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公开(公告)号：KR1020110072184A
公开(公告)日：2011-06-29
申请号：KR1020090129020
申请日：2009-12-22
Applicant: 한국전력공사 , 한국수력원자력 주식회사
CPC classification number: Y02E60/366 , Y02P20/123 , Y02P20/124 , C25B1/04 , C25B15/02
Abstract: PURPOSE: A high-temperature electrolysis hydrogen production apparatus employing a heat collecting system is provided to generate hydrogen with high efficiency in an electrolysis stack and collect high-temperature heat of hydrogen, oxygen and sweep gas discharged from the electrolysis stack to thereby maximize energy efficiency. CONSTITUTION: A high temperature electrolysis hydrogen production apparatus employing a heat collecting system includes a pump unit(110), a mass flowmeter units(120,121,122), a sand bath unit(130), a high temperature electric furnace(150), an electrolysis stack(150A), a condenser unit(170), and a first heat recollecting unit(160). The pump unit controls the flow rate of water. The mass flowmeter unit controls flow rates of nitrogen, hydrogen, and the sweep gas. The sand bath unit heats water at a temperature of 200~500°C to generate water of vapor state. The electrolysis stack discharges hydrogen, water, and nitrogen components as a result of electrolysis to a cathode and discharges oxygen and sweep gas to an anode. The condenser unit eliminates the water component and discharges the rest component.
Abstract translation: 目的：提供一种采用集热系统的高温电解氢生产装置，在电解堆叠中产生高效率的氢气，并收集从电解堆放出的氢，氧气和吹扫气体的高温热量，从而使能量效率最大化 。 构成：采用集热系统的高温电解氢制造装置包括泵单元（110），质量流量计单元（120,121,122），砂浴单元（130），高温电炉（150），电解堆 （150A），冷凝器单元（170）和第一热回收单元（160）。 泵单元控制水的流量。 质量流量计单元控制氮气，氢气和吹扫气体的流量。 砂浴单元在200〜500℃的温度下加热水以产生蒸汽状态的水。 电解堆放电由于向阴极进行电解而排出氢，水和氮成分，并将氧气排放至阳极。 冷凝器单元消除了水分，并排出了其余部件。
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公开(公告)号：KR1020100048483A
公开(公告)日：2010-05-11
申请号：KR1020080107668
申请日：2008-10-31
Applicant: 한국전력공사
Abstract: PURPOSE: A synthetic gas production system is provided to produce synthetic gas with hydrogen without discharging greenhouse gasses by using a very high-temperature reactor. CONSTITUTION: A synthetic gas production system is composed of an electrolytic bath(20), a flow measuring system(22), a gas safety system(24), a data acquisition system(26), a flow control system(28), a temperature/pressure control system(30), one or more heat recovery systems(40-1,40-2), a nuclear reactor(36), a heat interchanger(38), an anode heat interchanger(34), a cathode heat interchanger(42), a synthetic gas storage tank(44), a chemical process plant(46), a liquid fuel storage tank(50), and a main variable indicating system(56).
Abstract translation: 目的：提供合成气生产系统，通过使用非常高温的反应器，通过氢气生产合成气而不排放温室气体。 构成：合成气生产系统由电解浴（20），流量测量系统（22），气体安全系统（24），数据采集系统（26），流量控制系统（28）， 温度/压力控制系统（30），一个或多个热回收系统（40-1,40-2），核反应堆（36），热交换器（38），阳极换热器（34），阴极热 交换器（42），合成气储罐（44），化学处理设备（46），液体燃料储罐（50）和主变量指示系统（56）。
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公开(公告)号：KR100729092B1
公开(公告)日：2007-06-14
申请号：KR1020050103501
申请日：2005-10-31
Applicant: 한국전력공사
Abstract: 이 발명은, 이상유체가 포함되어 제어가 복잡하고 유출유량과 유입유량의 변화가 많이 요구되어 제어에 어려움이 있는 압력용기의 수위제어를 위한 최적의 프로그램을 개발하기 위하여 발전소 압력용기에서 발생하는 열수력 현상을 모사하고 실제 수위제어시 적용하여 최적제어가 되도록 수위 제어프로그램을 평가할 수 있으며, 원자력발전소에서 증기발생기 수위제어를 원활히 하기 위해 평가 프로그램을 만들고, 이 프로그램을 통해 수위의 안정성을 이루면서 원자로정지를 방지하기위한 수위제어프로그램을 원자력발전소에 적용할 수 있으며, 수위제어 프로그램 최적화의 수단으로 프로그램 입력을 증기유량 계단파 증가/감소 입력, 증기유량 사인파 입력, 증기유량 완만한 증가/감소 입력, 기준 수위 계단파 증가/감소 입력을 사용하여 여기에 안정된 프로그램을 개발함으로써 발전소의 어떠한 과도상태에서도 발전소의 정지를 방지할 수 있는 증기발생기 수위 제어프로그램을 개발할 수 있는, 압력용기 수위제어 프로그램의 평가 방법에 관한 것으로서,
압력용기 수위제어 프로그램을 평가하기 위한 컴퓨터 시스템에 있어서, 수위제어 프로그램의 코드에 관한 절차로서 시뮬레이션은 ACSL(Advanced Continuous Simulation Language) 코드를 이용하여 발전소 시뮬레이션을 통해 수행되며, 증기발생기 및 증기발생기 수위제어계통의 상세내용을 포함하고 있으며 지글러-니콜스(Ziegler-Nichols) 튜닝기법을 이용하여 아날로그 및 개선된 디지털주급수제어계통의 설정치 최적화를 위한 제1 단계와, 입력변수에 관한 절차로서, 증기발생기 수위제어계통 설정치 및 시정수는 현장에서 적용하고 있는 설정치 및 시정수를 분석에 사용하며 제어거동 특성을 평가하기 위해 각 설정치 및 시정수에 대해 민감도 분석을 수행하는 제2 단계와, 평가 가정조건에 관한 절차로서, 증기발생기 수위제어계통은 자동모드에 있다고 가정하고, 증기발생기 및 주급수제어계통 모델링은 상세하게 분석되는 반면 일차측 및 원자로 반응도 모델 등은 간략히 모사하며, 발전소 운전변수는 최적값을 적용하며, 50%, 10% 단계 출력변동은 급격하게 일어나는 것으로 가정하는 제3 단계와, 증기발생기 수위 설정치의 최적화를 달성하기 위한 과도상태 시나리오에 관한 절차로서, 대형 출력감소 시나리오에 대해서는 상한/하한 평균온도, 증기발생기 관막음률, 연료 교체 주기초/주기말, 급수온도 및 증기발생기 수위제어계통 설정치에 대해 민감도분석을 수행하는 제4 단계와, 제3단계에서 결정된 운전변수를 이용하여 다음의 분석을 수행하여 최적의 설정치를 결정하며,증기발생기 기준 수위 설정치 단계 변동은 20%, 40%, 100%출력에서 5% 수위 설정치 단계 증가/감소 분석을 수행하며, 주급수펌프 상실 분석을 수행하며 곡선형 출력변동에 대한 사인파 함수 출력변동 분석을 수행하는 제5단계와, 증기발생기 수위제어계통에 대한 설정치 최적화 및 검증을 위한 분석절차에 관한 절차로서, 제한적인 과도유형을 결정하기 위해 증기발생기 수위제어계통 설정치 및 여러 발전소 운전조건에 대해 대형 출력감소 분석을 수행하며, 최적 설정치 조합을 결정하기 위해 현행 설정치 조합을 포함한 다양한 설정치 조합으로 대형 부하감소 분석을 수행하며, 대형 출력감소 분석결과를 바탕으로 결정된 발전소 운전조건 및 설정치 조합에 대해 10% 출력 단계 변화에 대한 분석을 수행하며, 위에서 결정된 설정치 조합에 대해 증기발생기 수위 설정치 단계변동에 대한 분석을 수행하며, 위에서 결정된 설정치 조합에 대해 주급수펌프 상실에 대한 분석을 수행하는 제6단계와, 시나리오 분석의 허용기준에 관한 절차로서 출력변동 등의 과도상태에서 안정적인 증기발생기 수위제어계통 요건을 평가하는 제7단계와, 제7단계의 평가결과를 바탕으로 발전소에 적용하기위한 최적제어프로그램을 결정하는 단계를 포함하여 이루어진다.
압력용기, 수위제어, 주급수펌프, 최적 제어 프로그램, 증기발생기-
公开(公告)号：KR101069532B1
公开(公告)日：2011-09-30
申请号：KR1020090129020
申请日：2009-12-22
Applicant: 한국전력공사 , 한국수력원자력 주식회사
CPC classification number: Y02E60/366 , Y02P20/123 , Y02P20/124
Abstract: 물을 이용하여 수소와 산소를 생성하는 고온전기분해하는 장치 내에서 에너지 효율을 극대화하기 위한 수소 장치가 개시된다. 고온전기분해의 수소 생산 장치를 구성할 때, 안정적인 수소 생산뿐만 아니라, 고온전기분해 스택의 출구에서 발생되는 고온열을 다시 장치 내에 활용하여 고온전기분해에 필요한 온도(약 800~ 1000℃)까지 가열하기 위해 필요한 열에너지를 감소시킴으로써, 전체 시스템의 효율이 향상될 수 있는 다양한 형태의 수소 장치를 제시한다.
수소, 열회수 방식, 고온전기분해, 열 효율-
公开(公告)号：KR100840858B1
公开(公告)日：2008-06-23
申请号：KR1020060131157
申请日：2006-12-20
Applicant: 한국전력공사
CPC classification number: Y02E30/40 , G21D3/06 , F22B37/246 , G21C9/00 , G21Y2002/207 , G21Y2004/20
Abstract: A method of developing an optimum restoration guideline for steam generator tube leak is provided to improve economical efficiency and stability by restoring a power plant in the shortest time. A method of developing an optimum restoration guideline for steam generator tube leak includes the steps of: inputting an initial condition for analysis and modeling of a power plant system(S1,S3); constructing an accident scenario(S5); verifying and calculating an over state by comparing operation data of a power plant(S7); determining an analysis type contributing to a leakage reducing effect of the steam generator(S9); analyzing the accident scenario(S11); performing an analysis for determining an application range of the optimum restoration guideline for steam generator tube leak(S13); calculating a lowest supercooling limit as a decompression stop reference(S15); and outputting the optimum restoration guideline for steam generator tube leak by evaluating whether a stop margin degree as a compatibility reference is secured(S17,S19).
Abstract translation: 提供了一种开发蒸汽发生器管泄漏的最佳修复指南的方法，以通过在最短时间内恢复发电厂来提高经济效率和稳定性。 制定蒸汽发生器管泄漏的最佳修复指南的方法包括以下步骤：输入用于发电厂系统分析和建模的初始条件（S1，S3）; 构建事故情景（S5）; 通过比较发电厂的运行数据来验证和计算过电流（S7）; 确定有助于蒸汽发生器的泄漏降低效果的分析类型（S9）; 分析事故情况（S11）; 执行分析以确定蒸汽发生器管泄漏的最佳恢复准则的应用范围（S13）; 计算作为减压停止基准的最低过冷限制（S15）; 并通过评估是否确保作为兼容性参考的停止裕度度来输出蒸汽发生器管泄漏的最佳恢复指南（S17，S19）。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：KR1020070046643A
公开(公告)日：2007-05-03
申请号：KR1020050103501
申请日：2005-10-31
Applicant: 한국전력공사
CPC classification number: G06Q50/10 , G06Q30/0278 , G06Q50/26 , Y02E30/00
Abstract: 이 발명은, 이상유체가 포함되어 제어가 복잡하고 유출유량과 유입유량의 변화가 많이 요구되어 제어에 어려움이 있는 압력용기의 수위제어를 위한 최적의 프로그램을 개발하기 위하여 발전소 압력용기에서 발생하는 열수력 현상을 모사하고 실제 수위제어시 적용하여 최적제어가 되도록 수위 제어프로그램을 평가할 수 있으며, 원자력발전소에서 증기발생기 수위제어를 원활히 하기 위해 평가 프로그램을 만들고, 이 프로그램을 통해 수위의 안정성을 이루면서 원자로정지를 방지하기위한 수위제어프로그램을 원자력발전소에 적용할 수 있으며, 수위제어 프로그램 최적화의 수단으로 프로그램 입력을 증기유량 계단파 증가/감소 입력, 증기유량 사인파 입력, 증기유량 완만한 증가/감소 입력, 기준 수위 계단파 증가/감소 입력을 사용하여 여기에 안정된 프로그램을 개발함으로써 발전소의 어떠한 과도상태에서도 발전소의 정지를 방지할 수 있는 증기발생기 수위 제어프로그램을 개발할 수 있는, 압력용기 수위제어 프로그램 평가 방법에 관한 것으로서,
수위제어 프로그램의 코드에 관한 절차로서 시뮬레이션은 ACSL(Advanced Continuous Simulation Language) 코드를 이용하여 발전소 시뮬레이션을 통해 수행되며, 증기발생기 및 증기발생기 수위제어계통의 상세내용을 포함하고 있으며 아날로그 및 개선된 디지털주급수제어계통의 설정치 최적화를 위한 제1 단계와, 입력변수에 관한 절차로서, 증기발생기 수위제어계통 설정치 및 시정수는 현장에서 적용하고 있는 설정치 및 시정수를 분석에 사용하며 제어거동 특성을 평가하기 위해 각 설정치 및 시정수에 대해 민감도 분석을 수행하는 제2 단계와, 평가 가정조건에 관한 절차로서, 증기발생기 수위제어계통은 자동모드에 있다고 가정하고, 증기발생기 및 주급수제어계통 모델링은 상세하게 분석되는 반면 일차측 및 원자로 반응도 모델 등은 간략히 모사하며, 발전소 운전변수는 최적값을 적용하며, 50%, 10% 단계 출력변동은 급격하게 일어나는 것으로 가정하는 제3 단계와, 증기발생기 수위 설정치의 최적화를 달성하기 위한 과도상태 시나리오에 관한 절차로서, 대형 출력감소 시나리오에 대해서는 상한/하한 평균온도, 증기발생기 관막음률, 연료 교체 주기초/주기말, 급수온도 및 증기발생기 수위제어계통 설정치에 대해 민감도분석을 수행하는 제4 단계와, 제3단계에서 결정된 운전변수를 이용하여 다음의 분석을 수행하여 최적의 설정치를 결정하며,증기발생기 기준 수위 설정치 단계 변동은 20%, 40%, 100%출력에서 5% 수위 설정치 단계 증가/감소 분석을 수행하며, 주급수펌프 상실 분석을 수행하며 곡선형 출력변동에 대한 사인파 함수 출력변동 분석을 수행하는 제5단계와, 증기발생기 수위제어계통에 대한 설정치 최적화 및 검증을 위한 분석절차에 관한 절차로서, 제한적인 과도유형을 결정하기 위해 증기발생기 수위제어계통 설정치 및 여러 발전소 운전조건에 대해 대형 출력감소 분석을 수행하며, 최적 설정치 조합을 결정하기 위해 현행 설정치 조합을 포함한 다양한 설정치 조합으로 대형 부하감소 분석을 수행하며, 대형 출력감소 분석결과를 바탕으로 결정된 발전소 운전조건 및 설정치 조합에 대해 10% 출력 단계 변화에 대한 분석을 수행하며, 위에서 결정된 설정치 조합에 대해 증기발생기 수위 설정치 단계변동에 대한 분석을 수행하며, 위에서 결정된 설정치 조합에 대해 주급수펌프 상실에 대한 분석 을 수행하는 제6단계와, 시나리오 분석의 허용기준에 관한 절차로서 출력변동 등의 과도상태에서 안정적인 증기발생기 수위제어계통 요건을 평가하는 제7단계와, 제7단계의 평가결과를 바탕으로 발전소에 적용하기위한 최적제어프로그램을 결정하는 단계를 포함하여 이루어진다.
압력용기, 수위제어, 주급수펌프, 최적 제어 프로그램, 증기발생기-
公开(公告)号：KR101083109B1
公开(公告)日：2011-11-11
申请号：KR1020080107668
申请日：2008-10-31
Applicant: 한국전력공사
Abstract: 본발명에따른합성가스생산장치는이산화탄소와고온증기가셀로공급되며, 이를통해일산화탄소및 수소를생성하는전해조와, 상기전해조내부에증기밀도, 수소유량및 전기분해셀의전류를계측하는유량계측시스템과, 상기전해조로부터가스가누설될경우에폭발위험치이하에서유지되도록조절하며, 환기설비가갖추어진공간에배치되는가스안전시스템과, 상기가스유량, 전압, 각셀당전위차가저장되고화면에표시되도록설계되는데이터취득시스템과, 상기이산화탄소와증기를질량유량제어기를통해일정한온도와압력으로조절되도록제어하는유량제어시스템과, 상기수소, 증기및 이산화탄소의온도및 압력을계측하며, 상기수소, 증기및 이산화탄소의온도및 압력을제어하는온도및 압력제어시스템과, 상기전해조로부터방출되는기체의열을회수하는적어도하나이상의열회수시스템과, 상기수소생산및 전력생산을동시에수행할수 있도록설계된원전구성체계시스템과, 상기원전구성체계시스템과연결되어음극과양극에열을제공하는중간열교환기와, 상기원전구성체계시스템과연결되어있는상기중간열교환기로부터열을공급받아공기를가열하는양극중간열교환기와, 상기중간열교환기로부터열을받아증기와이산화탄소를가열하는음극중간열교환기와, 상기음극에서생성된합성가스를저장하는합성가스저장탱크와, 상기합성가스를액체합성연료로변환처리하는화학공정플래트와, 상기화학공정플랜트로부터생성된액체합성연료를저장하는액체연료저장탱크와, 상기전해조, 유량계측시스템, 가스안전시스템, 데이터취득시스템, 유량제어시스템, 온도및 압력제어시스템, 열회수시스템, 양극중간열교환기, 중간열교환기, 음극중간열교환기, 원전구성체계시스템, 합성가스저장탱크, 화학공정플랜트, 액체연료저장탱크의운전및 안전관리에활용할수 있도록주요변수를전산모니터에지시하는주요변수지시계통시스템을포함하는것을특징으로한다.
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公开(公告)号：KR1020090032374A
公开(公告)日：2009-04-01
申请号：KR1020070097559
申请日：2007-09-27
Applicant: 한국전력공사
Abstract: An analysis method for determining operator's limited management time when coolant loss accident occurs is provided to extend operator's limited management time by adopting an optimized safety interpretation code system and analyzing the system based on a nuclear power plant system modeling. An optimized accident interpretation code is selected(S1), and generating station's system modeling loops are inputted(S2). The degree of danger is analyzed in each operational mode, and the direction is determined based on the degree(S3). Limitation types are set up through the analysis when coolant loss accident occurs(S4). Satisfactory criteria are set up according to the analyzed limitation types(S5). The accidental conditions of a normal state is set up(S6), and the accidental conditions of an abnormal state is set up(S7). When coolant loss accident occurs, the management time of an operator who operates safe injection is analyzed(S8). The management time is determined(S9), and the influence of main variables is analyzed(S10).
Abstract translation: 通过采用优化的安全解释代码系统和基于核电站系统建模的系统分析，提供了确定操作人员出现冷却剂损失事故时限制管理时间的分析方法，以扩大操作者的有限管理时间。 选择优化的事故解释码（S1），并输入发电站的系统建模回路（S2）。 在每个操作模式下分析危险程度，并根据程度确定方向（S3）。 当发生冷却剂损失事故时通过分析设置限制类型（S4）。 根据分析的限制类型建立满意的标准（S5）。 建立正常状态的意外情况（S6），建立异常状态的意外状态（S7）。 当发生冷却剂损失事故时，分析操作安全喷射的操作者的管理时间（S8）。 确定管理时间（S9），分析主要变量的影响（S10）。
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公开(公告)号：KR100827567B1
公开(公告)日：2008-05-07
申请号：KR1020060106090
申请日：2006-10-31
Applicant: 한국전력공사
IPC: G21C17/10 , G21D3/04 , G21C17/104 , G21C17/00
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C17/10 , G06F17/5009
Abstract: A method for monitoring core cooling of a nuclear power plant without an RVLIS(Reactor Vessel Level Indication System) is provided to cope with an event by reducing an event recognition time and improving accuracy of event diagnosis. A method for monitoring core cooling of a nuclear power plant without an RVLIS includes the steps of: setting an event tree according to a temperature of a core outlet thermocouple in case of an event of the nuclear power plant(S100); analyzing the event by using a computer code in analyzing a thermal hydraulic system(S300); classifying event types and determining an event scenario in case of an event after selecting event development obstructing the core cooling with the event tree according to stability by the computer code(S400); setting a standard for monitoring the core cooling by analyzing the event scenario according to the temperature of a core outlet of the event tree based on a super-cooling temperature of the core outlet thermocouple(S500); and evaluating relevancy of a power plant operation strategy based on the standard for monitoring the core cooling(S600).
Abstract translation: 通过减少事件识别时间和提高事件诊断的精度，提供了一种不使用RVLIS（反应堆血浆水平指示系统）监测核电厂核心冷却的方法。 一种用于监视没有RVLIS的核电站的核心冷却的方法包括以下步骤：在核电站发生事件的情况下，根据核心出口热电偶的温度设置事件树（S100）; 通过使用计算机代码分析热液压系统来分析事件（S300）; 分类事件类型，并根据计算机代码的稳定性，选择事件树开关阻止核心散热后事件发生时确定事件场景（S400）; 通过基于芯出口热电偶的超冷却温度，根据事件树的核心出口的温度分析事件情景，设定监控核心冷却的标准（S500）; 并根据监控核心冷却的标准评估电厂运行策略的相关性（S600）。
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10.发明授权
公开(公告)号：KR100991689B1
公开(公告)日：2010-11-03
申请号：KR1020080096002
申请日：2008-09-30
Applicant: 한국전력공사
IPC: G21C17/017 , G21C17/00
Abstract: 증기 발생기의 열수력적 분석을 수행하여 임계 유로홈 막힘량을 산출하는 제 1 단계; 유로홈 막힘량에 따른 유량 순환율로부터 광역수위 변화량을 산출하여 유로홈 막힘량과 유량 순환률간의 관계를 산출하고 광역수위 변화량과 유로홈 막힘량 간의 상관관계를 도출하는 제 2 단계; 광역수위 계측자료를 분석하고 제 2 단계에서 구한 광역수위 변화량과 유로홈 막힘량 간의 상관관계를 이용하여 광역수위 계측치에 해당하는 실제 유로홈 막힘량을 산출하는 제 3 단계; 및 제 1 단계에서 산출한 임계 유로홈 막힘량과 제 3 단계에서 산출된 실제 유로홈 막힘량을 비교하는 제 4 단계;를 포함하는 증기 발생기 광역수위 계측치를 이용한 관 지지판 유로홈 막힘 진단방법이 제공된다.
증기 발생기, 열수력적 분석, 유로홈 막힘량, 광역수위, 유량 순환율
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