지금까지의 CANDU 사고이력과 관련된 문제점을 살펴보면 핵연료 채널의 부적절한 설계 및 설치 그리고 부적절한 압력관 가동조건 등에 많은 문제점이 있었다. 이러한 의미에서 CANDU의 안전성은 압력관의 건전성으로부터 확보된다 하여도 과언이 아니다. 그러나 CANDU에서 차지 하는 중요성에 비추어 압력관의 사용환경은 매우 열약하다. 따라서 가동중 압력관 건전성 위협 요인에 대한 정기적인 검사, 시험 및 평가는 CANDU 안전성확보의 첫걸음이 된다. 특히 건전 성평가에 필요한 주요자료가 압력관 인출시험결과로부터 확보됨을 고려할 때 압력관 인출시험을 국내에서 수행할 수 있는 능력을 확보하는 것 또한 우리에게 부과된 과제라 할 것이다.
초음파검사 시스템은 검사자, 검사장비, 검사절차서로 구성되어진다. 따라서 각각의 구성의 성능에 따라 초음파검사의 신뢰도가 좌우되며, 또한 검사환경이나 검사체의 재질, 결함의 유형에 따라서도 검사의 신뢰도는 영향을 받게된다. 이러한 다양한 인자들로 인해 비파괴검사의 신뢰도를 평가하는 것이 쉽지 않다. 본 연구에서는 로지스틱 모델과 몬테 카를로 시뮬레이션을 이용하여 초음파검사의 신뢰도를 척도할 수 있는 검출확률을 평가하고자 한다. 신뢰도 평가의 유용성을 검증하기 위해 원진배관에 대한 순회시험의 데이터에 신뢰도 평가 모델을 적용하였다.
원자력발전소 배관 용접부에 대한 수동 초음파검사는 KPD(Korean Performance Demonstration)의 일반 절차서를 사용하여 기량 검증을 인정받고 있으나, 자동 초음파검사의 경우에는 일반 절차서가 없으며 해당 자동 검사 장비를 이용하여 절차서 기량 검증을 받아야 한다. 현재까지 국내에서 수행되고 있는 자동 초음파검사에 대한 절차서 기량검증은 대부분 펄스-반사기법을 적용한 절차서이나, 최근에 각광받고 있는 위상배열 초음파검사 기법을 이용한 절차서 기량검증은 국내에서 시행된 사례가 전무하다. 본 연구에서는 원자력발전소 가동중검사에 위상배열 초음파검사 기법을 적용하기 위하여 위상배열 초음파 신호취득 및 평가 소프트웨어를 개발하고 위상배열 초음파 탐촉자 및 웨지를 설계 하였다. 개발된 절차서에 대하여 결함 검출, 길이 및 크기 측정에 대한 기량검증을 수행하였으며, 검증된 위상배열 초음파탐상검사 절차서는 향후 원자력발전소 배관 용접부 검사에 적용할 예정이다.
가동중조사(ISI)에 적용되는 ASME-MI 의 1974년 Edition에 ISI시 검출된 흠함을 평가하는 절 차가 제시되었다는 것은 이미 언급한 바 있다. 가동중검사의 개념은 ASME-III에 따라 건설된 부품이라 하더라도 원자력발전소의 온 수명기간동안 또는 정해진 수명기간동안 재료 내부에 흠 함이 전혀 생기지 않는다거나 또는 성장하지 않는다고 볼 수 없다는데 에 근거를 둔 것이다. 즉, 부품을 건설할 때 ASME-III의 규정에 따라 수행한 비파괴시험(nondestructive examination)에 의하여 합격된 부품이라 할지라도 시험방법의 유효성 및 합격기준등에 의하여 발견되지 않았 거나, 발견되었더라도 합격된 흠합등이 있을 수 있다. 이러한 흠함들이 원자로의 가동과 더불어 성장하거나, 또는 부품의 사용조건에 따라 흠함이 새로이 발생할 경우는 RCPB의 구조적 건전성 및 안정성은 위협을 받게된다. 이에 대처하기 위하여 원자력발전소의 전수명기간의 통하여 정 기적으로 ISI를 수행해 줄 것이 10CFR50의 50, 55a, "Codes and Standards"에 법적으로 명문 화되어 있다. ISI 시발견된 흠함은 그 크기를 평가하여 합격기준을 초과하는 경우에는, 흠함의 제거(removal), 항리(repair), 부품의 대체(replacement), 또는 파괴력학적인 해석에 의하여 그러한 흠함이 구조건 안전성을 손상시키지 않는다는 것을 입증해 주어야 한다. ISI 시에 검출된 흠함을 평가하고 파괴력학적으로 해석하는 규정으로서 ASME-XI에 명시된 절차는 다음과 같다.차는 다음과 같다.
최근 가상현실과 Web 3D에 대한 관심이 고조되면서 관련 연구와 기술개발이 활발히 진행되고 있다. 본 논문에서는 Web 기반에서 3차원 그래픽을 표현하는 표준언어인 VRML을 이용하여, 원자력발전소에서 주기적으로 안정성 평가를 위해 수행하는 ISI(In-Service Inspection : 가동중검사) 업무에 적용하여 가상원전 3D ISI 시스템을 개발하고 그 구현방법을 제시한다. 검사대상 기기, 배관 및 각종 지지구조물에 대한 도면확보의 작업을 시작으로 하여, 3D 모델 구축, VR Data 작성, 그래픽 관리 시스템 개발 사례와 가상면실에 의해 구현된 Scene과 각종 DB글 연결하는 Interactive 3D Visualization Tool을 개발하여 기존의 2차원적 DB 운영을 3차원 가상공간에서 운영함으로써 보다 효과적이고 효율적인 DB 운용 방법에 대해서 기술한다.
원자력발전소 기기의 구조, 건전성 확보를 위해 기기가 적절한 기술기준에 따라 제작, 설치 및 운전되고 있는지 여부를 정부가 인정한 제3자에 의해 시행되는 검사를 원자력공인검사라하며 세부적으로 기기의 제작 및 시공단계에서 수행되는 공인검사를 제작/시공공인검사, 시운전 및 운전단계에서 수행되는 공인검사를 가동전/중공인검사로 분류하여 검사를 수행하고 있다. 현재 우리 연구원에서는 월성원자력 2,3,4호기를 비록하여 울진원자력3,4호기를 비롯하여 울진원자력3,4호기, 영광원자력5.6호기에 대한 시공공인검사를 수행하고 있으며 울진원자력5,6호기와 KEDO에서 시행하는 북한원전에 대한 시공공인검사를 준비하고 있는 실정이다. 여기에서는 현재 검사가 진행중인 월성원자력 2,3,4호기 시공공인검사를 중심으로 원자력발전소 시공에 적용하고 있는 공인검사에 대해 소개하고자 한다.
원자력발전소를 비롯한 여러 산업플랜트들은 복잡한 파이프 시스템들이 필수적으로 필요한데, 이러한 파이프들 중 일부 파이프들은 안전성과 중요성을 고려하여 Over-haul 기간이나 가동 중에도 반드시 안전성 검사를 수행해야한다. 이 검사에는 검사자의 작업 공간 확보 어려움과 고위험 지역에 따른 작업환경으로 인하여 로봇을 이용한 검사 방안이 요구되고 있다. 본 논문에서는 파이프 등반 로봇을 개발함에 있어 영상을 이용한 파이프 자동 파지 기술과 로봇 원격제어 기술개발에 대하여 기술한다.
Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments.
현재 전세계적으로 퍼져있는 NMR-CT 시스템의 수를 살펴보면 약 370여기가 설치.운영되고 있으며 앞으로 계속 늘어날 전망이다. 국내에서는 1988 한국과학기술원과 금성통신에 의해 자체 개발된 2.0 Tesla 강자장 시스템이 최초로 서울대학병원에 설치 가동된 이래 여러병원에서 시스템들이 설치중에 있다. 첨단의로 진단장치로서의 핵자기 공명 영상법은 그 영상을 통하여 기존의 진단 장치보다 우월함을 증명하고 있으며 초음파 검사나 동위원소 검사 및 X선 전산화 단층 촬영술들을 장점을 두루 지니면서 그 영상법의 다양성 때문에 앞으로의 연구 및 발전에 대한 전망은 아주 밝다고 할 수 있다. 따라서 앞으로의 종합 영상 의료 진단 장치는 이 NMR-CT가 중심이 되어 발전할 것이라고 단언해도 무리한 생각은 아닐 것이다.
국내 원자력발전소의 Class1과 Class2 배관검사에 적용할 수 있는 초음파탐상 검사자, 장비 그리고 절차서에 대한 한국형 기량검증(KPD) 시스템을 구축하였다. PD 방법을 적용한 검사결과와 전통적인 dB-drop 방법을 이용한 검사결과를 상호 비교하기 위하여 Round Robin Test(RRT)를 수행하였다. RRT 결과는 PD 방법의 신뢰성이 dB Drop 방법보다 우수한 것으로 나타났다. 이러한 결과로부터 원자력발전소 가동중검사에 PD 방법을 적용함으로써 초음파탐상검사 결과의 신뢰성이 더욱 향상될 것으로 기대된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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