(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
供給される水を原子炉の稼動時に発生する熱で加熱して蒸気化させる蒸気発生部；
前記蒸気発生部に連結され、前記蒸気発生部から供給される蒸気が冷却凝縮するように内部に冷却水が貯蔵された水冷式熱交換部；
一側が前記水冷式熱交換部に連結され、他側が前記蒸気発生部に連結され、前記水冷式熱交換部から水と蒸気が混合されて流入しても、水と蒸気を分離して前記蒸気発生部に水だけ供給することができるように備えられた蒸気−水分離タンク；
前記蒸気発生部と前記水冷式熱交換部が互いに連結されるように、前記蒸気発生部及び前記水冷式熱交換部の間に備えられた蒸気管;  及び
前記蒸気管と前記蒸気−水分離タンクの間に備えられたバイパス管を含むことを特徴とする、原子力発電所の被動型補助凝縮装置。
【請求項２】
前記蒸気−水分離タンクは、
下部一側に備えられ、前記水冷式熱交換部に連結された蒸気−水流入管と、
下面に備えられ、前記蒸気発生部に連結された排水管と、を含むことを特徴とする、請求項１に記載の原子力発電所の被動型補助凝縮装置。
【請求項３】
前記蒸気−水分離タンクは垂直に立てられた長円筒状に構成されることを特徴とする、請求項１または２に記載の原子力発電所の被動型補助凝縮装置。
【請求項４】
前記バイパス管には調節バルブ及びチェックバルブを含むことを特徴とする、請求項１に記載の原子力発電所の被動型補助凝縮装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力発電所の被動型補助凝縮装置に係り、より詳しくは原子力発電所の事故発生の際に炉心を冷却させるための補助給水系統である被動型補助凝縮装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所において、原子炉の安全性確保に重要な系統として補助給水系統がある。
【０００３】
そのうち、別に備えられた冷却水槽に蒸気発生器の出口が連結された蒸気配管を通過させて冷却凝縮させた後、蒸気発生器に給水する被動型冷却システムであるＰＡＦＳ（Ｐａｓｓｉｖｅ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ  Ｓｙｓｔｅｍ：被動型補助給水システム）が広く知られている。
【０００４】
一方、従来技術による非常炉心冷却系統の冷却システムが特許文献１（２００２．０５．１８公開）に開示されている。
【０００５】
原子力発電所で安全性を確保するための方法として原子炉の二次系統を冷却させる方法がある。
【０００６】
しかし、このような従来の冷却システムは電力供給によってだけ稼動できる能動型であるため、事故発生の際に電力供給が中断される場合には稼動できないことがあるという問題点がある。
【０００７】
前記のような問題点を解決するために開発された被動型補助給水システム（ＰＡＦＳ）１０は、図１に示すように、原子炉容器２０に連結された蒸気発生器３０と、蒸気発生器３０に連結された熱交換器４０が内部に設置された冷却タンク５０とを含む。
【０００８】
蒸気発生器３０の上部には蒸気が排出されて熱交換器４０に流入し、冷却タンク５０を経ながら蒸気が冷却凝縮するので、蒸気発生器３０の下部に再流入するときには水の状態で再流入する。
【０００９】
しかし、このような従来の被動型補助給水システム１０の熱交換器４０を経て冷却タンク５０を通過して蒸気発生器３０に回収される水は１００％の水ではない蒸気が混合した状態であるため、蒸気発生器３０に再流入する途中に振動を発生させ、残っていた蒸気が水に凝縮する過程で衝撃波を発生させてシステムを破損させることがあるという問題がある。また、蒸気発生器３０に再流入する冷却水の水質が低下することがあるという問題がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】大韓民国公開特許第２００２−００３７１０５号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
したがって、本発明の目的は、事故発生の際に電力供給が中断されても炉心崩壊熱（または残熱）を被動型で除去する過程で蒸気発生器に再流入する水に蒸気が混合することを防止することにより、振動や衝撃波の発生を防止することができる原子力発電所の被動型補助凝縮装置を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
前記目的は、本発明によって、供給される水を原子炉の稼動時に発生する熱で加熱して蒸気化させる蒸気発生部；前記蒸気発生部に連結され、前記蒸気発生部から供給される蒸気が冷却凝縮するように内部に冷却水が貯蔵された水冷式熱交換部；及び一側が前記水冷式熱交換部に連結され、他側が前記蒸気発生部に連結され、前記水冷式熱交換部から水と蒸気が混合されて流入しても、水と蒸気を分離して前記蒸気発生部に水だけ供給することができるように備えられた蒸気−水分離タンク；を含む原子力発電所の被動型補助凝縮装置によって達成される。
【００１３】
前記蒸気−水分離タンクは、下部一側に備えられ、前記水冷式熱交換部に連結された蒸気−水流入管と、下面に備えられ、前記蒸気発生部に連結された排水管とを含む。
【００１４】
前記蒸気−水分離タンクは垂直に立てられた長円筒状に構成されることができる。
【００１５】
前記蒸気発生部と前記水冷式熱交換部が互いに連結されるように、前記蒸気発生部及び前記水冷式熱交換部の間には蒸気管を設置してよい。
【００１６】
前記蒸気管と前記蒸気−水分離タンクの間にはバイパス管を含むことができる。
【００１７】
前記バイパス管には調節バルブ及びチェックバルブを含むことができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、事故発生の際に電力供給が中断されても炉心崩壊熱（または残熱）を被動型で除去する過程で蒸気発生器に再流入する水に蒸気が混合することを防止することにより、振動や衝撃波の発生を防止することができる原子力発電所の被動型補助凝縮装置を提供することができる。
【００１９】
また、蒸気発生器に再流入する冷却水の水質を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】従来技術による原子力発電所の被動型補助給水システムの構成図である。
【図２】本発明による原子力発電所の被動型補助凝縮装置の構成図である。
【図３】図２の蒸気−水分離タンクを拡大して示す図である。
【図４】本発明の他の実施例による原子力発電所の被動型補助凝縮装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、添付図面を参照して本発明について詳細に説明する。
【００２２】
本発明による原子力発電所の被動型補助凝縮装置１００は、図２及び図３に示すように、原子炉の安全性確保に重要な系統で、被動型補助給水システム（ＰＡＦＳ）に適用されるものであり、原子炉容器１０５に連結され、後述する蒸気−水分離タンク１４０から供給される水を原子炉の稼動時に発生する熱によって加熱して蒸気化させる蒸気発生部１１０と、蒸気発生部１１０に連結され、蒸気発生部１１０から供給される蒸気が冷却凝縮するように内部に冷却水１が貯蔵された水冷式熱交換部１２０と、一側が水冷式熱交換部１２０に連結され、他側が蒸気発生部１１０に連結され、水冷式熱交換部１２０から水３と蒸気５が混合して流入しても水３と蒸気５が分離されることにより、蒸気発生部１１０には水３だけ供給されるように備えられた蒸気−水分離タンク１４０とを含む。
【００２３】
したがって、蒸気発生部１１０で一次系統（原子炉−高温管−蒸気発生部−冷却材ポンプ−低温管−原子炉）との熱交換によって蒸気が発生し、発生した蒸気は被動型補助給水システム（ＰＡＦＳ）の水冷式熱交換部１２０を通過しながら冷却されて水に凝縮されてから蒸気−水分離タンク１４０に流入することにより、事故発生の際に電力供給が中断されても炉心崩壊熱（または残熱）を冷却させるように原子力発電所の被動型補助凝縮装置１００が被動型で補助給水系統で稼動でき、蒸気−水分離タンク１４０によって被動型補助凝縮装置１００の蒸気発生部１１０に再流入する水に蒸気が混合することを防止することにより、振動や衝撃波の発生を防止することができる。さらに、蒸気発生部１１０に再流入する冷却水の水質が向上することができる。
【００２４】
本発明の一実施例として、図３に示すように、水冷式熱交換部１２０から水３と蒸気５が混合して流入しても、水３と蒸気５が分離されて蒸気発生部１１０には水３だけ供給できるように、蒸気−水分離タンク１４０が垂直に立てられた長円筒状に構成される。
【００２５】
水冷式熱交換部１２０は、図２に示すように、蒸気発生部１１０に連結された熱交換器１２３が内部に設置され、冷却水１が内部に貯蔵された冷却タンク１２１と、冷却水１中に漬かるように冷却タンク１２１の内部に備えられ、蒸気発生部１１０から供給される蒸気を冷却凝縮させる熱交換器１２３とを含む。
【００２６】
蒸気−水分離タンク１４０は、図２及び図３に示すように、熱交換器１２３を通過する蒸気が冷却凝縮してなる水が流入することができるように、下部一側に備えられ、水冷式熱交換部１２０の熱交換器１２３の出口側に連結された蒸気−水流入管１４１と、蒸気発生部１１０に水３だけ供給できるように下面に備えられ、蒸気発生部１１０の下部に連結された排水管１４３とを含む。
【００２７】
これにより、蒸気−水流入管１４１を通じて熱交換器１２３から蒸気５と水３が混合された状態で蒸気−水分離タンク１４０の内部に流入しても、蒸気５は相対的に密度が低いため対流によって蒸気−水分離タンク１４０の上部に浮び上がり、水３は相対的に重いため蒸気−水分離タンク１４０の下部に集まるので、下面に備えられた排水管１４３には水３だけ排出できる。この際、蒸気−水分離タンク１４０の内部で上部に浮び上がった蒸気５は水３との境界面で徐々に水３に凝縮して蒸気発生部１１０への水供給を円滑にする。
【００２８】
より具体的に、蒸気−水分離タンク１４０の直径は冷却タンク１２１の直径のおよそ１／１０以下であることが好ましい。
【００２９】
また、図２に示すように、本発明による原子炉冷却システム１００は、蒸気発生部１１０と水冷式熱交換部１２０の熱交換器１２３が互いに連結されるように蒸気発生部１１０及び水冷式熱交換部１２０の熱交換器１２３の間に備えられた蒸気管１３０をさらに含む。
【００３０】
一方、本発明の他の実施例として、図４に示すように、原子炉冷却システム１００は、蒸気管１３０から分岐されて蒸気−水分離タンク１４０に連結されたバイパス管１５０をさらに含むこともできる。この際、バイパス管１５０には調節バルブ１６０及びチェックバルブ１７０が備えられることが好ましく、バイパス管１５０は蒸気−水分離タンク１４０の上部に連結されることが好ましい。
【００３１】
これにより、蒸気−水分離タンク１４０に集まった蒸気５がバイパス管１５０を通じて蒸気管１３０に再流入して水冷式熱交換部１２０に復帰するようにすることができる。
【００３２】
このような構成により、本発明による原子力発電所の被動型補助凝縮装置１００が作動する過程を図２〜図４を参照して説明すれば次のようである。
【００３３】
まず、蒸気発生部１１０で発生する蒸気は相対的に密度が低いため対流によって蒸気発生部１１０の上部に浮び上がり、蒸気管１３０を通じて水冷式熱交換部１２０の熱交換器１２３に流入する。
【００３４】
ついで、熱交換器１２３に流入した蒸気は熱交換器１２３を通過しながら、冷却タンク１２１の内部に貯蔵された冷却水１に熱を奪われて水に冷却凝縮し、重力によって下降する。
【００３５】
そして、冷却凝縮した水３は蒸気−水流入管１４１を通じて蒸気−水分離タンク１４０の内部に流入する。この際、蒸気−水分離タンク１４０に流入する水３は完全に冷却凝縮した状態ではない場合が大部分であるため、通常蒸気５とともに混合された状態で蒸気−水分離タンク１４０に流入する。
【００３６】
蒸気−水分離タンク１４０の内部で蒸気５は上部に浮び上がり、水３は下部に沈み、下面に備えられた排水管１４３を通じて排出されて蒸気発生部１１０に再流入する。
【００３７】
このように、本発明によれば、蒸気−水分離タンク１４０によって被動型補助凝縮装置１００の蒸気発生部１１０に再流入する水３に蒸気５が混合されることが防止されるので、振動や衝撃波の発生を防止することができ、蒸気発生部１１０に再流入する冷却水の水質を向上させることができる。
【産業上の利用可能性】
【００３８】
本発明は、原子力発電所の事故発生の際に炉心を冷却させるための補助給水系統である被動型補助凝縮装置に適用可能である。
【符号の説明】
【００３９】
１１０    蒸気発生部
１２０    水冷式熱交換部
１３０    蒸気管
１４０    蒸気−水分離タンク
１４１    蒸気−水流入管
１４３    排水管
１５０    バイパス管
１６０    調節バルブ
１７０    チェックバルブ
【図１】
0005603851.tif 000002
【図２】
0005603851.tif 000003
【図３】
0005603851.tif 000004
【図４】
0005603851.tif 000005