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1. 发明授权

KR101089843B1 운전, 유지보수가 용이한 사용후핵연료 산화장치 有权
标题翻译：用于消除燃料油的减压和氧化的氧化剂
公开(公告)号：KR101089843B1
公开(公告)日：2011-12-05
申请号：KR1020100085730
申请日：2010-09-01
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김영환 , 박근일 , 정재후 , 이정원 , 김기호 , 이영순 , 이도연
IPC分类号： G21C19/44 , G21C19/32
CPC分类号： G21C19/44 , Y02W30/882
摘要： PURPOSE: A used-nuclear-source oxidation apparatus capable of easily being operated and maintained is provided to pulverize an inputted rod-cut using air and heat, thereby easily maintaining the used-nuclear-source oxidation apparatus. CONSTITUTION: A used nuclear source is inputted to a reactor module(20). The reactor module is oxidized. A heating module heats the reactor module with a high temperature. A utility module is combined in the reactor module. The utility module controls the internal state of the reactor module. A support module(50) supports the heating module and reactor module. A driving module(30) provides driving force. The driving force transfers the used nuclear source.
摘要翻译：目的：提供能够容易地操作和维护的二次核源氧化装置，用于使用空气和热量粉碎输入的棒切割，从而容易地维持使用的核源氧化装置。构成：将一个使用过的核源输入反应堆模块（20）。电抗器模块被氧化。加热模块用高温加热反应器模块。一个实用模块组合在反应堆模块中。实用程序模块控制反应堆模块的内部状态。支撑模块（50）支撑加热模块和反应器模块。驱动模块（30）提供驱动力。驱动力转移使用的核源。

2. 发明公开

KR1020060026980A 계층적 거리-각 그래프에 의한 경계선 영역 내부 면적측정 방법 失效
标题翻译：通过分层距离角图对边界线内部的面积测量方法
公开(公告)号：KR1020060026980A
公开(公告)日：2006-03-27
申请号：KR1020040075724
申请日：2004-09-22
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김웅기 , 나성웅 , 이정원
IPC分类号： G06T7/60
CPC分类号： G06T7/62 , G06T7/12 , G06T7/162 , G06T2207/20072
摘要： 본 발명은 계층적 거리-각 그래프에 의한 경계선 영역 내부 면적
측정 방법에 관한 것으로, 그 목적은 디지털 영상처리시 경계선 정보를 확보하고 이 정보를 거리-각 그래프로 구성한 후 이 그래프로부터 적분 방법으로 면적을 측정하는 방법을 제공하는데 있다. 본 발명의 구성은 디지털 영상처리 과정 등에서 임의의 경계선 내부 영역의 면적을 측정하는 방법에 있어서, 측정하고자 하는 영상의 경계선 영역을 추출하는 단계와; 추출된 경계선인 폐곡선에 대해 1차적으로 경계선 내부의 임의의 한 점과 경계선 정보로부터 거리-각 그래프를 생성하는 단계와; 이 1차 거리-각 그래프로부터 거리 값이 급격히 변하는 지점을 검색하는 단계와; 이후 거리 값이 급격히 변하는 지점이 없으면 이 1차 그래프만 이용 적분하여 면적을 계산하는 단계와; 1차 거리-각 그래프로부터 거리 값이 급격히 변하는 지점을 검색하는 단계 이후 거리 값이 급격히 변하는 지점이 있으면 모든 영역을 포함시킬때까지 반복 검색하여 적어도 하나이상의 거리-각 그래프를 생성시키는 단계와; 생성된 계층적인 구조를 갖는 거리-그래프로부터 각각의 영역을 적분하고 이를 합하여 경계선 내부의 영역을 계산하는 단계로 이루어진 방법을 특징으로 한다.
거리-각 그래프, 디지털 영상처리, 면적 측정

3. 发明公开

KR1020140069985A 헐 및 분말의 분리가 용이한 사용후핵연료 산화장치 有权
标题翻译：用于分离氧化铝和氧化粉末的燃油燃料氧化剂
公开(公告)号：KR1020140069985A
公开(公告)日：2014-06-10
申请号：KR1020120137938
申请日：2012-11-30
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김영환 , 조광훈 , 이한수 , 이정원 , 이재원 , 박근일
IPC分类号： G21F9/00
CPC分类号： G21F9/32 , G21F9/34 , Y02E30/40
摘要： The present invention relates to an oxidation apparatus of a used nuclear fuel. The oxidation apparatus of a used nuclear fuel of the present invention comprises a reactor to which the used nuclear fuel is input; a heating unit to provide heat for oxidizing the used nuclear fuel to the reactor; a container part for collecting the used nuclear fuel which has been discharged from the reactor; and an isolation valve mounted between the reactor and the container part, and to be able to separate the used nuclear fuel discharged from the reactor by size. Therefore, according to the present invention, the apparatus can improve the reactivity of the powder and facilitate the separation of hulls and the powder.
摘要翻译：本发明涉及使用核燃料的氧化装置。本发明使用的核燃料的氧化装置包括输入使用的核燃料的反应器; 加热单元，用于提供用于将所用的核燃料氧化成反应器的热量; 用于收集从反应器排出的已使用的核燃料的容器部分; 以及安装在反应器和容器部件之间的隔离阀，并且能够按照尺寸分离从反应器排出的废旧核燃料。因此，根据本发明，该装置可以改善粉末的反应性并促进壳体和粉末的分离。

4. 发明公开

KR1020110040079A 핵연료 제조공정이나 산업폐기물 소각공정에서 발생하는 휘발성 화합물을 포집하는 필터형 포집재 및 이를 이용한 휘발성 화합물을 포집하는 방법 有权
标题翻译：来自核燃料制造方法或焚烧方法的挥发性化合物的过渡型捕集剂和挥发性化合物的捕获方法
公开(公告)号：KR1020110040079A
公开(公告)日：2011-04-20
申请号：KR1020090097210
申请日：2009-10-13
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 신진명 , 박장진 , 이재원 , 이정원
IPC分类号： B01D39/00 , F23G7/06 , B01D46/00 , G21F9/02
CPC分类号： B01D39/20 , B01D2257/708 , F23G7/06 , G21F9/02
摘要： PURPOSE: A filter type trapping agent for trapping volatile compounds and a method for trapping the volatile compounds are provided to reduce the generation amount of wasted filters by simultaneously trapping the volatile compounds. CONSTITUTION: Volatile compounds are generated from a nuclear fuel fabrication process or an incineration process. The generated volatile compounds are trapped using a trapping agent. The volatile compounds include 20 to 40 weight% of silica, 5 to 15 weight% of alumina, 20 to 35 weight% of a calcium oxide, 10 to 30 weight% of a magnesium oxide, 1 to 3 weight% of a chromium oxide, and 0.5 to 5 weight% of a vanadium oxide. The trapping agent is in a ceramic bubble shape, a porous sphere shape, or a cylindrical shape.
摘要翻译：目的：提供用于捕获挥发性化合物的过滤型捕集剂和捕获挥发性化合物的方法，以通过同时捕集挥发性化合物来减少废弃过滤器的产生量。构成：挥发性化合物是从核燃料制造过程或焚烧过程产生的。所产生的挥发性化合物被捕获使用捕获剂。挥发性化合物包括20至40重量％的二氧化硅，5至15重量％的氧化铝，20至35重量％的氧化钙，10至30重量％的氧化镁，1至3重量％的氧化铬，和0.5〜5重量％的氧化钒。捕获剂为陶瓷气泡形状，多孔球形或圆柱形。

5. 发明公开

KR1020110000874A 전해 환원 공정을 위한 사용후 핵 연료로부터 다공성 그래뉼을 제조하는 방법 有权
标题翻译：用于电子减少过程的消耗核燃料的多孔颗粒的制备方法
公开(公告)号：KR1020110000874A
公开(公告)日：2011-01-06
申请号：KR1020090058183
申请日：2009-06-29
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 이재원 , 박장진 , 박근일 , 이정원 , 이해원 , 신진명 , 허진목 , 정상문 , 양문상 , 송기찬
IPC分类号： G21C3/60
CPC分类号： Y02E30/38
摘要： PURPOSE: A method for manufacturing porous granules is provided to increase the speed of an electrolytic reduction process by obtaining spherical porous granules through a volatile oxidation process without an additional process. CONSTITUTION: Wasted nuclear fuel is arranged in a volatile oxidation device and is thermally processed at 450 to 600 Celsius degrees under an oxidation condition in order to obtain U_3O_8 fine powder(S110). Metal nuclei fission result and the U_3O_8 are thermally processed at 700 to 800 Celsius degrees under an oxidation condition in order to obtain U_3O_8 powder and a metal oxide(S210). The U_3O_8 powder is thermally processed at 1000 to 1300 Celsius degrees under an inert condition in order to obtain UO_2+z porous granules(S310).
摘要翻译：目的：提供一种制造多孔颗粒的方法，通过在没有附加方法的情况下通过挥发性氧化方法获得球形多孔颗粒来提高电解还原过程的速度。构成：将废弃的核燃料配置在挥发性氧化装置中，在氧化条件下以450〜600摄氏度进行热处理，得到U_3O_8细粉（S110）。金属核裂变结果和U_3O_8在氧化条件下在700至800摄氏度下进行热处理，以获得U_3O_8粉末和金属氧化物（S210）。 U_3O_8粉末在惰性条件下以1000-1300摄氏度进行热处理，以获得UO_2 + z多孔颗粒（S310）。

6. 发明授权

KR100609952B1 계층적 거리-각 그래프에 의한 경계선 영역 내부 면적측정 방법 失效
标题翻译：通过分层距离角图对边界线内部的面积测量方法
公开(公告)号：KR100609952B1
公开(公告)日：2006-08-09
申请号：KR1020040075724
申请日：2004-09-22
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김웅기 , 나성웅 , 이정원
IPC分类号： G06T7/60
摘要： 본 발명은 계층적 거리-각 그래프에 의한 경계선 영역 내부 면적
측정 방법에 관한 것으로, 그 목적은 디지털 영상처리시 경계선 정보를 확보하고 이 정보를 거리-각 그래프로 구성한 후 이 그래프로부터 적분 방법으로 면적을 측정하는 방법을 제공하는데 있다. 본 발명의 구성은 디지털 영상처리 과정 등에서 임의의 경계선 내부 영역의 면적을 측정하는 방법에 있어서, 측정하고자 하는 영상의 경계선 영역을 추출하는 단계와; 추출된 경계선인 폐곡선에 대해 1차적으로 경계선 내부의 임의의 한 점과 경계선 정보로부터 거리-각 그래프를 생성하는 단계와; 이 1차 거리-각 그래프로부터 거리 값이 급격히 변하는 지점을 검색하는 단계와; 이후 거리 값이 급격히 변하는 지점이 없으면 이 1차 그래프만 이용 적분하여 면적을 계산하는 단계와; 1차 거리-각 그래프로부터 거리 값이 급격히 변하는 지점을 검색하는 단계 이후 거리 값이 급격히 변하는 지점이 있으면 모든 영역을 포함시킬때까지 반복 검색하여 적어도 하나이상의 거리-각 그래프를 생성시키는 단계와; 생성된 계층적인 구조를 갖는 거리-그래프로부터 각각의 영역을 적분하고 이를 합하여 경계선 내부의 영역을 계산하는 단계로 이루어진 방법을 특징으로 한다.
거리-각 그래프, 디지털 영상처리, 면적 측정

7. 发明授权

KR100573745B1 핵연료봉의 원격 레이저 용접방법 및 장치 失效
标题翻译：用于核燃料棒的远程激光焊接的方法和装置
公开(公告)号：KR100573745B1
公开(公告)日：2006-04-25
申请号：KR1020030023100
申请日：2003-04-11
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김수성 , 김웅기 , 이정원 , 양명승
IPC分类号： G21C21/00
摘要： 본 발명은 핵연료봉의 봉단마개를 용접하기 위한 원격용접방법 및 장치에 관한 것으로, 보다 상세하게는 핵연료봉의 봉단용접이 원격으로 정밀하게 이루어지도록 하는 핵연료봉의 원격 레이저 용접방법 및 장치에 관한 것이다.
그 구성은 외부에서 내부로 원격 조작이 가능하도록 원격조정기와 창문이 설치되고, 방사능이 차폐되는 차폐챔버와; 상기 차폐챔버의 외부로 헬륨-네온레이저발진기와 야그레이저발진기가 설치되고, 상기 레이저발진기와 연결되는 광섬유케이블이 상기 차폐챔버의 내부로 설치되며, 상기 광섬유케이블의 끝으로 용접노즐이 장착되어 구성되는 용접기기와; 상기 용접노즐이 상부에서 내부를 향해 장착되고, 일측으로 공기배출관과 헬륨가스충진관이 구비되며, 내부가 보이도록 투시창을 갖고 개폐 가능한 용접상자와; 상기 용접상자의 내부로 핵연료봉이 끼워져 고정된 후에 회전되도록 구성되는 핵연료봉 고정 및 회전부와; 상기 용접상자의 내부로 봉단마개가 끼워진 후에 이동되어 핵연료봉의 일단에 압입되도록 구성되는 봉단마개 압입부로 구성되는 것이다.
상기와 같은 용접장치를 제공함으로써, 고준위 핵연료봉 및 조사시험용 계장캡슐 등을 안전하게 용접하고 봉단용접의 불량이 극소화되어 핵연료봉이 높은 품질과 안전성을 가지며 핵연료봉 뿐만 아니라 여러 가지 제품의 용접에 적용할 수 있어 소량 다품종의 용접이 가능함으로 생산비 절감과 우수한 경쟁력이 확보되는 효과를 갖는다.
핵연료봉, 봉단마개, 봉단용접, 레이저, 원격

8. 发明授权

KR101118116B1 핵연료 제조공정이나 산업폐기물 소각공정에서 발생하는 휘발성 화합물을 포집하는 필터형 포집재 및 이를 이용한 휘발성 화합물을 포집하는 방법 有权
标题翻译：来自核燃料制造工艺或焚烧方法的挥发性化合物的Fiter型捕集剂以及捕获挥发性化合物的方法
公开(公告)号：KR101118116B1
公开(公告)日：2012-03-12
申请号：KR1020090097210
申请日：2009-10-13
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 신진명 , 박장진 , 이재원 , 이정원
IPC分类号： B01D39/00 , F23G7/06 , B01D46/00 , G21F9/02
摘要： 본 발명은 핵연료 제조공정이나 산업폐기물 소각공정에서 발생하는 휘발성 화합물을 포집하는 필터형 포집재 및 이를 이용한 휘발성 화합물을 포집하는 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 실리카 20 - 40 중량%, 알루미나 5 - 15 중량%, 칼슘 산화물 20 - 35 중량%, 마그네슘 산화물 10 - 30 중량%, 크롬 산화물 1 - 3 중량% 및 바나듐 산화물 0.5 - 5 중량%를 포함하는 필터형 포집재 및 상기 필터형 포집재를 이용하여 사용후 핵연료, 고온 열처리 공정, 유리화 공정, 불화물 제조공정, 염화물 제조공정, 질화물 제조공정을 포함하는 핵연료 제조공정이나 산업폐기물 소각공정에서 발생하는 휘발성 레늄, 테크네튬, 루테늄, 텔루륨, 안티몬, 몰리브데늄 등의 화합물을 포집하는 방법에 관한 것이다.
핵연료 제조공정, 산업폐기물 소각공정, 휘발성 화합물, 포집재

9. 发明授权

KR100969644B1 고연소도 사용후핵연료를 이용한 핵연료 소결체 제조방법 有权
标题翻译：通过使用高燃耗乏核燃料的核燃料颗粒的制造方法
公开(公告)号：KR100969644B1
公开(公告)日：2010-07-14
申请号：KR1020080034582
申请日：2008-04-15
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박근일 , 류호진 , 강권호 , 조광훈 , 이도연 , 이정원 , 송기찬
IPC分类号： G21C21/00 , G21C19/42 , G21C3/00
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본 발명은 고연소도의 사용후핵연료를 이용하여 중수로용 핵연료 소결체를 제조하는 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 산화/환원 및 압분 공정을 거친 사용후핵연료 압분체를 소결하는 과정에서 최종 소결 온도보다 낮은 중간 온도를 일정 시간 유지한 후, 최종 소결 온도까지 재가열하는 과정을 통하여, 최종 소결 온도에 이르기 전에 사용후핵연료에 포함되어 있는 준휘발성 핵분열생성물을 효율적으로 방출시킴으로써, 핵분열생성물이 다량 함유되어 있는 고연소도 사용후핵연료에 대해서도 중수로 핵연료 제원에서 요구되는 소결 밀도를 만족시킬 수 있는 핵연료 소결체를 제조하는 방법에 관한 것이다.
본 발명에 따른 고연소도 사용후핵연료를 이용한 핵연료 소결체 제조방법은, 우라늄 산화물로 구성된 사용후핵연료를 이용하여 중수로용 핵연료 소결체를 제조하는 방법에 있어서, 산화/환원 공정을 통해 사용후핵연료 분말을 소결 가능한 미세 분말로 변환시키고, 상기 변환된 소결 가능한 미세 분말을 성형시켜 압분체로 성형한 후, 상기 성형된 압분체를 환원성 분위기 하에서 소결시켜 핵연료 소결체를 제조하되, 상기 소결 공정은, 최종 소결 온도에 이르기 전에 최종 소결 온도보다 낮은 1,200 ~ 1,400℃의 중간 온도에서 1 ~ 10 시간 유지시킨 후, 1,650 ~ 1850℃의 최종 소결 온도까지 재가열하는 과정을 통해 압분체 내에 포함되어 있는 준휘발성 핵분열생성물을 제거함으로써 핵연료 소결체의 소결 밀도를 증가시키는 것을 특징으로 한다.
사용후핵연료, 고연소도, 핵연료 소결체, 소결 밀도, 중수로, 경수로, 재사용

10. 发明公开

KR1020100048086A 건식재가공 산화물 전환체 핵연료 집합체의 용접 구조 有权
标题翻译：燃料多用途干式氧化物产品的焊接接头
公开(公告)号：KR1020100048086A
公开(公告)日：2010-05-11
申请号：KR1020080107088
申请日：2008-10-30
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김수성 , 박근일 , 이도연 , 이정원 , 송기찬 , 김경호
IPC分类号： G21C3/30 , B23K31/02
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C3/3315 , Y02E30/38
摘要： PURPOSE: A welding structure of a dry-reprocessing oxide diverting nuclear fuel assembly is provided to form the rod end caps of both ends of a nuclear fuel rod into truncated conical shapes by creating a protrusion of an arched shape, conical shape, or frustoconical shape at the welding point of a splice bar. CONSTITUTION: A rod end cap(210) is welded on each side of a nuclear fuel rod for heavy water reactors. The form of the end of each rod end cap is formed into the shape of a truncated cone. A protrusion(110) is formed at a welding point which forms resistant welding on the surface of a side of a splice bar welded to the truncated conical rod end cap. The cross-sectional shape of the protrusion following the projected direction of the protrusion is made up of an arched shape. The shape of the protrusion is made up of a conical shape or a frustoconical shape. Metal powder is spread on the end of each rod end cap or the surface of the protrusion.
摘要翻译：目的：提供一种分散核燃料组件的再生后处理氧化物的焊接结构，通过产生拱形，圆锥形或截头圆锥形状的突起形成核燃料棒两端的杆端盖，形成截头圆锥形状在拼接条的焊接点处。构成：杆端盖（210）焊接在用于重水反应堆的核燃料棒的每一侧。每个杆端盖的端部的形状形成为截头圆锥形。在焊接到截头圆锥形杆端盖的接合棒的侧面的表面上形成耐焊接的焊接点处形成突起（110）。突出部的突出方向的突起的截面形状由拱形构成。突起的形状由锥形或截头圆锥形构成。金属粉末分散在每个杆端盖的端部或突起的表面上。

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