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노희영;황경모;진태은
- Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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- 1997.05b
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- pp.532-537
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- 1997
최근 세계 각 국에서는 노후된 원전의 연장운전과 관련하여 주요기기의 손상진단 또는 수명평가를 통한 지속적인 안전성 보장과 원전의 정비계획 수립, 효율적인 원전이용 등을 위하여 기기의 손상평가 및 성능감시를 수행할 수 있는 각종 감시시스템을 개발하고 있다. 국내의 경우도 발전소 가동년수 증가와 함께 안정적인 전력수급을 위해 연장운전에 대한 타당성 검토를 수행한 바 있으며, 그 후속연구도 진행될 예정으로 있어 발전소를 구성하고 있는 주요 기기의 안전성 확보와 신뢰도 향상이 요구되고 있다. 이러한 측면에서 Prototype 형태로 기기 건전성 평가에 활용할 수 있는 과도상태, 조사취화, 피로손상, 균열성장 및 부식손상 평가모듈을 개발하고, 이를 통합하여 원자력 발전소 종합 진단감시시스템을 구축하였다.
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이성호;정백순
- Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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- 1997.05b
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- pp.483-488
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- 1997
원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.
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박익근;김현묵;박은수;박윤원;강석철;최영환
- Proceedings of the Korean Reliability Society Conference
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- 2001.06a
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- pp.245-255
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- 2001
원전 가동전/가동중검사 결과의 신뢰도(reliability)는 원전 배관기기의 건전성에 직결되는 것으로써 결함 발견 시 적용되는 파괴역학해석(FMA)은 비파괴검사 결과에 대한 100%의 신뢰를 전제하고 있다. 그러나 비파괴검사가 어느 정도 신뢰성을 가지고 있는지에 대한 평가가 국내에서는 거의 수행된 바가 없었다. 따라서, 본 연구에서는 원전의 비파괴검사 규제 요건의 기술적 근거를 확보하고, 원전 기기 건전성 평가 및 안전성 향상을 위한 합리적 규제지침을 수립하기 위하여 국내 원전 가동중검사(ISI)에 적용되거나 일반 산업계에 적용되고 있는 초음파탐상검사에 대하여 기량검증 Round Robin Test에 의한 통계적 신뢰도를 평가하고자 한다. 이를 위해 초음파검사 PD-RRT 결과의 통계적 신뢰도 평가 모델을 고찰하고, 결함검출성능 평가, 결함크기 측정 평가, 팀 오차 분석 등 초음파검사 PD-RRT 결과의 통계적 신뢰도를 평가하였다.
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Eom, Heung-Seop;Kim, Jae-Hee;Song, Sung-Jin;Kim, Young-H.
- Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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- v.24 no.4
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- pp.331-340
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- 2004
Deployment of an advanced on-line monitoring of the component integrity offers a prospect of improved performance, enhanced safety, and reduced overall cost for nuclear power plants. Ultrasonic guided waves have been known as one of the promising techniques that could be utilized for on-line monitoring. The present work is aimed at developing a new method for on-line monitoring of the pipes during the operation period of nuclear power plants. For this purpose, the steam generator (S/G) tube was selected as an object of tile experiment. Dispersion corves and the incident angles corresponding to the specific modes were calculated for the S/G tube. The modes of guided waves were identified by the time-frequency diagrams obtained by the short time Fourier transform. It was experimentally confirmed that there was no mode conversion when the ultrasonic guided waves passed over the curved region of the S/G tube. An optimum mode of guided wave for the S/G tube was suggested and verified by the experiment.
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민경성;한규성;박순희
- Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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- 1995.10a
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- pp.437-443
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- 1995
국내, 외에서 원자력발전소의 주요 구성 기기인 증기발생기의 세관 건전성과 관련 설계개선을 위한 연구가 활발히 진행되고 있다[2,3,4,5,6]. 현재 가동중인 발전소에서는 개선된 증기발생기로 교체하고자 하는 검토가 이루어지고 있으며, 설계중인 발전소에서는 중기발생기의 건전성을 향상시키기 위한 노력이 진행되고 있다. 본 논문에서 기존에 조사되고 검토된 자료를 바탕으로 [2] 현재까지 주로 사용되어온 증기발생기의 세관 재질을 인코넬 600 MA(mill annealed)로 사용할 때 40년 수명동안 증기발생기의 건전성을 보장할 수 있는 고온관의 온도를 분석한 결과 적절한 온도가 607$^{\circ}$F(319.4$^{\circ}C$)임을 알았다. 그리고 이 온도를 반영할 때 계통설계에 영향을 주는 설계사항에 대하여 검토하였고, 추가로 인코넬 600 MA보다 고온조건에서 건전성이 양호한 인코넬 690 TT(thermal treatment)를 사용할 때 설계에 미치는 영향도 검토하였다. 이러한 분석결과는 추후 국내 원자력발전소에서 보다 증기발생기의 건전성을 보장하기 위해 설계개선을 하고자 할 때 기초 자료가 되리라 판단한다.
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