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1. 发明公开

KR1020120038638A 감압 플래싱을 이용한 가압경수형 원전의 안전주입탱크 无效
标题翻译：使用加压水反应器减水的闪蒸过程的安全注入罐
公开(公告)号：KR1020120038638A
公开(公告)日：2012-04-24
申请号：KR1020100100192
申请日：2010-10-14
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 하상준 , 김요한 , 양창근
IPC分类号： G21C15/18 , G21C17/02
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C15/182 , G21C1/086 , G21Y2002/50 , G21Y2004/302 , Y02E30/32
摘要： PURPOSE: A safety injection tank of a pressurized light-water type atomic electrical power plant which uses pressure reduction flashing is provided to reduce manufacturing and installing costs of by reducing the size or number of tanks installed at the pressurized light-water type atomic electrical power plant. CONSTITUTION: A tank(1) comprises an upper part and a lower part. The upper part is filled with top gas and the lower part is filled with emergency core coolant(2). An exhaust device(9) and a safety valve(15) are installed on the upper side of the tank. A top gas feeder(8) is installed on the upper side of the tank. A coolant feeder(11) is installed on the lower side of the tank. One side of a primary system connection pipe(13) is connected to the lower side of the tank. The other side of the primary system connection pipe is connected to a primary system. A primary system connection pipe comprises a valve(14). A temperature controller(4) is connected to the tank in order to control the temperature of the emergency core coolant.
摘要翻译：目的：提供使用减压闪光的加压轻水型原子发电厂的安全注射罐，以减少安装在加压轻水型原子电源上的坦克的尺寸或数量的制造和安装成本厂。构成：罐（1）包括上部和下部。上部装有顶部气体，下部装有应急芯冷却液（2）。排气装置（9）和安全阀（15）安装在罐的上侧。顶部气体供给器（8）安装在罐的上侧。冷却剂供给器（11）安装在罐的下侧。主系统连接管（13）的一侧连接到罐的下侧。主系统连接管的另一侧连接到主系统。主系统连接管包括阀（14）。温度控制器（4）连接到油箱，以控制应急芯冷却液的温度。

2. 发明公开

KR1020110047564A 원자로 无效
标题翻译：核反应堆
公开(公告)号：KR1020110047564A
公开(公告)日：2011-05-09
申请号：KR1020090104245
申请日：2009-10-30
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김세윤 , 하상준 , 김요한 , 이동혁 , 최훈 , 양창근
IPC分类号： G21C15/18 , G21C9/00
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C15/12 , G21C11/083 , G21Y2002/207 , G21Y2004/601
摘要： PURPOSE: A nuclear reactor is provided to effectively emit heat in case of an accident. CONSTITUTION: A collaboration cooling system is separated from a heat generating unit(110). A heat insulating member(150) is arranged on the inner side of the collaboration cooling system. A coupling device fixes the heat insulating member to the collaboration cooling system and melts the insulating member above a fixed temperature.
摘要翻译：目的：提供核反应堆，以便在发生事故时有效地发出热量。构成：协作冷却系统与发热单元（110）分离。绝热构件（150）布置在协作冷却系统的内侧。耦合装置将绝热构件固定到协作冷却系统，并将绝缘构件熔化在固定温度以上。

3. 发明公开

KR1020110045660A 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법 有权
标题翻译：使用热液压安全分析代码的核反应堆核心评估方法
公开(公告)号：KR1020110045660A
公开(公告)日：2011-05-04
申请号：KR1020090102323
申请日：2009-10-27
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김요한 , 하상준 , 양창근 , 이동혁 , 최훈 , 김세윤
IPC分类号： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/00 , G21D3/06 , G21Y2002/30 , G21Y2004/20
摘要： PURPOSE: A nuclear reactor core assessment method using a thermal hydraulic safety analysis code is provided to evaluate a reactor core through single code system by modeling a vapor supply system, the hot water pipe of the reactor core, and the high temperature point of the reactor core. CONSTITUTION: In a nuclear reactor core assessment method using a thermal hydraulic safety analysis code, a model of a vapor supply system model is generated(101). A model of the hot water pipe of the reactor core is generated(103). A model of the high temperature of the reactor core is generated(105). The temperature, pressure, and flow rate of the vapor supply system is calculated(107). The heat output and heat flux, or nucleate boiling ratio breakaway rate of the hot water pipe of the reactor core are calculated. The high temperature point distribution of the reactor core and average enthalpy in radial direction or the maximum temperature of a covering material are calculated(109) nucleate boiling ratio breakaway rate or average enthalpy in radial direction is analyzed(111) A model of the high temperature water pipe of the reactor core is generated.
摘要翻译：目的：提供使用热液压安全分析代码的核反应堆核心评估方法，通过对蒸汽供应系统，反应堆堆芯的热水管和反应堆的高温点进行建模，通过单码系统评估反应堆堆芯核心。构成：在使用热液压安全分析代码的核反应堆核心评估方法中，产生蒸汽供应系统模型的模型（101）。产生反应堆堆芯的热水管的模型（103）。产生反应堆堆芯的高温模型（105）。计算蒸气供应系统的温度，压力和流量（107）。计算反应堆核心的热水管的热输出和热通量或核沸腾比分离率。计算反应堆芯的高温点分布和半径方向的平均焓或覆盖材料的最高温度（109）分析核沸腾比分离率或径向平均焓（111）高温模型产生反应堆堆芯的水管。

4. 发明授权

KR101104894B1 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법 有权
标题翻译：使用热液压安全分析代码的核反应堆核心评估方法
公开(公告)号：KR101104894B1
公开(公告)日：2012-01-12
申请号：KR1020090102323
申请日：2009-10-27
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김요한 , 하상준 , 양창근 , 이동혁 , 최훈 , 김세윤
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 본 발명은 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법으로서, 핵증기공급계통에 대해서 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계, 노심 고온수로에 대해서 노심 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계, 노심 고온점에 대해서 노심 고온점 모델을 생성하는 제3 단계, 상기 핵증기공급계통 모델을 이용해서 핵증기공급계통의 온도, 압력, 또는 유량에 대한 계산결과를 산출하고, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온수로 모델을 이용해서 노심 고온수로의 열출력, 열유속, 또는 핵비등이탈율에 대한 계산결과를 산출하는 제4 단계, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온점 모델을 이용해서 노심 고온점의 온도분포, 반경방향 평균 엔탈피, 또는 피복재의 최대온도에 대한 계산결과를 산출하는 제5 단계, 및 상기 제4 단계에서 산출된 계산결과와 상 기 제5 단계에서 산출된 계산결과를 기초로 해서 노심의 핵비등이탈율 또는 반경방향 평균 엔탈피를 분석하여 원자로 노심의 평가결과로서 제시하는 제6 단계를 포함한다.
원자로 노심, 간극의 열전달 상수, 핵연료봉의 평균 엔탈피

5. 发明授权

KR101873493B1 사용후연료저장조의 냉각수상실 완화 시스템 有权
公开(公告)号：KR101873493B1
公开(公告)日：2018-07-02
申请号：KR1020160146033
申请日：2016-11-03
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김세윤 , 양창근 , 김민희
IPC分类号： G21C19/04 , G21C19/07
摘要： 본발명은사용후연료저장조의냉각수상실완화시스템에관한것으로, 사용후연료와냉각수를수용하는사용후연료저장조와; 사용후연료가이동하기위한공간을제공하며냉각수가수용되어있는연료이송수로(fuel transfer canal)와; 상기사용후연료저장조와상기연료이송수로를연결하며냉각수가통과하는냉각수유로와; 상기사용후연료저장조에형성되어있으며상기냉각수유로와연결되어있는냉각수통과공과; 상기사용후연료저장조의냉각수수위에따라상기냉각수통과공을피동적으로개방시키는개폐장치를포함한다.

6. 发明公开

KR1020110047407A 안전주입탱크 无效
标题翻译：安全注射罐
公开(公告)号：KR1020110047407A
公开(公告)日：2011-05-09
申请号：KR1020090104021
申请日：2009-10-30
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 최훈 , 하상준 , 김요한 , 이동혁 , 양창근 , 김세윤
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/243
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C15/18 , G21C13/0285 , G21C13/10
摘要： PURPOSE: A safety injection tank is provided to prevent gas from being injected into a primary coolant system by preventing the leakage of gas after the supply of emergency core coolants is completed. CONSTITUTION: A safety injection tank(100) includes a body unit(110) and a high flow output unit(120). The body unit stores the emergency core coolant. The high flow output unit is arranged in the body unit. A cover is arranged on one side of the high flow outlet of the high flow output unit. The cover reduces the pressure of the emergency core coolant and is bended to prevent the emergency core coolant from being inputted to the upper side and the lateral side. A low flow output unit(130) is arranged on one side of the high flow outlet.
摘要翻译：目的：提供安全注射罐，以防止气体在供应紧急芯冷却剂完成后防止气体泄漏注入主冷却剂系统。构成：安全注射罐（100）包括主体单元（110）和高流量输出单元（120）。身体单元存储应急芯冷却液。高流量输出单元布置在主体单元中。盖子布置在高流量输出单元的高流量出口的一侧。盖子减小了应急芯冷却剂的压力，并且弯曲以防止应急芯冷却剂被输入到上侧和侧面。低流量输出单元（130）布置在高流量出口的一侧。

7. 发明公开

KR1020180049740A 사용후연료저장조의 냉각수상실 완화 시스템 有权
公开(公告)号：KR1020180049740A
公开(公告)日：2018-05-11
申请号：KR1020160146033
申请日：2016-11-03
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김세윤 , 양창근 , 김민희
IPC分类号： G21C19/04 , G21C19/07
CPC分类号： G21C19/04 , G21C19/07
摘要： 본발명은사용후연료저장조의냉각수상실완화시스템에관한것으로, 사용후연료와냉각수를수용하는사용후연료저장조와; 사용후연료가이동하기위한공간을제공하며냉각수가수용되어있는연료이송수로(fuel transfer canal)와; 상기사용후연료저장조와상기연료이송수로를연결하며냉각수가통과하는냉각수유로와; 상기사용후연료저장조에형성되어있으며상기냉각수유로와연결되어있는냉각수통과공과; 상기사용후연료저장조의냉각수수위에따라상기냉각수통과공을피동적으로개방시키는개폐장치를포함한다.

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