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1. 发明公开

KR1020090042654A 시준기 및 이를 포함하는 사용후핵연료의 감마선 분광분석장치 失效
标题翻译：冷凝器和消耗核燃料的伽马射线光谱分析装置
公开(公告)号：KR1020090042654A
公开(公告)日：2009-04-30
申请号：KR1020070108523
申请日：2007-10-26
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박광준 , 주준식 , 신희성 , 강희영 , 김호동
IPC分类号： G21K1/00 , G01N21/00 , G01T1/00 , G21C17/00
摘要： A collimator and a gamma ray spectroscopic analyzing device of a spent nuclear fuel including the same are provided to analyze an average burn-up and the concentration distribution of the spent nuclear fuel through one measurement by increasing a solid angle. A collimator(200) includes a first member(210) and a second member(220). The first member and the second member are formed with the cylindrical shape. The first member has a first slit(212). The second member corresponds to the first member. The second member has a second slit(222). The first slit and the second slit are formed with the conical shape. The length of the first and second slits is 50mm or 70mm. The spent nuclear fuel is formed with the disc type. The inner diameter of the inlet part of the first slit is greater than the diameter of the spent nuclear fuel.
摘要翻译：提供了包括其的乏核燃料的准直仪和伽马射线光谱分析装置，以通过增加立体角来分析一次测量中的废核燃料的平均燃耗和浓度分布。准直器（200）包括第一构件（210）和第二构件（220）。第一构件和第二构件形成为圆筒形状。第一构件具有第一狭缝（212）。第二个成员对应于第一个成员。第二构件具有第二狭缝（222）。第一狭缝和第二狭缝形成为圆锥形状。第一和第二狭缝的长度为50mm或70mm。废核燃料用盘式形成。第一狭缝的入口部分的内径大于废核燃料的直径。

2. 发明授权

KR100597726B1 냉각재 유속보정인자를 적용한 결함연료 판별비 결정방법 失效
标题翻译：应用冷却剂流量校正系数的缺陷燃料辨别的判定方法
公开(公告)号：KR100597726B1
公开(公告)日：2006-07-10
申请号：KR1020040058187
申请日：2004-07-26
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박광준 , 조창근 , 조문성
IPC分类号： G21C17/06
摘要： 본 발명은 중수형 원자로의 핵연료 감시계통에서 결함연료의 판별비 결정방법에 관한 것이다.
본 발명은, 중수형 원자로의 핵연료 감시계통에서 결함연료의 판별비 결정방법에 있어서, 상기 원자로의 각 채널로 부터 방사능 시료관을 통하여 검출기측으로 냉각재를 흐르도록 하는 단계; 상기 시료관내의 냉각재 유속을 유속계로서 각각 측정하는 단계; 상기 측정된 유속을 이용하여 각 채널별로 유속 보정인자를 결정하는 단계; 상기 유속 보정인자들을 각 채널의 방사능 농도 측정값에 반영하는 단계;및 상기 각 채널 별로 방사능 농도비로 정의되는 판별비를 산출하는 단계;들을 포함함을 특징으로 하는 냉각재 유속보정인자를 적용한 결함연료 판별비 결정방법을 제공한다.
본 발명은, 각 채널의 시료관에서 발생되는 냉각재의 유속 차이를 나타내는 보정인자를 고려함으로써 시료관의 유속차이로 인한 판별비 결정 영향을 최소화하여 핵연료 결함채널을 정확하게 판정할 수 있도록 개선된 효과가 얻어진다.
중수형 원자로, 핵연료 감시계통, 결함연료, 유속 보정인자, 방사능 농도 측정, 결함연료 판별비 결정
摘要翻译：本发明涉及一种用于确定重水反应堆的燃料监测系统中的缺陷燃料的区分的方法。

3. 发明授权

KR100597724B1 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 취급기기 失效
标题翻译： CANDU发电厂海湾CANDU燃料束处理工具
公开(公告)号：KR100597724B1
公开(公告)日：2006-07-10
申请号：KR1020040051575
申请日：2004-07-02
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 석호천 , 조창근 , 조문성 , 박광준 , 구대서 , 전지수 , 정종엽
IPC分类号： G21C19/19
摘要： 본 발명은 원전 수조내 중수로형 핵연료다발을 수중에서 안전하게 이동시키기 위한 핵연료다발 취급기기에 관한 것이다.
본 발명은 원통형 핵연료다발의 둘레를 감싸잡을 수 있도록 형성된 원통형 집게부와, 상기 집게부의 양후단에 각각 회동 가능하게 연결된 크랭크를 구비하는 그립부; 전단에는 상기 크랭크와 회동가능하게 연결되는 그립홀더부가 형성되고 후단에는 중공 내주면에 암나사가 형성된 노브 홀더를 구비하는 컬럼파이프; 외주면에 수나사가 형성되어 회전에 의해 상기 노브 홀더내에서 전진후진하는 노브; 전단은 상기 그립부의 지지축에 연결되고 후단은 상기 그립 홀더부를 통해 상기 컬럼파이프의 전단측내부로 연결되는 제 1샤프트; 후단은 크레인 후크와 연결되고 전단은 상기 노브를 관통하여 상기 컬럼파이프의 후단측 내부로 연결되며 상기 노브와 함께 전진 후진하는 제 2 샤프트; 및 상기 컬럼파이프의 내부 중공에 구비되고 상기 제 1샤프트의 후단과 제 2샤프트의 전단을 연결하여 길이방향 운동을 전달하는 커넥팅 로드; 를 포함하는 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 취급기기를 제공한다.
핵연료다발 취급기기, 그립부, 노브, 커넥팅 로드, 컬럼파이프

4. 发明公开

KR1020060004035A 중수로형 핵연료다발의 제원측정을 위한 측정센서 보정장치 失效
标题翻译：用于测量重水堆燃料质量的测量传感器校准装置
公开(公告)号：KR1020060004035A
公开(公告)日：2006-01-12
申请号：KR1020040052871
申请日：2004-07-08
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 석호천 , 조창근 , 조문성 , 박광준 , 구대서 , 전지수 , 정종엽
IPC分类号： G21C17/06
摘要： 본 발명은 중수로용 핵연료 다발의 제원을 정밀하게 측정하는 센서의 정밀도를 보정하기 위한 장치에 관한 것이다.
본 발명은, 중공 원통형의 보디; 상기 보디의 일단으로 향하여 정해진 간격만큼 누름판을 전,후진 이동시키는 선형 모터를 구비하여 핵연료 다발의 길이및 봉단접합판의 윤곽을 측정하기 위한 센서들로부터 측정값을 다단으로 검출하도록 배치된 제 1측정부; 및, 상기 보디의 타단에서 정해진 원주각도만큼 보정 디스크를 각회전시키는 스텝핑 모터를 구비함으로써 상기 핵연료 다발의 직경및 외곽 핵연료봉의 윤곽을 측정하기 위한 센서들로 부터 측정값을 다단으로 검출하도록 배치된 제 2측정부;를 포함하여 상기 선형변위 측정센서(LVDT)들의 측정값들을 검출시키도록 구성되는 중수로형 핵연료다발의 제원측정을 위한 측정센서 보정장치를 제공한다. 본 발명에 의하면, 선형변위 측정센서(LVDT)의 전 작동 범위에 걸쳐서 측정센서의 전압값과 공인기관의 거리 기준값 사이의 상관관계를 모사하는 보정함수를 구하여, 측정센서들의 거리 측정값을 정확하게 보정함으로써 중수로형 핵연료다발의 제원을 측정할 때 측정 정확도를 향상시키는 효과가 얻어지는 것이다.
중수로, 중수로형 핵연료다발, 선형변위 측정센서(LVDT), 측정센서 보정
摘要翻译：本发明涉及一种用于校正传感器精度的装置，用于精确测量重水堆的燃料棒的规格。

5. 发明公开

KR1020060004034A 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 제원측정 및 검사기기 失效
标题翻译：原子能水池中重水反应堆型核燃料管束测量和检测设备
公开(公告)号：KR1020060004034A
公开(公告)日：2006-01-12
申请号：KR1020040052870
申请日：2004-07-08
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 석호천 , 조창근 , 조문성 , 박광준 , 구대서 , 전지수 , 정종엽
IPC分类号： G21C17/06
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본 발명은 중수로형 핵연료다발의 제원을 정밀하게 측정 및 검사할 수 있는 기기에 관한 것이다. 본 발명은, 핵연료다발의 제원을 다수의 선형변위 측정센서(LVDT)들을 이용하여 측정하도록 된 제원 측정부; 상기 핵연료다발의 표면을 내방사성 카메라를 통하여 검사하도록 된 검사부;및, 상기 제원 측정부와 검사부로 부터 제공된 각종 데이터와 화상자료를 제어 컴퓨터를 이용하여 자동처리하고 그 결과값을 외부로 출력하는 제어부;를 포함하는 중수 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 제원측정및 검사기기를 제공한다.
본 발명에 의하면, 공기중 또는 수중에서 핵연료다발의 제원을 선형변위 측정센서(LVDT)들을 이용하여 정밀하게 측정 및 검사함으로써 중수원전내 핵연료채널에서 장전 조사(照射)된 핵연료다발의 건전성 평가에 활용할 수 있고, 또한 측정된 데이타는 새로운 핵연료의 개발의 기초 자료로 활용함으로써 중수로의 안전성을 향상시킬 수 있도록 하는 개선된 효과가 얻어진다.
중수로, 핵연료다발, CANFLEX, 핵연료봉, 제원 측정장치, 선형변위 측정센서(LVDT), 내방사성 카메라, 건전성 평가
摘要翻译：本发明涉及一种能够精确测量和检查重水堆燃料管束规格的装置。燃料电池系统技术领域本发明涉及一种燃料电池系统，其具备：使用多个线性位移测量传感器（LVDT）测量燃料束的检体的检体测定部; 控制单元，用于使用控制计算机自动处理从指定单元和检查单元提供的各种数据和图像数据，并将结果输出到外部; ;以及在重水反应堆水箱中的重水堆燃料束测量和检查装置。

6. 发明公开

KR1020080081476A 고밀도 폴리에틸렌의 감마선 피폭에 의한 중성자 감속능평가방법 无效
标题翻译：用于评估高密度聚乙烯的伽马射线曝光的中子变形功率变化的方法
公开(公告)号：KR1020080081476A
公开(公告)日：2008-09-10
申请号：KR1020070021496
申请日：2007-03-05
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박광준 , 주준식 , 정정환 , 강희영 , 김호동
IPC分类号： G01T5/00 , G01T3/06 , G01T3/00
CPC分类号： G01T3/00 , G01T5/02
摘要： A method for evaluating neutron moderating power variation due to the gamma-ray exposure of high density polyethylene is provided to improve the accuracy in experimental data analysis by analyzing the element content and molecule structure for a sample of a neutron moderating structure. A method for evaluating neutron moderating power variation due to the gamma-ray exposure of high density polyethylene comprises: a first step of irradiating gamma ray with various ranges of irradiation doses to a neutron moderating structure; a second step of experimentally measuring neutron by using a neutron beam source and a neutron detector for the structure wherein the gamma ray is irradiated; and a third step of evaluating neutron moderating power variation of the HDPE(High Density Polyethylene) neutron moderating structure by analyzing the element content and molecule structure for a sample of the structure.
摘要翻译：提供了一种用于评估由于高密度聚乙烯的γ射线暴露引起的中子调节力变化的方法，通过分析中子调节结构样品的元素含量和分子结构来提高实验数据分析的准确性。用于评估由高密度聚乙烯的γ射线暴露引起的中子调节力变化的方法包括：将具有各种照射剂量范围的伽马射线照射到中子调节结构的第一步骤; 通过使用中子束源和用于其中照射伽马射线的结构的中子检测器来实验测量中子的第二步骤; 以及通过分析结构样品的元素含量和分子结构来评估HDPE（高密度聚乙烯）中子调节结构的中子调节力变化的第三步骤。

7. 发明公开

KR1020080076032A 이동식 중성자 계측장치 无效
标题翻译：运输中性计数器设备
公开(公告)号：KR1020080076032A
公开(公告)日：2008-08-20
申请号：KR1020070015428
申请日：2007-02-14
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 강희영 , 김호동 , 정정환 , 박광준 , 이병철 , 주준식 , 송대용
IPC分类号： G01T3/00 , G01T3/02 , G01T3/06
CPC分类号： G01T3/008 , G01T7/005 , G21C17/108
摘要： A transportable neutron counter device is provided to calculate a count rate of neutrons by taking into consideration energy emitted through the reaction of neutrons and He-3 gas. A transportable neutron counter device(100) includes a neutron detector(110), a signal processing unit(120), and an output unit(130). The neutron detector absorbs neutrons existing in atmosphere. The neutron detector generates electricity by using the absorbed neutrons. The signal processing unit measures a count rate of the neutrons based on the intensity of the electricity. The output unit displays the count rate. The neutron detector employs a tube containing He-3 in order to efficiently absorb the neutrons. The signal processing unit supplies power to another element.
摘要翻译：通过考虑到通过中子和He-3气体的反应发射的能量，提供了可运输的中子计数装置来计算中子的计数率。运输中子计数器装置（100）包括中子检测器（110），信号处理单元（120）和输出单元（130）。中子探测器吸收大气中存在的中子。中子检测器通过使用吸收的中子发电。信号处理单元根据电力的强度来测量中子的计数率。输出单元显示计数率。中子检测器采用含有He-3的管，以有效地吸收中子。信号处理单元向另一个元件供电。

8. 发明授权

KR100597725B1 중수로형 핵연료다발의 제원측정을 위한 측정센서 보정장치 失效
标题翻译：用于尺寸测量的柴油发电机组的测量传感器的校准设备
公开(公告)号：KR100597725B1
公开(公告)日：2006-07-10
申请号：KR1020040052871
申请日：2004-07-08
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 석호천 , 조창근 , 조문성 , 박광준 , 구대서 , 전지수 , 정종엽
IPC分类号： G21C17/06
摘要： 본 발명은 중수로용 핵연료 다발의 제원을 정밀하게 측정하는 센서의 정밀도를 보정하기 위한 장치에 관한 것이다.
본 발명은, 중공 원통형의 보디; 상기 보디의 일단으로 향하여 정해진 간격만큼 누름판을 전,후진 이동시키는 선형 모터를 구비하여 핵연료 다발의 길이및 봉단접합판의 윤곽을 측정하기 위한 선형변위 측정센서들로부터 측정값을 다단으로 검출하도록 배치된 제 1측정부; 및, 상기 보디의 타단에서 정해진 원주각도만큼 보정 디스크를 각회전시키는 스텝핑 모터를 구비함으로써 상기 핵연료 다발의 직경및 외곽 핵연료봉의 윤곽을 측정하기 위한 선형변위 측정센서들로 부터 측정값을 다단으로 검출하도록 배치된 제 2측정부;를 포함하여 상기 선형변위 측정센서(LVDT)들의 측정값들을 검출시키도록 구성되는 중수로형 핵연료다발의 제원측정을 위한 측정센서 보정장치를 제공한다. 본 발명에 의하면, 선형변위 측정센서(LVDT)의 전 작동 범위에 걸쳐서 선형변위 측정센서의 전압값과 공인기관의 거리 기준값 사이의 상관관계를 모사하는 보정함수를 구하여, 선형변위 측정센서들의 거리 측정값을 정확하게 보정함으로써 중수로형 핵연료다발의 제원을 측정할 때 측정 정확도를 향상시키는 효과가 얻어지는 것이다.
중수로, 중수로형 핵연료다발, 선형변위 측정센서(LVDT), 측정센서 보정

9. 发明公开

KR1020060002510A 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 취급기기 失效
标题翻译： CANDU发电厂湾内的CANDU燃油箱的处理工具
公开(公告)号：KR1020060002510A
公开(公告)日：2006-01-09
申请号：KR1020040051575
申请日：2004-07-02
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 석호천 , 조창근 , 조문성 , 박광준 , 구대서 , 전지수 , 정종엽
IPC分类号： G21C19/19
摘要： 본 발명은 원전 수조내 중수로형 핵연료다발을 수중에서 안전하게 이동시키기 위한 핵연료다발 취급기기에 관한 것이다.
본 발명은 원통형 핵연료다발의 둘레를 감싸잡을 수 있도록 형성된 원통형 집게부와, 상기 집게부의 양후단에 각각 회동 가능하게 연결된 크랭크를 구비하는 그립부; 전단에는 상기 크랭크와 회동가능하게 연결되는 그립홀더부가 형성되고 후단에는 중공 내주면에 암나사가 형성된 노브 홀더를 구비하는 컬럼파이프; 외주면에 수나사가 형성되어 회전에 의해 상기 노브 홀더내에서 전진후진하는 노브; 전단은 상기 그립부의 지지축에 연결되고 후단은 상기 그립 홀더부를 통해 상기 컬럼파이프의 전단측내부로 연결되는 제 1샤프트; 후단은 크레인 후크와 연결되고 전단은 상기 노브를 관통하여 상기 컬럼파이프의 후단측 내부로 연결되며 상기 노브와 함께 전진 후진하는 제 2 샤프트; 및 상기 컬럼파이프의 내부 중공에 구비되고 상기 제 1샤프트의 후단과 제 2샤프트의 전단을 연결하여 길이방향 운동을 전달하는 커넥팅 로드; 를 포함하는 원전 수조내 중수로형 핵연료다발 취급기기를 제공한다.
핵연료다발 취급기기, 그립부, 노브, 커넥팅 로드, 컬럼파이프

10. 发明授权

KR100928772B1 시준기 및 이를 포함하는 사용후핵연료의 감마선 분광분석장치 失效
标题翻译： 시준기및이를포함하는사용후핵연료의감마선분광분석장
公开(公告)号：KR100928772B1
公开(公告)日：2009-11-25
申请号：KR1020070108523
申请日：2007-10-26
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박광준 , 주준식 , 신희성 , 강희영 , 김호동
IPC分类号： G21K1/00 , G01N21/00 , G01T1/00 , G21C17/00
摘要： 본 발명은 감마선분광분석법을 이용하여 디스크 형태의 사용후핵연료봉 시편에 대한 평균 연소도를 결정하기 위한 시준기 및 이를 포함하는 사용후핵연료의 감마선 분광 분석장치이다. 본 발명의 감마선 분광 분석장치의 시준기는 원추형 모양으로 관통된 제1 슬릿을 가진 제1 부재 및 제1 부재와 대응되도록 원추형으로 관통된 제2 슬릿을 가진 제2 부재를 포함하고, 제1 부재 및 제2 부재는 제1 슬릿 및 제2 슬릿에서 내경이 작은 부분이 서로 마주보도록 배치되어 구성된다. 따라서, 감마선을 측정하기 위한 입체각이 커져 사용후핵연료의 전체 면적을 커버할 수 있기 때문에 단 1회 측정으로 평균 연소도를 결정할 수 있으며, 측정시간을 단축할 수 있다.
사용후핵연료, 시준기, 원추형, 입체, 연소도, 농도분포
摘要翻译：提供了一种包括其的用过的核燃料的准直仪和伽马射线光谱分析装置，以通过增加立体角来通过一次测量来分析平均燃尽和用过的核燃料的浓度分布。准直器（200）包括第一构件（210）和第二构件（220）。第一构件和第二构件形成为圆柱形状。第一构件具有第一狭缝（212）。第二个成员对应于第一个成员。第二构件具有第二狭缝（222）。第一狭缝和第二狭缝形成为圆锥形状。第一和第二狭缝的长度是50mm或70mm。用过的核燃料是由圆盘形成的。第一狭缝的入口部分的内径大于废核燃料的直径。

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