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1. 发明授权

KR101446156B1 원자로 지지구조 有权
标题翻译：核反应堆支撑结构
公开(公告)号：KR101446156B1
公开(公告)日：2014-10-01
申请号：KR1020120127491
申请日：2012-11-12
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김태순 , 이용성 , 김동학 , 김성환
IPC分类号： G21C13/024 , G21C1/01
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본 발명은 압력용기를 지지하는 쉐어키를 사고시 노심용융물이 녹아나오는 부분보다 상부에 위치시켜 노심용융물에 의해 쉐어키가 용융되는 것을 방지하고, 압력용기 상부의 냉각관을 지지하는 부분에 격자형상의 금속 열전도체인 지지패드를 설치하여, 열방출 효과를 향상시키도록 한 원자로 지지구조를 제공하는데 그 목적이 있다.
상기한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 원자로 지지구조는 노심이 수용되는 압력용기와, 상기 압력용기의 외부를 감싸는 형태로 설치되는 단열재와, 상기 압력용기의 외주면 둘레를 따라 외부로 돌출 형성되는 냉각수 주입관과, 상기 냉각수 주입관의 상부에 위치되는 냉각관과, 상기 압력용기가 수용되는 격납건물과, 상기 격납건물의 하부에 일정한 공간을 갖도록 설치된 콘크리트구조물과, 상기 압력용기와 단열재를 격납건물에 고정하도록 압력용기와 격납건물 사이에 설치되는 쉐어키와, 상기 냉각관과 격납건물 사이에 설치되는 지지패드로 구성됨을 특징으로 한다.

2. 发明授权

KR101408466B1 원자로 스터드 자동 초음파검사 장치 및 방법 有权
标题翻译：核反应堆自动超声波检测装置及方法
公开(公告)号：KR101408466B1
公开(公告)日：2014-06-17
申请号：KR1020120131740
申请日：2012-11-20
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 윤병식 , 김용식 , 이정석
IPC分类号： G21C17/00 , G21C1/01
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본 발명은 원자력발전소의 핵심 설비인 원자로 용기와 원자로 상부헤드를 체결하는 스터드의 파손 여부를 검사하는 방법 및 장치에 관한 것으로, 스터드 중심공에 초음파탐촉자를 삽입하고 자동으로 초음파탐촉자를 이동하면서 초음파신호를 취득하여 결함을 검출할 수 있는 기술에 관한 것이다.
원자력발전소는 원자로 내부에 핵연료가 장전되고 핵분열 반응에 의하여 발생된 높은 에너지가 원자로 냉각재를 가열함에 따라 원자로가 고온 고압의 상태에 놓이게 되므로 원자로 용기와 원자로 상부헤드를 체결하는 스터드에도 높은 인장응력이 작용하게 되므로 현재 가동 중 검사 기간 중에 초음파검사 기법을 적용하여 수동으로 검사를 수행하고 있다.
수동으로 검사를 수행하게 될 경우, 검사자는 현장에서 탐상기의 초음파신호 파형을 분석하여 결함의 유무를 평가하게 되므로 검사결과가 검사자의 기량에 전적으로 의존하게 되고 검사결과를 기록할 수 있는 수단이 없으므로 검사 결과의 신뢰성이 저하될 수 있으며, 객관적인 검사가 이루어 질 수 없다.
따라서 본 발명에서는 기존의 수동 검사기법에서 탈피하여 스터드의 중심공에 초음파 탐촉자를 삽입하여 초음파 탐촉자를 회전방향으로 회전하도록 하면서 축방향으로 이동하는 장치를 적용하여 자동으로 스터드의 결함 유무를 검사할 뿐만 아니라, 검사결과를 디지털로 저장하여 재평가 및 추적검사가 가능하도록 하였다.
또한, 저장된 검사결과를 입체적으로 표현함으로써 신호 평가를 정확하게 이루어지도록 하면서 검사의 신뢰성을 높일 수 있는 원자로 스터드 자동 초음파검사 장치 및 방법에 관한 발명이다.

3. 发明公开

KR1020140067215A 원자로의 수소 제어 시스템 审中-实审
标题翻译：核反应堆氢控制系统
公开(公告)号：KR1020140067215A
公开(公告)日：2014-06-05
申请号：KR1020120134188
申请日：2012-11-26
申请人： 대우조선해양 주식회사
发明人： 길영미 , 우일국
IPC分类号： G21C9/00 , G21C1/01 , G21D3/00
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C9/06
摘要： Disclosed is a hydrogen control system for a nuclear reactor. The hydrogen control system for a nuclear reactor according to the present invention, which is placed in a nuclear reactor building, comprises an active hydrogen gas control unit which senses the concentration of hydrogen gas inside the nuclear reactor building and discharges the hydrogen gas inside the nuclear reactor building by applying inert gas into the nuclear reactor building. The inert gas having a greater specific gravity than the hydrogen gas flows into the nuclear reactor building, and the hydrogen gas is discharged to the upper part of the hydrogen gas.
摘要翻译：公开了一种用于核反应堆的氢气控制系统。根据本发明的用于核反应堆的氢控制系统，其放置在核反应堆建筑物中，包括活性氢气控制单元，其感测核反应堆建筑物内的氢气的浓度并排出核内的氢气通过将惰性气体应用于核反应堆建筑物来建造反应堆。具有比氢气更大的比重的惰性气体流入核反应堆建筑物，并且氢气被排放到氢气的上部。

4. 发明公开

KR1019970008217A 격자형 핵연료 집합체 지지 구조물 失效
标题翻译：栅格式燃料组件支撑结构
公开(公告)号：KR1019970008217A
公开(公告)日：1997-02-24
申请号：KR1019950020334
申请日：1995-07-11
申请人： 한국전력기술 주식회사
发明人： 황종근 , 정경훈 , 배재현 , 정명조 , 박근배 , 김범식
IPC分类号： G21C19/00 , G21C1/01
摘要： 본 발명은 격자형 하부 지지 구조물에 적합한 격자형으로 된 핵연료 집합체 지지 구조물에 관한 것으로써, 격자형 하부 지지 구조물을 구성하는 격자판의 상부를 경사지게 하여 핵연료 집합체를 안내할 수 있도록 하고, 경사가 끝나는 위치에서 핵연료 집합체를 횡 방향으로 지지하기 위한 벽면을 구성하고, 벽면이 끝나는 점에서 핵연료 집합체를 축 방향으로 지지하기 위한 턱을 구성함으로써, 핵연료 집합체가 격자형 하부 지지 구조물의 상부에 직접 안내되고 지지되며, 격자판의 교차부는 오목하게 하여 교차부의 두께가 최소화되는 것을 그 특징으로 한다.

5. 发明授权

KR101438108B1 내진 강화 조립체 有权
标题翻译：抗地震加固装置
公开(公告)号：KR101438108B1
公开(公告)日：2014-09-12
申请号：KR1020120142622
申请日：2012-12-10
申请人： 두산중공업 주식회사
发明人： 손정대 , 김성환 , 김용규
IPC分类号： G21C9/00 , G21C1/01
CPC分类号： G21C13/024 , G21D1/00 , Y02E30/40
摘要： 본 발명의 일 실시예에 따르는 내진 강화 조립체는, 일단이 상기 상부구조물에 힌지 결합되는 로드와, 상기 로드의 타단에 형성되고, 상기 로드를 직경방향으로 가로질러 연장되는 결합핀 및 원자로 격납건물의 격벽에 설치되고, 상기 타단과 결합되는 브라켓을 포함하고, 상기 브라켓은, 상기 로드가 내측에 안착되도록 서로 대면하여 평행하게 연장되는 제1 및 제2 멤버 및 상기 결합핀과 결합되도록 상기 제1 및 제2 멤버에 각각 형성되는 홈부를 포함함으로써, 브라켓을 더블 브라켓 형상으로 설계하여 인장 및 비틀림 하중에 강하다.

6. 发明公开

KR1020140064425A 원자로 스터드 자동 초음파검사 장치 및 방법 有权
标题翻译：自动超声波检测装置及核反应堆研究方法
公开(公告)号：KR1020140064425A
公开(公告)日：2014-05-28
申请号：KR1020120131740
申请日：2012-11-20
申请人： 한국수력원자력 주식회사
发明人： 윤병식 , 김용식 , 이정석
IPC分类号： G21C17/00 , G21C1/01
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C17/00 , G01N29/0609 , G01N29/265
摘要： The present invention relates to a method and a device for inspecting whether there is damage in a stud to fasten a nuclear reactor vessel and a nuclear reactor upper head which are key facilities in a nuclear power plant. More specifically, the present invention relates to the technologies of: inserting an ultrasonic probe into a center hole of a stud; automatically moving the ultrasonic probe to acquire an ultrasonic signal; and detecting a defect. Considering that the nuclear reactor is placed in a state of the high temperature and the high voltage as the nuclear reactor cooling material is heated by the high energy generated by the reaction nuclear fuels loaded in the nuclear reactor and the nuclear fission, since the high tensile stress is also applied to the stud to fasten the nuclear reactor vessel and the nuclear reactor upper head, the nuclear power plant manually performs an inspection by applying an ultrasonic inspection method during the inspection while operating the nuclear power plant. When the inspection is manually performed, an inspector analyzes an ultrasonic signal waveform of a detector at site to determine whether there is a defect, and the inspection result is completely relied on the judgment of the inspector. Furthermore, there is no means to record the inspection result and, therefore, the reliability of the inspection result can be reduced, and the objective inspection cannot be performed. To solve the problems while escaping from the existing manual inspection method, the present invention provides the method and the device capable of: automatically inspecting whether there is a defect in the stud by applying a device to insert an ultrasonic probe into a center hole of a stud and move the ultrasonic probe in an axis direction while rotating the ultrasonic probe in a rotation direction; storing the inspection result in a digital format to allow a re-evaluation and a follow-up inspection; and three-dimensionally displaying the stored inspection result to accurately evaluate the signals, thereby improving the inspection reliability.
摘要翻译：本发明涉及一种用于检查螺柱中是否有损坏的方法和装置，以紧固核电站的关键设施的核反应堆和核反应堆上部头。更具体地，本发明涉及以下技术：将超声波探头插入螺柱的中心孔中; 自动移动超声波探头以获取超声信号; 并检测缺陷。考虑到核反应堆处于高温和高压状态，因为核反应堆冷却材料被加载在核反应堆中的反应核燃料和核裂变产生的高能量加热，因为高拉伸应力也用于固定核反应堆容器和核反应堆上头，核动力厂在操作核电站时，在检查期间应用超声波检测方法手动执行检查。当手动进行检查时，检查员会对现场检测器的超声信号波形进行分析，以确定是否存在缺陷，检查结果完全依赖于检查员的判断。此外，无法记录检查结果，因此可以降低检查结果的可靠性，不能进行客观检查。为了在从现有的手动检查方法中逃脱时解决问题，本发明提供了一种方法和装置，其能够：通过应用将超声波探头插入到中心孔的装置来自动检查螺栓是否存在缺陷在使超声波探头沿旋转方向旋转的同时沿轴向移动超声波探头; 将检查结果存储为数字格式，以便进行重新评估和后续检查; 并且三维地显示存储的检查结果以准确地评估信号，从而提高检查可靠性。

7. 发明授权

KR101103978B1 고온 고압 기체 가열기 失效
标题翻译：用于加热高温和高压气体的装置
公开(公告)号：KR101103978B1
公开(公告)日：2012-01-06
申请号：KR1020100132624
申请日：2010-12-22
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김찬수 , 홍성덕 , 서동운 , 유태호
IPC分类号： G21C1/01
CPC分类号： Y02E30/40 , F24H3/002 , F24H9/02 , F24H9/1863
摘要： PURPOSE: A high pressure and high temperature gas heating apparatus is provided to eliminate moisture within an insulating material without including an additional external heating material and external heat insulation material, thereby manufacturing a slim apparatus. CONSTITUTION: A pressure container(110) heats high pressure gas by circulating the gas along a movement route(111S) arranged in the inside of the pressure container. A heating material(120) emits heat by being installed in the inside of the pressure container. An insulating material(130) blocks transmission of the heat generated from the heating material to the outside by being combined in the inner surface of the pressure container. A liner(140) interrupts direct heat transmission to the insulating material. A moisture elimination part(150) eliminates moisture remaining within the insulating material.
摘要翻译：目的：提供一种高压和高温气体加热装置，以消除绝缘材料内的水分，而不需要额外的外部加热材料和外部隔热材料，从而制造出细长的装置。构成：压力容器（110）通过沿着设置在压力容器内部的移动路径（111S）循环气体来加热高压气体。加热材料（120）通过安装在压力容器的内部而发热。绝热材料（130）通过组合在压力容器的内表面中来阻止从加热材料产生的热量向外部的传递。衬套（140）中断到绝热材料的直接热传递。除湿部分（150）消除了绝缘材料内残留的水分。

8. 发明公开

KR1020000040505A 원자로내부에서인접하는구조물을고정시키는잠금쇠장치와그설치구조 失效
标题翻译：核反应堆的锁定装置
公开(公告)号：KR1020000040505A
公开(公告)日：2000-07-05
申请号：KR1019980056164
申请日：1998-12-18
申请人： 한국전력공사 , 한국원자력연구원
发明人： 이규만 , 박근배 , 최순 , 김강수 , 김태완 , 정경훈 , 장문희
IPC分类号： G21C1/01
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C19/02
摘要： PURPOSE: A locking device of a nuclear reactor is provided to improve the efficiency of the nuclear reactor by using a central shaft, a locking member head, an upper stopper portion, a washer, and a wedge shaft. CONSTITUTION: A locking device of a nuclear reactor comprises a central shaft(1), a locking member head(2), an upper stopper portion(5), a washer(3), and a wedge shaft(4). A locking bolt(11) is formed at the upper portion of the central shaft(1), and a wedge(12) is formed at the lower portion of the central shaft(1). A protruding jaw(13) is formed on one side of the wedge(12). The locking member head(2) is connected to one end of a locking nut(22). The washer(3) is mounted to the central shaft(1). The wedge shaft(4) is installed between the washer(3) and the wedge(12) of the central shaft(1).
摘要翻译：目的：提供核反应堆的锁定装置，以通过使用中心轴，锁定构件头，上止动部，垫圈和楔形轴来提高核反应堆的效率。构成：核反应堆的锁定装置包括中心轴（1），锁定构件头（2），上止动部分（5），垫圈（3）和楔形轴（4）。锁定螺栓（11）形成在中心轴（1）的上部，楔形件（12）形成在中心轴（1）的下部。突出的钳口（13）形成在楔形物（12）的一侧上。锁定构件头部（2）连接到锁定螺母（22）的一端。垫圈（3）安装在中心轴（1）上。楔形轴（4）安装在垫圈（3）和中心轴（1）的楔形件（12）之间。

9. 实用新型

KR200474584Y1 원자력 발전소용 케이블 조립체 有权
标题翻译：核电站电缆组件
公开(公告)号：KR200474584Y1
公开(公告)日：2014-10-01
申请号：KR2020120010513
申请日：2012-11-16
申请人： 주식회사 우진
发明人： 신현명
IPC分类号： G21C1/01 , H02G3/00
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본 고안은 백셀 내부로 수분, 이물질 등이 침투하지 않도록 실링구조의 케이블 조립체를 만들되, 케이블과 전선관 결합체가 회전가능하게 상부 구조물에 결합할 수 있는 원자력 발전소용 케이블 조립체이다.
본 고안은 백셀 조립체에 케이블이 연결되는 원자로 발전소용 케이블 조립체에 있어서, 백셀 조립체는 전선관 및 케이블이 출납되는 출납공이 형성된 백셀캡과, 상기 백셀캡과 조립되는 너트와, 상기 백셀캡과 백셀이 오링과 멈춤나사로 조립되는 형태로 이루어지고, 상기 백셀캡과 결합한 어댑터는 너트 하단부에 걸리는 것을 특징으로 하는 원자로 발전소용 케이블 조립체을 특징으로 한다.
摘要翻译：本主题创新是一个核电站电缆组件可mandeuldoe密封结构的电缆组件，使得没有湿气，异物，如渗入baeksel，电缆和导管组件可旋转地耦合到所述上部结构。

10. 发明公开

KR1020140069628A 이동형 원자로 시스템 有权
标题翻译：可移动核反应堆系统
公开(公告)号：KR1020140069628A
公开(公告)日：2014-06-10
申请号：KR1020120137140
申请日：2012-11-29
申请人： 한국원자력연구원
发明人： 임홍식 , 강지호
IPC分类号： G21C1/01 , G21C11/08
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C1/06 , G21C15/18 , G21Y2002/304 , G21Y2004/30
摘要： A movable nuclear reactor system is disclosed. According to an embodiment of the present invention, the system may comprise a nuclear reactor including a reactor core container supporting a core and a pressure vessel surrounding the reactor core container; a power generation module producing electricity using the heat generated in the core; and a cooling module for cooling the nuclear reactor, wherein the nuclear reactor is disposed horizontally to the ground so that a control rod can be inserted horizontally into the core.
摘要翻译：公开了一种可移动的核反应堆系统。根据本发明的一个实施例，该系统可以包括一个核反应堆，包括一个支撑核心的反应堆核心容器和围绕反应堆堆芯容器的一个压力容器; 发电模块，利用在核心产生的热量产生电力; 以及用于冷却核反应堆的冷却模块，其中核反应堆水平地设置在地面上，使得控制棒可以水平地插入到核心中。

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