• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.242-247
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• 1995

원자력발전소에서 사용하는 ASME 코드펌프는 관련법규 및 기술기준에 따라 주기적으로 가동중시험을 수행함으로써 펌프의 운전가능성(operability)을 확인하도록 되어 있으며, 이러한 내용이 최종안전성분석보고서의 기술지침서에 명시되어 있다. 고리 1호기의 경우, ASME Sec. XI의 관련 규정이 1979년 Winer Addenda에서 변경되어 이를 따를 경우 매 3개월마다 가동중 시험을 수행하면 되도록 되어 있으나, 이러한 사항이 기술지침서에 명시적으로 반영 되어있지 않아 현재까지 종전 규정에 따라 매월 가동중 시험을 수행하고 있다. 따라서 본 연구는 고리 1호기 ASME 펌프의 가동중 시험주기를 1개월에서 3개월로 완화시키기 위한 기술적인 근거를 확보하기 위하여 10 CFR 50, ASME 코드 Sec. XI 및 III등 관련 법규 및 기술기준과 고리 1호기를 비롯한 유사발전소의 기술지침서, 표준기술지침서 및 지침서 개선연구결과 등과 고리 1호기 현장에서의 시험기록을 조사하였다. 이러한 검토를 통하여 가동중 시험주기를 매 3개월마다로 완화하는 것이 타당하다는 결론을 얻었으며, 그 근거로는 법규 및 기술기준에의 적합성, 유사발전소 및 표준기술지침서에서의 적용 사례, NRC의 개선연구결과의 권고사항 및 현장시험기록자료의 안정성 등을 들 수 있다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.05a
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• pp.339-345
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• 1998

원자력발전소는 발전소의 안전성 확보를 위해 대기중인 계통의기기(component)들을 가동중에 주기적으로 시험하고 있다. 시험 대상은 주로 미국 기계학회(The American Society of Mechanical Engineers: ASME)에서 정해진 안전등급 1.2,3급의 밸브나 펌프 등으로서, 원자력 발전소를 안전하게 정지시키거나 정지상태를 유지시기는 또는 사고를 완화시키는 기능과 관련돼 있는 기기들이다. 국.내외 원자력 발전소의 안전성 관련 기기들에 대해 수행되는 가동중시험(In-Service Test: IST)의 요건 및 주기 등은 대부분 ASME코드 규정을 근거로 하고있다. (중략)

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.29-41
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• 1997

원자력발전소에서 사용하는 ASME 코드펌프는 관련법규 및 기술기준에 따라 주기적으로 가동중 시험을 수행함으로써 펌프의 운전가능성(operability)을 확인하도록 되어 있으며, 이러한 내용이 최종 안전성분석보고서의 기술지침서에 명시되어 있다. 고리 1호기의 경우, ASME Sec. XI의 관련 규정이 1979년 Winter Addenda에서 변경되어 이를 따를 경우 매 3개월마다 가동중 시험을 수행하면 되도록 되어 있으나, 이러한 사항이 기술지침서에 명시적으로 반영 되어있지 않아 현재까지 종전 규정에 따라 매월 가동중 시험을 수행하고 있다. 따라서 본 보고서는 고리 1호기 ASME 펌프의 가동중 시험주기를 1개월에서 3개월로 완화시키기 위한 기술적인 근거를 확보하기 위하여 10 CFR 50, ASME 코드 Sec. XI 및 III 등 관련 법규 및 기술기준과 고리 1호기를 비롯한 유사발전소치 기술지침서, 표준기술지침서 및 지침서 개선연구결과 등과 고리 1호기 현장에서의 시험기록을 조사검토하였다. 이러한 검토를 통하여 가동중시험주기를 매 3개월 마다로 완화하는 것이 타당하다는 결론을 얻었으며, 그 근거로는 법규 및 기술기준에의 적합성, 유사발전소 및 표준기술지침서에서의 3개월 주기 적용 사례, NRC의 개선연구결과의 권고사항 및 현상시험기록자료의 안정성 등을 들 수 있다.

• Journal of the KSME
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• v.16 no.4
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• pp.19-25
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• 1976

가동검사의 검사결과는 이미 전에 실시한 가동중검사 결과와 비교 검토하게 된다. 비교 검토한 결과, 변화가 일어나지 않았으면 그것으로 좋으나, 만일 변화가 일어났다면 그 검사 결과를 평가 하여 어떠한 조치를 취할 것인가를 결정하게 된다. 이 경우 조치라 함은 어떤 변화가 일어난 부 분을 수리, 대체하거나, 또는 다음 검사 기간까지는 구조적 건전성에 관계 없다는 것이 확실히 규 명될 경우, 방치하는 것 등을 말한다. 그러나, 가동중검사에는 이미 언급하였듯이 그전의 검사 결 과와 비교 검토하게 되는데, 그때에 기초가 될 자료가 필요하다. 그래서 발전소의 일차냉각계통에 대한 수압시험이 완료되면 가동전검사(Pre-Service-Inspection)-사용점검사라고도 한다-를 수행 하여 가동중검사에 대한 기초자료로 삼는다. 가동점검사는 가동중검사 때에 상호 비교검토할 기 초 자료를 취하는 것이 목적이므로, 가동전 검사시의 검사방법 및 기술 등을 포함한 검사조건은, 앞으로 시행될 가동검사때의 예측되는 검사조건과 될 수 있는대로 동일한 상태가 되도록하여 그 검사결과 치를 비교함에 있어, 일어난 변화는 진정으로 원자료를 가동함에 의해 일어났다는 것을 보증할 수 있도록 하여야 한다. 이에 따라 특히 가동에 따라 접근하여 검사할 수 없는, 방사능의 오염될 부분의 가동전 검사에서도 가동중 검사시에 사용될것으로 예상되는 종류의 원격조정장치 룰 사용하여 비파괴검사를 사용하고 그 기록을 유지보관하여야 한다.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.309
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• pp.63-67
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.725-730
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• 1998

가동중 원자력 발전소들에서는 압력격리밸브들에 대한 기술지침서 감시시험요건과 가동중 시험 규제요건을 충족시키기 위하여 누설시험을 일정 주기로 수행하고 있다. 동 주기시험은 ASME Ba&PV Code Sec. Xl IWV-3420 또는 ASME ON Code ISTC(Part 10) 4.2.2절의 운전에 부합되는 방법과 절차에 따라 이루어지도록 규정되어 있다. 이러한 주기시험의 근본 목적과 시험방법 및 절차요건에 대한 기술적 근거의 이해는 동 시험활동의 성과를 높이는데 큰 도움이 될 것임에 틀림없다. 따라서, 본 논문에서는 압력격리 밸브들에 대한 누설시험 목적 및 시험요건의 기술적 근거를 소개하였으며, 잠재적 문제점들을 도출하여 분석 검토하고 적절한 대처 방안을 제시하였다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.178.2-178
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• 2002

• Proceedings of the Korean Reliability Society Conference
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• 2011.06a
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• pp.125-130
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• 2011

발전 설비는 기대 수명동안의 안정성을 확보하기 위하여 해당 규격에 부합하도록 설계하여 건설된다. 하지만 가동 중 다양한 복합 환경에 노출됨에 따라 구조물을 이루고 있는 재료의 열화 현상이 가속화되어 예기치 못한 파손이 발생할 수 있다. 기계적 물성은 재료의 기계적 거동을 나타내는 주요 척도가 되며 이는 신뢰성 및 안전과 직결된다. 하지만 기존의 역학물성을 측정하는 대부분의 시험법들은 특정 크기의 시편을 요구하고 파괴적인 시험법이기 때문에 가동 중 시설물에 적용하기가 불가능하였다. 이러한 한계점을 극복하고자 비파괴적이고 정량적인 시험이 가능한 연속압입시험법이 최근 각광받는 시험법으로서 많은 연구자들에 의해 연구되고 있다. 이 시험법은 시험 대상물의 형상에 제약을 받지 않으며 시험 절차가 매우 간단하다는 장점을 가진다. 또한 대상의 국소 부위에 시험할 수 있어 취약 부위 판별이 가능하다. 본 연구에서는 대표응력-대표변형률 기법을 통하여 인장물성을 평가하고, 압입 하중 차이를 이용하여 소재에 존재하는 잔류응력을 평가하는 기법을 소개한다. 또한, 연속압입시험을 이용하여 실제 발전소 파이프의 취약부위로 알려진 용접부에 대하여 인장물성 및 잔류응력을 측정함으로써 실제 산업체의 신뢰성 평가가 적용할 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.173-173
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• 1998

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.14 no.1
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• pp.39-47
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• 1994

원자력발전소의 상온수압시험에는 여러가지 목적이 있으며 그 중에서 가장 중요한 것 중 하나는 원전 주요 기기로부터의 누설여부를 알아내는 것이다. 동 시험에서 누설 여부를 알아내기 위해 현재 국내에서는 미국 규격에 따라 육안검사를 수행하고 있으나 프랑스의 경우, 음향방출 누설시험과 육안검사를 수행토록 하고 있다. 저자는 1992년과 1993년 중국 광동 원전 1, 2호기의 가동전검사에 참여하여 프랑스의 RSEM 규격에 따라 실시된 상온수압시험시의 음향방출 누설시험과 누설 육안검사에 대하여 기술 지원 업무를 수행하였다. 동시험에서는 시험 최고 압력인 228bar에서는 음향방출 누설 감시시험과 누설 육안검사를, 감압단계인 155bar 에서는 누설 육안검사를 수행하였다. 본고에서는 동 규격에 따라 최초로 수행된 중국 광동 원전 가동전검사 수압시험시의 음향방출에 의한 누설감시와 누설 육안검사에 대해 검사 기술, 검사 방법, 검사 절차, 그리고 검사 대상부위 등을 기술하였다.