• 비파괴검사학회지
• /
• 제5권1호
• /
• pp.34-47
• /
• 1985

The developing country, KOREA where does not possess the natural resources for traditional energy such as oil and gas, so. The nuclear energy is the most single reliable source available for closing the energy gap. For these reason, It is inavoidable to construct the nuclear power plant and to develop technology related nuclear energy. The rate of operation in large nuclear power facilities depends upon the performance of work system through design and construction, and also the applied technology. Especially, it is the most important element that safety and reliability in operation of nuclear power plant. In view of this aspects, Nuclear power plant is performed severe examinations during preservice and inservice inspection. This study provide an automation of analysis for volumetric examination which is required to nuclear power plant components. It is composed as follows: I. Introduction II. Inservice Inspection of Nuclear Power Plant ${\ast}$ General Requirement. ${\ast}$ Principle and Methods of Ultrasonic Test. ${\ast}$ Study of Flaw Evaluation and Design of Classifying Formula for Flaws. III. Design of Automation for Flaw Evaluation. IV. An Example V. Conclusion In this theory, It is classifying the flaws, the formula of classifying flaws and the design of automation that is the main important point. As motioned the above, Owing to such as automatic design, more time could be allocated to practical test than that of evaluation of defects, Protecting against subjective bias tester by himself and miscalculation by dint of various process of computation. For the more, adopting this method would be used to more retaining for many test data and comparative evaluating during successive inspection intervals. Inspite of limitation for testing method and required application to test components, it provide useful application to flow evaluation for volumetric examination. Owing to the characteristics of nuclear power plant that is highly skill intensive industry and has huze system, the more notice should be concentrated as follows. Establishing rational operation plan, developing various technology, and making the newly designed system for undeveloped sector.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제13권3호
• /
• pp.24-30
• /
• 1993

원자력발전소 터빈 계통의 손상중에서 blade의 파손에 따른 원전의 불시 정지가 발생함에 따라 blade 균열 검출을 위한 초음파 검사의 필요성이 증가하고 있다. 그러나 터빈 blade root부 결함 탐지를 위한 초음파검사 방법은 그 형상의 복잡성으로 인하여 검사 기술이 아직 확립되지 자아 검사의 신뢰성 확보에 대한 많은 연구가 요망되고 있다. 본 연구에서는 터빈 blade에 인공 결함을 가공한 다음 초음파 검사시 복잡한 형상을 가진 blade root부 구멍 주위의 결함 검출 능력, skew angle 영향, 실제 결함과 기하학적 신호사이의 신호 구분에 대한 내용를 조사하였으며, 또한 RF 신호수집, 해석을 통하여 신호 분류 특성에 대한 연구도 병행하였다. 실험 결과 pin hole 주위의 초음파 균열 탐지를 위하여 인공 결함이 있는 blade 시편을 이용함으로 결함 검출을 위한 최적 검사조건의 도출이 가능하였고, blade의 복잡형상에 기인한 기하학적 영향을 줄이기 위해서는 skew angle 이 필수적인 것으로 나타났다. 따라서 본 연구 결과를 적용하면 blade root부위의 내부 균열 탐지를 위해 blade 를 해체함이 없이 현장 검사의 신뢰도를 제고할 수 있다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제30권4호
• /
• pp.302-310
• /
• 2010

본 논문에서는 원자력 발전소 증기발생기 세관에 발생할 수 있는 결함의 크기측정에 사용되는 Bagging 신경회로망에 대한 연구를 수행하였다. Bagging은 부트스트랩(bootstrap) 샘플링에 기반을 둔 추정기 앙상블을 생성하는 방법이다. 증기발생기 세관의 결함 크기측정을 위하여 다양한 폭과 깊이를 갖는 4가지 결함패턴의 eddy current testing 신호를 생성하였다. 그 다음, 단일 신경회로망(single neural network; SNN)과 Bagging 신경회로망(Bagging neural network; BNN)을 구성하여 각 결함의 폭과 깊이를 추정하였다. SNN과 BNN 추정성능은 최대오차를 이용해서 측정하였다. 실험결과, 결함 깊이 추정시의 SNN과 BNN 최대오차는 0.117mm와 0.089mm 이었다. 또한, 결함 폭 추정 시에는 SNN과 BNN 최대오차는 0.494mm와 0.306mm 이었다. 이러한 실험결과는 BNN 추정성능이 SNN 추정성능보다 우수하다는 것을 보여준다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제30권1호
• /
• pp.1-5
• /
• 2010

음향방출법은 압력용기 구조에서 존재하는 결함이나 누출을 탐지하거나 모니터링하는데 유용한 도구로 부상하였다. 본 연구에서는 브레그 격자에 근거한 음향방출센서 시스템이 개발되었다. 다양한 길이의 센싱부를 포함하는 다양한 형태의 광섬유 브레그 격자센서가 제작되었고 PZT 펄서와 연필심 파괴를 이용하여 시험되었다. 두 가지 형태의 센서부착법이 사용되었다. 첫째는 광섬유 브레그 격자센서가 접착제를 이용하여 표면에 완전히 부착되는 방법이고 둘째는 센서의 한쪽 부분만 표면에 부분적으로 고정하고 다른 쪽은 외팔보와 같이 작동하도록 하는 방법이다. 이렇게 함으로써 센싱부의 길이에 비례하는 고유진동수를 갖는 광섬유 브레그 격자센서를 구성할 수 있다. 본 연구에 사용된 센서 시스템의 최종 목적은 원자력발전소 상부 관통관의 균열이나 누출을 탐지하는 온라인 모니터링 시스템에 사용하는 것이다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제30권4호
• /
• pp.330-337
• /
• 2010

본 논문은 원전 증기발생기(SG, steam generator) 세관의 정밀 진단을 위한 차세대 탐촉자인 배열형 와전류 탐촉자의 특성 해석에 대한 3차원 전자기 수치해석을 수행하였다. 다양한 결함 해석을 위해 ASME(American Society of Mechanical Engineers) 표준시험편과 X-probe combo 표준보정시험편(inline EXP/spiral groove combo standard)을 선정하여 탐상신호를 획득하고, 실제 실험 신호와 비교하여 결과의 타당성을 검증하였다. 표준 보정 시험편의 해석 결과를 바탕으로 원전 SG 세관에서 주로 발생하고 있는 pitting, SCC(stress corrosion cracking), multiple SCC, wear 결함에 대하여 탐상신호를 획득하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 SG 세관으로 사용하고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였고, 이때의 시험주파수는 300 kHz이다. 본 논문을 통하여 각각의 결함에 대한 신호 특성을 파악하여 배열형 와전류 탐촉자의 결함의 종류에 따른 신호 특성을 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열형 와전류 탐촉자의 와전류 탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

• 한국화재소방학회논문지
• /
• 제30권3호
• /
• pp.79-85
• /
• 2016

원자력발전소의 방화지역에서 전기적인 단락, 지락, 전기회로 개방 등의 전기 문제로 화재가 발생할 수 있다. 전기 화재가 발생할 경우 안전계통 및 관련기기의 안전정지 기능이 상실된다. 이러한 사고를 예방하기 위하여 안전계통은 다중성, 독립성으로 설계되어 있다. 그러나 케이블 화재시 운전원은 오동작, 잘못된 지시 및 계측으로 발전소 상황을 잘 못 판단하여 적절한 조치를 하지 못할 수 있다. 따라서 주제어실 화재시 케이블 기능상실온도에서 최소 운전원 조치 요구시간인 5분은 매우 중요하다. 본 논문에서 주제어실 화재시 케이블의 기능상실온도 시간을 분석하여 운전원 조치시간이 충분한지 평가하여 주제어실 화재에 대한 안전성을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
• /
• pp.284-289
• /
• 2005

중저준위 방사성폐기물의 핵종 관리를 포함한 안전 규제 정책에 따라 핵종 유출을 방지하고 제조된 고화체로부터 C-14의 회수율을 알고자 국내 원자력 발전소에서 발생되는 중 저준위 방사성 폐기물 중 농축폐액을 시멘트로 일정시간 고화시켜 시료를 준비하였다. 이들 시멘트 고화체는 화학적 산화법을 적용하여 C-14를 분리하였으며, 화학적 분리된 C-14는 액체섬광계수기를 이용하여 방출되는 베타선을 계측하였고, 소광보정 곡선을 이용하여 방사능을 측정하였다. 또한 원전에서 제조된 시멘트 고화체를 동일한 방법으로 C-14를 정량하였으며, 그 방사능 결과는 $2.7E+00\;{\sim}\;3.1E+02$ Bq/g의 범위로 분리 검출되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.632-635
• /
• 2003

원자력 발전소에서 배출되고 있는 방사성 폐기물의 운반 및 처분과 관련하여 규제가 예상되는 대상 핵종을 선정하고, 특히 방사능 계측기로 직접 측정이 불가능한 드럼 내 방출핵종에${\alpha}{\cdot}{\beta}$ 대한 농도 예측과 검증방법에 관한 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 $\beta$방출 핵종이면서 반감기가 매우 긴 $^129I(t_{1/2}=1.57{\times}10^7)$의 정량을 위하여 모의 폐기물 중에 함유되어 있는 요오드의 분리 및 회수율을 측정하였다. 모의 폐기물중 가용성 및 난용성 시료의 전처리 방법으로 혼합산 분해법과 알칼리 용융방법을 각각 이용하였으며 두 방법에 대한 요오드의 회수율을 비교하였다. 요오드의 측정방법으로 이온 크로마토그라피를 이용하였으며 매질의 음이온성분에 의한 영향은 없었다. 두 방법의 전체 공정에서 혼합산분해에 의한 요오드의 회수율은 76.7 (RSD 1.7%)이고 알칼리용융에 의한 방법에서 모직물의 경우에는 74.3(RSD 2.2%)이고 Resin의 경우 56.5(5.6%)로 각각 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권2호
• /
• pp.123-134
• /
• 2016

최근 국내에서는 월성 1호기 및 고리 1호기를 포함하여 운영 중인 원자력발전소가 노후화함에 따라 원전 해체에 대한 관심이 많이 증대되고 있다. 이와 관련하여 월성 1호기의 계속운전이 최근 결정되었으며, 고리 1호기의 경우 2017년 6월 영구정지하기로 결정되었다. 이에 본 논문에서는 상업용 원자로로서는 국내 최초로 해체가 예정된 고리 1호기에 대해, 원자로 압력용기 자체의 해체로 인해 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 원자로 압력용기 절단 방법 및 방사성폐기물 처분용기를 고려하여 산정하였다. 처분용기를 고려한 방사성폐기물 처분량을 산정한 결과 원자로 압력용기 몸통 부위보다는 반구 형태의 헤드 부분을 작게 절단할수록 최종 처분량이 감소하는 것으로 예측되었다. 또한 경주 방폐장의 200 L 및 320 L 드럼 처분용 처분용기의 경우 무게 제한으로 인해 적재효율이 좋지 못한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제12권2호
• /
• pp.153-164
• /
• 2014

현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인 프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.