成については、符号を併記し、詳細な説明を省略する。

【0019】

被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムは、被動凝縮タンクにおける熱交換過程で蒸発してそれ以上熱交換に活用できない蒸気発生器の冷却作業に直ちに投入して原子炉事故の対処への効率性を高めることができるようにした。残水は、被動凝縮タンクの底と凝縮器との間だけに該当する不用熱交換水をいう。本明細書では、残水と不用熱交換水を混用して使用する。

【0020】

被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムは、図２に示すように、蒸気発生器１０と、被動凝縮タンク３０と、凝縮器２０と、蒸気供給管１３と、凝縮水回収管１４と、残水排出流路１００と、を含む。

【0021】

被動凝縮タンク３０には凝縮作用のための熱交換水が貯水され、熱交換水には凝縮器２０が浸かって設置される。このとき、凝縮器２０は、構造特性及び凝縮効率性を高めるために被動凝縮タンク３０の底から離間して設けられる。これにより、熱交換水は、凝縮器２０と被動凝縮タンク３０の底との間だけの不用熱交換水を発生する。すなわち、凝縮器２０を介した凝縮作用は、凝縮器２０が熱交換水と接触しながら熱交換される過程で発生するが、凝縮器２０全体が熱交換水から露出する場合、熱交換作用を行うことができないので、凝縮過程で熱交換水が蒸発して水位が減少する場合、被動凝縮タンク３０には不用熱交換水の発生が避けられない。

【0022】

被動凝縮タンク３０には、不用熱交換水の発生を検知するための水位測定センサ３１が設置される。水位測定センサ３１は、被動凝縮タンク３０の水位を検知するが、凝縮過程で熱交換水が蒸発して減少する水位を検知しながら、凝縮器２０全体が熱交換水から露出したときの水位を検知するためのものである。すなわち、水位測定センサ３１が、不用熱交換水が発生したことを検知する水位は、凝縮器２０の最低点よりも低い点でなければならないことは理解可能である。一方、被動凝縮タンク３０には、熱交換水水位が減少して、不用熱交換水が発生した時点を水位測定センサ３１が検知すると、これを管理者に知らせることが可能なアラーム信号発生器３２がさらに設置されることが好ましい。

【0023】

残水排出流路１００は、被動凝縮タンク３０から発生した残水、すなわち、不用熱交換水を蒸気発生器１０に送るための管路を提供し、被動凝縮タンク３０と凝縮水回収管１４との間に設置される。残水排出流路１００は、凝縮器２０を介した凝縮過程が完了して残った効用性に劣る不用熱交換水を冷却水として使用するための構成であって、原子炉事故の際に凝縮水のみで事故の収束が完了しない場合、残っている不用熱交換水を冷却水として使用することができるようにした構成である。残水排出流路１００を介した不用熱交換水の供給は、凝縮水回収管１４に自然落下できるように設けられることが好ましい。このとき、残水排出流路１００には、残水排出流路１００の管路を自動的に開閉させることが可能な自動弁１１０が設置される。平常時に、残水排出流路１００は、自動弁１１０を介して閉じているが、原子炉事故の際には、不用熱交換水が発生すると自動弁１１０を介して自動的に開放され、蒸気発生器１０に不用熱交換水を冷却水として自動的に供給することができるようにした。

【0024】

一方、残水排出流路１００に加えて、図２に示すように、エクストラ流路２００がさらに設置されることが好ましい。エクストラ流路２００は、被動凝縮タンク３０の不用熱交換水のみで蒸気発生器１０の冷却が十分に行われないとき、さらに開放されて既存の復水貯蔵タンク（Ｃｏｎｄｅｎｓａｔｅ Ｓｔｏｒａｇｅ Ｔａｎｋ）３００に貯水された水を蒸気発生器１０へ供給させるための構成である。復水貯蔵タンク３００は、水蒸気タービンの排気を復水器を介して水に作った後、その水を集めておいた平常時に設けられた施設物である。

【0025】

エクストラ流路２００は、復水貯蔵タンク３００と凝縮水回収管１４との間に連結され、エクストラ流路２００には、復水貯蔵タンク３００の水をポンピングするための補助充填ポンプ４００が設置される。補助充填ポンプ４００は、復水貯蔵タンク３００の水を蒸気発生器１０へ供給させるとともに、被動凝縮タンク３０に熱交換水を充水させるためのポンピング作用を行う役目をする。すなわち、補助充填ポンプ４００は、ポンピング流路５００を介して復水貯蔵タンク３００の水を被動凝縮タンク３０に熱交換水として補充させることができる。ポンピング流路５００は、被動凝縮タンク３０とエクストラ流路２００との間に連結される。

【0026】

また、補助充填ポンプ４００は、被動凝縮タンク３０から蒸気発生器１０へ熱交換水をポンピングして供給する役目をする。上述したように、被動凝縮タンク３０から蒸気発生器１０への熱交換水は、残水排出流路１００を介して自然落下するが、それだけでなく、被動凝縮タンク３０から蒸気発生器１０への熱交換水は、補助充填ポンプ４００を介して被動凝縮タンク３０の熱交換水を蒸気発生器１０へポンピングして供給することもできる。

【0027】

一方、被動凝縮タンク３０の底は、図３に示すように、一側に傾斜してもよい。これは、残水の発生を最大限に抑えて不用熱交換水を冷却水として出来るだけ多く使用できるようにするためである。このとき、残水排出流路１００は、被動凝縮タンク３０の底の最低点に設置される。

【0028】

以下、上述した構成からなる被動補助給水系統の不用熱交換水活用システムを用いて原子炉冷却を制御する方法について、図４を参照して説明する。

【0029】

原子力発電施設の正常稼働中に事故が発生した場合、蒸気発生器１０からタービンへの蒸気の供給は遮断され、蒸気供給管１３を介して被動凝縮タンク３０の凝縮器２０へ蒸気供給が行われる（Ｓ１０）。

【0030】

高温の蒸気は、凝縮器２０の入口を介して凝縮器２０の出口へ吐出されるが、この過程で、高温の蒸気は、被動凝縮タンク３０に貯水された熱交換水と熱交換されながら凝縮水を発生させる（Ｓ２０）。このとき、熱交換水は、熱交換が行われる過程で次第に蒸発して、被動凝縮タンク３０の熱交換水の水位は次第に減少する。

【0031】

凝縮水は、凝縮水回収管１４を介して事故の発生した原子炉側に回収されて蒸気発生器１０を持続的に冷却させる（Ｓ３０）。

【0032】

このとき、水位測定センサ３１は、蒸発する熱交換水の水位を測定し続ける（Ｓ４０）。

【0033】

このとき、水位測定センサ３１は、測定された水位が一定の水位に達したか否かを判断する（Ｓ５０）。一定の水位とは、熱交換水の水位が凝縮器２０の最低点未満であるときの水位をいう。水位測定センサ３１で検知された水位が一定の水位に達する前には、凝縮水の供給が持続的に行われながら蒸気発生器１０の冷却が行われる（Ｓ２０、Ｓ３０）。

【0034】

一方、水位測定センサ３１で検知された被動凝縮タンク３０における熱交換水の水位が一定の水位であれば、制御部（図示せず）は、アラーム信号発生器３２を作動させて管理者が認知するようにし、自動弁１１０を作動させて残水排出流路１００を開放させる（Ｓ６０）。

【0035】

このとき、凝縮器２０の凝縮作用は停止し、被動凝縮タンク３０に残った残水、すなわち不用熱交換水は、残水排出流路１００を介して凝縮水回収管１４へ自然落下する（Ｓ７０）。このとき、補助充填ポンプ４００は、不用熱交換水を凝縮水回収管１４へ供給することもできる。

【0036】

その後、凝縮水回収管１４へ排出された不用熱交換水は、蒸気発生器１０へ供給されて冷却作用を行う（Ｓ８０）。

【0037】

このとき、管理者は、蒸気発生器の冷却が完了したか否かを判断する（Ｓ９０）。蒸気発生器の冷却が完了すると、管理者は、冷却システムを正常に終了する（Ｓ１００）。

【0038】

もし不用熱交換水の供給のみで蒸気発生器の冷却が完了しなかった場合、管理者は、エクストラ流路２００を開放する（Ｓ９１）。これにより、復水貯蔵タンク３００に貯水された水は、エクストラ流路２００を介して供給できる状態になる。その後、管理者は、補助充填ポンプ４００を作動させて復水貯蔵タンク３００の水を蒸気発生器１０へ供給して冷却作業を相次いで行う。

【0039】

一方、管理者は、ポンピング流路５００を開放し、補助充填ポンプ４００を作動させて復水貯蔵タンク３００の水を被動凝縮タンク３０に充水させることができる（Ｓ２００）。

【0040】

これまで説明したように、本発明による被動補助給水系統の不用熱交換水活用システム及び被動補助給水系統の不用熱交換水を活用した原子炉冷却制御方法は、被動凝縮タンクに残っている、凝縮器との熱交換作用に使用できない不用熱交換水を冷却水として使用できるようにした技術的特徴がある。これにより、原子炉事故発生の際に冷却水の活用度を高めることができ、初動対処効率性を高めて事故の拡散を抑制することができる。

【0041】

以上、本発明は、記載された具体例について詳細に説明されたが、本発明の技術思想の範囲内で様々な変形及び修正が可能であるのは、当業者にとって明らかであり、それらの変形及び修正も添付の特許請求の範囲に属するのは、当たり前である。

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】