Since in-core flux thimble tube wear the due to flow-induced vibration could degrade the integrity of nuclear reactor, the effective detection and interpretation of the wear is important. In order to establish an inspection technique for thimble tubes, an eddy current experiment was performed to determine the optimum test frequency, defect sensitivity and evaluation accuracy. Eddy current probes were designed and fabricated with a theory. Specimens with artificial defects were fabricated using electro discharge machining method. The results from inspection technique developed and on-site inspection showed good applicability.
원자력발전소에서는 기기, 배관 및 각종 지지구조물 등 설비에 대하여 시간의 경과에 따른 취약화 정도를 측정하기 위하여 대략 15개월을 주기로 호기별 비파괴검사로 감시 및 평가하는 가동중검사를 실시한다. 증기발생기, 주복수기와 같은 세관으로 구성된 설비는 와전류탐상검사를 수행하여 신호데이터를 취득하고 건전성 여부를 평가한 다음 그 결과를 Optical Disk에 신호데이터와 함께 저장한다. 본 논문에서는 저장된 방대한 양의 검사 결과 파일을 추출하여 데이터베이스로 구축하고, 행열 수량, 모양, 방향 및 열번호 부여방법이 상이한 다양한 배열 형태의 세관 Map을 편집하여 사용자 요구에 따라 검사정보를 색상 Tube로 Mapping 처리하여 세관의 상태, 검사이력, 결함성장률 및 변화추이 분석을 시각적으로 파악할 수 프로그램 구현 사례를 소개한다.
In this paper, a numerical analysis algorithm of eddy current testing(ECT) for heat exchanger tube with axi-symmetric defects using finite element method(FEM) is presented. In the ECT FEM analysis, we used trianglular and rectangular elements for exact signal of ECT for variable shape of defects. This paper presents a systematic and efficient numerical analysis algorithm for ECT. We employ the LU decomposition and Cholesky method for solving the system matrix. This numerical analysis algorithm is effectively applied to heat exchanger tube with defects.
Flexible ECT (eddy current array) probe를 사용하여 판재 및 용접부에 존재하는 notch 결함을 MS-5800E와 OmniScan MX 장비로 검출능력을 비교하고, 주파수와 lift-off를 변수로 신호의 특성을 비교하고자 하였다. 실험 결과, 500, 1000, 1500 kHz를 사용하였을 때 notch 깊이가 증가할수록 신호의 진폭이 증가하는 것으로 나타났고, lift-off 변화에 따른 신호의 진폭은 선형적으로 감소하였다. 또한 용접부 결함은 probe와 시험체의 접촉면에 밀접한 관계가 있다. Probe와 시험체의 접촉면이 양호한 경우 검출감도가 우수하고 그렇지 않은 경우에는 검출감도가 떨어지는 것을 알 수 있었다.
Press rolls are constantly exposed to physical and heat stresses on their surface and are prone to crack, bruise, and spall if the accumulated stress goes beyond the critical point. Such surface phenomenon can cause them to lose their functionality and eventually lead to a halted production line. Eddy current testing can be considered a useful method to investigate the surface of the roll. The method involves the application of a high intensity magnetic field onto the surface of the roll, and thereby finding any early stage of possible defects. When the method was applied for roll inspection, the cross section of the sensor was regulated as per the overall testing speed. A smaller cross sectional area implied a better resolution but a longer testing time. In this paper, a convenient method to increase both overall system resolution and inspection speed of eddy current roll inspection is suggested by using a devised array sensor structure.
In the examination of Steam Generator (SG) tube in Nuclear Power Plant (NPP) Eddy Current Testing (ECT) probes play an Important role in detecting the defects. Bobbin probe and Rotating Pancake Coil (RPC) probe is usually used for the inspection of SG tube. Bobbin probe is good at high speed inspection, but ability of detection of circumferential defect is very weak. On the contrary RPC probe, which moves for inspection in the direction of axial and circumferential simultaneously, has very slow inspection speed, but it was excellent detection capability fur small cracks, which is hardly detected by bobbin probe. Many examinations of SG tube examination of NPP are achieved during short period. Therefore, solution about this must develop probe of new form for examination performance and examination time shortening of other probe. In this paper, analyzed technological present condition of Bob-bin probe and RPC probe been using in Nondestructive Testing (NDT) for SG tube defect detection and Appeared about background theory and view of developed probe newly.
원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.
원전 증기 발생기 세관의 MRPC probe 신호를 검사하고 평가하기 위해서는 일반적으로 Combo 표준 보정 시험편 신호가 신호 보정을 위해 사용된다 이렇듯 Combo 표준 보정 시험편 신호는 신호 평가에 중요한 영향을 미치지만, probe 상태나 관 주위의 여러 요소에 의해 쉽게 영향을 받기 때문에 결함 평가 요소인 신호의 크기 값과 위상각을 왜곡시킬 수 있다. 따라서 본 연구는 이런 문제점을 극복하기 위해 Combo 표준 보정 시험편의 실제 신호를 모사 신호로 대체하는 가능성을 알아보기 위해 실험을 해 보았다 이를 위해 MRPC probe와 Combo 표준 보정 시험편의 특성을 조사하였으며 계산 수행을 위해 체적 적분 방법으로 계산되는 상용 전자기 해석 프로그램인 VIC-3D를 사용하였고 모사 신호를 생성한 후 실험 신호와 비교를 통해 신호의 정확성을 확인하였다. 마지막으로, 모사 신호를 이용한 결함 평가를 위하여 실제 결함과 가공 결함에 대해 위상각과 크기 값의 항목으로 평가하여 실제 결함 평가자에 의한 결과와 비교하였다.
본 연구는 콘크리트내의 철근의 굵기와 깊이를 동시에 측정할 수 있는 기술 개발에 관한 것이다. 개발된 탐촉자는 기존의 철근 탐지기와 다른 구조를 지니는데 감지 코일이 세 개로 구성되어 있다. 따라서 세 가지 신호를 동시에 측정하여 분석함으로써 철근의 굵기와 깊이를 분석하도록 되어 있다. 탐촉자 내 코일의 전압과 위상 변화를 임피던스 분석기를 이용하여 조사하고 그 전달함수의 괘적을 분석하였다. 여기 코일 내부에 장착된 감지 코일은 알려진 바와 같이 단순한 변화 형태를 나타내었으나 여기 코일 밖에 장착된 코일의 경우 변화 곡선이 복잡하였다. 실제 철근탐지 실험은 일반 와전류 탐상기를 이용하였는데 여러 가지 철근의 굵기와 깊이에 대하여 실험하였다. 철근 깊이에 따른 신호 변화는 임피던스 분석기에 의한 전달함수 변화에서 나타낸 것과 비슷한 경향을 나타내었으며 감지 코일마다 다른 전압의 변화를 이용하여 철근의 굵기와 깊이의 동시 측정이 가능하였다.
원자력발전소 가동중 검사의 일부로서 계획예방정비 기간중 수행되는 ECT 검사작업은 작업자의 과피폭 우려로 인해 방사선안전관리 대상으로 비중을 두고 관리감독이 이루어지고 있다. 정기적으로 반복되는 검사수행경험 사례 분석의 결과, ECT 검사작업 완료후 피폭결과가 방사선안전관리 목표선량을 상회하는 경우가 상당수 나타나고 있어서 개인별 피폭선량관리가 쉽지않고 방사선작업허가서 발급에도 지장을 초래하는 것으로 나타났다. 검사자의 피폭선량 저감을 위한 세심한 방사선작업계획 수립과 최적화된 방사선방호대책마련을 위한 지속적인 방사선작업 관련 자료 축적도 중요하다고 판단되나, ECT검사 방사선작업계획의 기본요소인 작업내용 및 작업소요시간, 작업인원에 대한 검토와 논의는 미미한 실정이다. 방사선작업계획 수립의 근간을 이루는 예상피폭선량표에 포함될 검사작업내용과 검사자 작업소요시간에 대하여 반복시험과 사례분석 결과를 제시하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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