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101. 发明公开

KR1020120023866A 고정도 온도제어를 위한 로카 테스트 챔버 시스템 无效
标题翻译： LOCA测试室系统
公开(公告)号：KR1020120023866A
公开(公告)日：2012-03-14
申请号：KR1020100085887
申请日：2010-09-02
申请人： 김상희
发明人： 김상희
IPC分类号： G21C23/00 , G21C17/02
CPC分类号： G21C17/022 , G21C23/00 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A loss-of-coolant accident(LOCA) test chamber system for temperature control is provided to reduce heat loss to the outside of a steam pipe before discharging steam to a LOCA test chamber from a boiler. CONSTITUTION: A steam boiler(110) generates steam. A loss-of-coolant accident(LOCA) test chamber(130) receives the steam of the steam boiler. A steam pipe(120) is combined with the steam boiler and the LOCA test chamber. The steam flows in the steam pipe. A switching valve is arranged on the steam pipe. The switching valve controls an amount of the steam. A steam heating part(150) is combined with the steam pipe. The steam heating part heats the steam.
摘要翻译：目的：提供用于温度控制的冷却剂损失事故（LOCA）测试室系统，以便在将蒸汽从锅炉排放到LOCA测试室之前，减少蒸汽管外部的热损失。构成：蒸汽锅炉（110）产生蒸汽。冷却剂损失事故（LOCA）测试室（130）接收蒸汽锅炉的蒸汽。蒸汽管（120）与蒸汽锅炉和LOCA试验箱结合。蒸汽在蒸汽管中流动。开关阀配置在蒸汽管上。切换阀控制蒸汽的量。蒸汽加热部件（150）与蒸汽管道组合。蒸汽加热部分加热蒸汽。

102. 发明授权

KR101031456B1 원자로의 노심 有权
标题翻译：研究反应堆核心
公开(公告)号：KR101031456B1
公开(公告)日：2011-04-26
申请号：KR1020090133690
申请日：2009-12-30
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 서철교
IPC分类号： G21C23/00
CPC分类号： G21C23/00 , G21C3/36 , Y02E30/38
摘要： PURPOSE: A nuclear reactor core is provided to help a user to easily design the core by arranging various sizes of irradiation holes inside the core. CONSTITUTION: In a nuclear reactor core, a nuclear fuel unit(10) comprises a plurality of standard fuel assemblies(20). A control unit(30) comprises a plurality of control type standard fuel assemblies and a guide pipe. The control type standard fuel assembly controls a nuclear reactor. The guide pipe guides the control type nuclear fuel assembly to be driven. An irradiation unit(40) is used in an irradiation test and includes a plurality of irradiation frames.
摘要翻译：目的：提供核反应堆核心，以帮助用户通过在核心内布置各种尺寸的照射孔来轻松设计核心。构成：在核反应堆核心中，核燃料单元（10）包括多个标准燃料组件（20）。控制单元（30）包括多个控制型标准燃料组件和导向管。控制型标准燃料组件控制核反应堆。引导管引导要驱动的控制型核燃料组件。在照射试验中使用照射单元（40），并且包括多个照射框。

103. 发明公开

KR1020110032211A 저온 조사시험용 캡슐 및 이를 구비하는 저온 조사시험용 장치 有权
标题翻译：用于研究反应器的低温下材料的辐照试验胶囊及其相关设备
公开(公告)号：KR1020110032211A
公开(公告)日：2011-03-30
申请号：KR1020090089599
申请日：2009-09-22
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 조만순 , 주기남 , 신윤택 , 강영환 , 김봉구 , 손재민 , 박승재
IPC分类号： G21C23/00
CPC分类号： G21C23/00 , G21C11/08 , G21C15/253 , Y02E30/33
摘要： PURPOSE: The capsule for the low temperature irradiation test and low temperature investigation device for testing including the same. The thermal medium with a superior thermal transfer efficiency inside by the cooling water or outside is cooled is used. CONSTITUTION: The material specimen(10) is accepted to the chamber member(20) and the capsule for the low temperature irradiation test and low temperature investigation device for testing including the same is fixed. The thermal medium(40) accomplishes the hollow cylindrical structure. The chamber member is inserted into the hollow of the thermal medium.
摘要翻译：目的：用于低温照射试验的胶囊和用于检测的低温检测装置。使用通过冷却水或外部具有优异的热转印效率的热介质被冷却。构成：将材料试样（10）接受到室构件（20），并且用于低温照射试验的胶囊和包括其的试验用低温试验装置是固定的。热介质（40）实现中空圆柱形结构。腔室构件插入热介质的中空部分。

104. 发明授权

KR101024039B1 연구용 원자로 차폐체 콘크리트 해체 방법 有权
标题翻译：用于研究反应器的屏蔽混凝土的去除方法
公开(公告)号：KR101024039B1
公开(公告)日：2011-03-22
申请号：KR1020090129787
申请日：2009-12-23
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 이기원 , 박진호 , 정경환 , 홍상범 , 정운수 , 박승국
IPC分类号： G21F9/28 , G21C23/00
CPC分类号： G21F9/30 , B09B3/00 , G21C23/00 , G21F1/04
摘要： PURPOSE: A method for decommissioning a nuclear reactor shielding concrete for a research is provided to reduce waste disposal costs by separating concretes through the analysis of the radiation level and contamination level. CONSTITUTION: A core boring sample is collected(S110). A plurality of core boring cut samples are generated by cutting the core boring sample with a constant length(S120). A radiation level is measured from a core center to the surface of a concrete shielding material(S130). The radiation level of the core boring cut sample is measured according to the depth(S140). A radiation distribution is generalized to separate the radioactive concrete from the inactive concrete according to the radiation level(S150). A waste is decommissioned(S160).
摘要翻译：目的：提供一种用于退役核反应堆屏蔽混凝土进行研究的方法，通过分析混凝土的辐射水平和污染水平来分离混凝土，以减少废物处理成本。构成：收集核心无孔样品（S110）。通过以恒定长度切割钻孔样品来生成多个芯钻孔切割样品（S120）。从核心中心到混凝土屏蔽材料的表面测量辐射水平（S130）。根据深度测量钻孔切削样品的辐射水平（S140）。辐射分布被推广，以根据辐射水平将放射性混凝土与无活性混凝土分离（S150）。废物被淘汰（S160）。

105. 发明授权

KR101020780B1 핵연료 조사시험용 캡슐 有权
标题翻译：核燃料照射胶囊
公开(公告)号：KR101020780B1
公开(公告)日：2011-03-09
申请号：KR1020090065556
申请日：2009-07-17
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 천진식 , 이병운 , 김준환 , 백종혁 , 양용식 , 이종탁 , 서철교 , 류호진 , 이찬복
IPC分类号： G21C23/00
摘要： 핵연료 조사시험용 캡슐이 개시된다. 본 발명에 따른 핵연료 조사시험용 캡슐은, 본체 내부의 하단에 형성되어 냉각수 유입 통로를 제공하는 유입구, 본체 내부의 상단에 형성되어 유입구를 통해 유입되어 본체 내부를 통과한 냉각수를 배출하는 냉각수 배출 통로를 제공하는 배출구, 유입구와 배출구 사이에 위치하며 핵연료와 핵연료를 둘러싸 핵연료로부터 발생된 열을 전달하기 위한 소듐을 포함하는 핵연료봉 및 핵연료봉과 배출구 사이에 위치하며, 핵연료봉에서 소듐이 누출되면 누출된 소듐이 일정 크기 이상인 경우에는 여과를 방지하고, 일정 크기 이하인 경우에는 여과시키는 다수의 구멍을 포함하는 여과 필터를 포함한다.
원자로, 핵연료, 조사시험, 여과, 소듐

106. 发明公开

KR1020100040484A 액체금속의 양립성 평가장치 无效
标题翻译：液体金属兼容性判定装置
公开(公告)号：KR1020100040484A
公开(公告)日：2010-04-20
申请号：KR1020080099616
申请日：2008-10-10
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김준환 , 김우곤 , 최종현 , 이찬복 , 백종혁 , 김성호 , 한창희 , 김태규 , 차재은 , 김성우
IPC分类号： G21C23/00
CPC分类号： G21C23/00 , G21C15/247 , Y02E30/35
摘要： PURPOSE: A compatibility judgment test equipment of a liquid metal is provided to simply purify a liquid metal by arranging a reduction member within a closed loop pipe. CONSTITUTION: A liquid metal is filled in a closed loop pipe(10). A circulation part(20) is arranged inside the closed loop pipe. The circulation part circulates a liquid metal by a free convection. The circulation part comprises a heating part(21) and a cooling part(22). The heating part heats one side of the closed loop pipe and forms a first temperature region of the liquid metal. The cooling part cools the other side of the closed loop pipe and forms the second temperature region of the liquid metal. The reduction member is arranged inside the closed loop pipe in order to induce the oxidation of the liquid metal.
摘要翻译：目的：提供液态金属的兼容性判断测试设备，通过在闭环管内布置减压件来简单地净化液态金属。构成：液态金属填充在闭环管（10）中。循环部件（20）布置在闭环管内。循环部件通过自由对流循环液态金属。循环部分包括加热部分（21）和冷却部分（22）。加热部件加热闭环管的一侧并形成液态金属的第一温度区域。冷却部冷却闭环管的另一侧并形成液态金属的第二温度区域。还原构件设置在闭环管内，以引起液态金属的氧化。

107. 发明授权

KR100923081B1 연구용원자로의 고속중성자 조사장치 有权
标题翻译：研究堆的快中子照射设备
公开(公告)号：KR100923081B1
公开(公告)日：2009-10-22
申请号：KR1020070101459
申请日：2007-10-09
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 김학성 , 박상준 , 전병진 , 채희택 , 박철 , 김헌일
IPC分类号： G21C23/00
摘要： 본 발명은 연구용원자로의 고속중성자 조사장치에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 연구용원자로의 반사체 외곽 영역에 핵연료를 배치하여 노심으로부터 반사체 바깥으로 누출되는 중성자와 핵분열 반응을 일으킴으로써, 고순도의 고속중성자장을 얻을 수 있음과 동시에, 고속중성자용 조사공을 노심 외부에 설치함으로써 조사공 및 조사대상물질이 노심반응도에 미치는 영향을 줄이는 한편, 사용후 핵연료를 다시 사용함으로써 핵연료의 이용을 극대화시킬 수 있는 연구용원자로의 고속중성자 조사장치에 관한 것이다.
본 발명은, 노심과 노심을 둘러싼 반사체가 수조에 잠긴 형태로 구성된 연구용원자로에 설치되는 고속중성자 조사장치에 있어서, 상기 반사체의 외벽에 밀착되어 구성되며, 다수의 관통공을 갖는 알루미늄 블록과; 상기 다수의 관통공 내에 삽입되는 핵연료와; 상기 알루미늄 블록의 타측면에 밀착되어 구성되는 고속중성자 조사공 블록;을 포함하여 구성되는 것을 특징으로 한다.
고속중성자, 열중성자, 연구용원자로, 조사장치, 사용후핵연료, 반사체 외곽 영역, 조사공

108. 发明授权

KR100876669B1 연구용 원자로의 재료 피로시험용 조사피로캡슐 失效
标题翻译：用于研究堆HANARO材料疲劳试验的辐照疲劳胶囊
公开(公告)号：KR100876669B1
公开(公告)日：2009-01-09
申请号：KR1020060138168
申请日：2006-12-29
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 조만순 , 주기남 , 손재민 , 박승재 , 신윤택 , 최명환 , 강영환 , 김봉구
IPC分类号： G21C23/00 , G21C17/00
摘要： 본 발명은 연구용 원자로 내에서 재료의 조사시험을 위한 캡슐에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 외통의 내부 중앙에 조사피로시험을 위해 구비되는 시험편의 양단에 형성된 나사산과 나사결합되는 시험편 홀더, 상기 시험편 홀더와 상기 시험편의 피로를 측정하는 시험편 게이지부 사이의 공간을 채워 열전달이 용이하도록 구비되는 스페이서로 구성되는 시험편 어셈블리와, 상기 시험편 외부에 구비되어 상기 시험편을 원하는 온도로 가열시키는 원통형상의 주 히터(main heater) 및 상기 주 히터 외주에 구비되는 보조 히터로 구성되는 히터 어셈블리와, 상기 주 히터 외부로 노출되는 상기 시험편 홀더에 연결되며, 연결봉(check rod)을 외부에 포함하는 커넥터와, 상기 시험편의 인장된 부분을 상기 연결봉(check rod)에 의해 전달받는 선형변위차동변압기(LVDT)와, 상기 외통의 내부 하측에 구비되는 요크, 상기 요크로부터 헬륨 가스 주입관을 통해 주입되는 헬륨 가스에 의해 압력이 가해져 수축되는 벨로우즈부, 상기 벨로우즈부 내측 중앙으로부터 상기 요크와 연결된 벨로우즈 중심봉을 포함하여 이루어지는 하중부과 어셈블리와, 그리고 하부 가이드 및 하부가이드 스프링에 의해 상·하이동이 가능하고 이동범위를 한정하는 스프링 걸림턱을 구비하는 로드팁, 상기 로드팁에 끼워져 캡슐의 하중을 지탱하는 하부 가이드 스프링, 상기 로드팁 및 하부 가이드 스프링을 내측에 포함시켜 보호하는 하부 가이드 캡, 및 상기 하부 가이드 캡을 상기 외통 하단 외측면에 고정시키는 하부 핀을 포함하는 로드팁 어셈블리;를 포함하여 이루어져 원자로 노심에 장착하여 조사 중 발생되는 시험편의 피로현상을 실시간으로 측정할 수 있으며, 하중부과 어셈블리의 헬륨 가스의 주입에 의해 벨로우즈부가 수축 및/또는 팽창되어 상·하 이동하는 벨로우즈 중심봉과 요크에 의해 시험편에 하중을 반복하여 부과시킬 수 있는 연구용 원자로의 재료 피로시험용 조사피로캡슐에 관한 것이다.
연구용 원자로, 노심, 조사피로캡슐, 하중부과 어셈블리, 벨로우즈

109. 发明公开

KR1020080062401A 연구용 원자로의 재료 피로시험용 조사피로캡슐 失效
标题翻译：用于研究反应堆汉娜的材料疲劳试验的辐照 - 疲劳胶囊
公开(公告)号：KR1020080062401A
公开(公告)日：2008-07-03
申请号：KR1020060138168
申请日：2006-12-29
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 조만순 , 주기남 , 손재민 , 박승재 , 신윤택 , 최명환 , 강영환 , 김봉구
IPC分类号： G21C23/00 , G21C17/00
摘要： An irradiation-fatigue capsule for a material fatigue test of a research reactor is provided to secure irradiation test data for material used in the reactor by repeatedly applying load to a test piece to measure displacement of the test piece. A heat medium(27c), a test piece assembly(20), and a load applying assembly(13) are inserted into an outer barrel(7). The test piece assembly has a test piece holder(23) coupled with screw threads of a test piece(26) and a spacer(25) between the test piece holder and a test piece gauge unit to facilitate heat transfer. A heater assembly(27) has a cylindrical main heater(27a) to heat the test piece at a desired temperature and an auxiliary heater(27b) around the main heater. A connector(19) is connected to the test piece holder exposed outside the main heater and has a check rod. An LVDT(Linear Variable Differential Transformer) receives a tensioned part of the test piece through the check rod. The load applying assembly has a yoke(16), a bellows unit(13a) contracted by pressure of helium gas injected from the yoke, and a bellows center rod(13b) connected to the yoke from an inner center of the bellows unit. A rod tip assembly(30) has a rod tip with a spring protrusion(31a) to limit a movement range, the lower guide spring inserted into the rod tip to support load of a capsule, a lower guide cap(34) to protect the rod tip and the lower guide spring, and a lower pin(35) to fix the lower guide cap to a lower outer surface of the outer barrel.
摘要翻译：提供了一种用于研究堆的材料疲劳试验的辐射疲劳胶囊，以通过反复施加载荷到测试件来确保测试件的位移，以确保在反应器中使用的材料的照射测试数据。将热介质（27c），试件组件（20）和负载施加组件（13）插入外筒（7）中。测试件组件具有与测试片（26）的螺纹和测试片保持器与测试片计量单元之间的间隔件（25）耦合的测试片保持器（23），以便于传热。加热器组件（27）具有圆柱形主加热器（27a），以在期望的温度下加热试件和围绕主加热器的辅助加热器（27b）。连接器（19）连接到暴露在主加热器外部的测试片保持器，并具有检查杆。 LVDT（线性可变差动变压器）通过检查杆接收试件的张紧部分。负载施加组件具有轭（16），由轭的注入的氦气的压力收缩的波纹管单元（13a）和从波纹管单元的内部中心连接到轭的波纹管中心杆（13b）。杆头组件（30）具有带有弹簧突起（31a）的杆尖端，用于限制运动范围，下引导弹簧插入杆尖以支撑胶囊的载荷，下引导帽（34）以保护杆尖和下引导弹簧，以及下销（35），以将下引导帽固定到外筒的下外表面。

110. 发明公开

KR1020040058036A 원자로 노심 설계를 결정하는 방법 및 장치 失效
标题翻译：用于确定核反应堆核心设计的方法和装置，包括存储器，接口和处理器
公开(公告)号：KR1020040058036A
公开(公告)日：2004-07-03
申请号：KR1020030095355
申请日：2003-12-23
申请人： 글로벌 뉴클리어 퓨얼-어메리카스, 엘엘씨
发明人： 크로팩잭데이비드조셉 , 러셀2세윌리엄이얼 , 서톤스티븐베리 , 오야르준크리스티안칼로스 , 클라인윌리엄찰레스
IPC分类号： G21C23/00
CPC分类号： G21D3/001 , G21C19/205 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A method and an apparatus are provided to achieve improved efficiency of core design by determining types and locations of new fuel groups in a reactor core design regardless of complexity or number of designs of new fuel groups. CONSTITUTION: An apparatus(1000) comprises a memory(250) for storing a unique part of a new fuel group to be evaluated in a reference core design; an interface for receiving a group of limitations applicable to the reference core design, and selecting a unique part of the new fuel group to be evaluated; and a processor(400) for generating the reference core design on the basis of the received limitations, wherein the reference core design includes an initial loading pattern of the current new fuel group arranged at a plurality of fuel locations in the reference core design. The processor has a function of replacing at least one of the current new fuel group with at least one of the selected new fuel group, a function of instructing simulation of reactor operation on the reference core design so as to generate a plurality of outputs, and a function of grading the outputs on the basis of the group of the defined limitations. The output of the highest grade represents an accepted core design for the nuclear reactor.
摘要翻译：目的：提供一种方法和装置，以通过确定反应堆堆芯设计中的新燃料组的类型和位置来实现提高核心设计的效率，而不管新燃料组的设计的复杂性或数量。构成：装置（1000）包括用于以参考芯设计存储待评估的新燃料组的独特部分的存储器（250）用于接收适用于参考核心设计的一组限制的接口，以及选择待评估的新燃料组的唯一部分; 以及用于基于所接收的限制产生参考芯设计的处理器（400），其中所述参考芯设计包括布置在所述参考芯设计中的多个燃料位置处的当前新燃料组的初始加载模式。所述处理器具有用所选择的新燃料组中的至少一个来替换当前新燃料组中的至少一个的功能，指示对参考芯设计进行电抗器操作的模拟以产生多个输出的功能，以及基于定义的限制的组来对输出进行分级的功能。最高等级的产量是核反应堆的核心设计。

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