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.
1974년에 유럽에서 시작된 PISC(Program for the Inspection of Steel Components ; PISC-I, II, III) 수행결과나 1980년대초 실시된 미국의 BWR 원전 배관계통의 입계응력부식균열(IGSCC ; Intergranular Stress Corrosion Cracks)검사결과에서 나타난 바와 같이 기존의 규격 요건과 절차에 따른 원자력발전소 기기에 대한 초음파탐상검사는 그 실효성에 많은 문제점이 제기되었다. 따라서, 원전기기의 건전성 및 초음파탐상검사 결과의 신뢰도를 보증하기 위한 각종 연구가 진행되고 여러 방안이 모색되어 왔다. 그 결과, 원전 가동중검사 규격에 "초음파탐상검사자 자격인정 요건"과 "초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비 및 절차서)에 대한 기량검증 요건"이 새로이 부가되었다. 본고에서는 초음파탐상검사 결과의 신뢰도 확보에 있어 필수불가결한 요건인 원전기기 초음파 탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건을 자세히 기술한다.
본 논문에서는 국내 원자력발전소 초음파검사자 기량검증시험 결과를 검토하였다. 원자력발전소 안전관련 설비에 대한 초음파검사 기량검증 요건은 ASME B&PV Code Section XI 1989 겨울 부록에서 최초로 언급되었다. 한국수력원자력(주)은 ASME Code Section XI, Appendix VIII의 요건 적용을 위해 국내 원자력발전소에 적합한 한국형 초음파검사 기량검증(KPD) 시스템을 개발, 규제기관의 승인을 받아 2004년 7월부터 운영하고 있다. 본 논문에서는 2004년부터 2013년까지 수행한 초음파검사자 기량검증시험 결과의 검토 내용으로 초음파검사 결함 검출 향상 및 기량훈련시스템 연구 개발에 도움을 줄 것으로 기대한다.
초음파탐상검사는 그 검사결과가 여타 비파괴검사법에 비해 검사자, 검사장비, 절차서 등 검사 시스템에의 의존도가 높으며, 이중에서도 특히 검사자의 능력과 숙련도에 크게 좌우된다. 따라서 검사결과의 신뢰도를 높이기 위해서는 무엇보다도 검사자에 대해 엄격한 자격인정(Qualification)이 필요하다. 초음파탐상검사는 원자력 발전소 기기의 가동전중검사시 가장 많이 적용하는 체적검사법으로써, 결함검출 및 평가의 신뢰도를 확보하기 위하여 최근 관련 기술기준에서는 검사자에 대해 보다 엄격한 자격인정을 요구함과 아울러 초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비, 절차서)에 대한 기량검증(Performance Demonstration)까지를 요구하고 있다. 위의 두 가지 요건을 성공적으로 충족시킬 수 있다면, 초음파탐상기술의 신뢰도는 크게 향상될 것이다. 본고에서는 최근 보다 강화된 원전 가동전중검사 초음파탐상검사 요원의 자격인정요건에 대해 자세히 알아봄으로써 관련 국내 기술기준의 제정과 앞으로 국내 원전 초음파탐상 검사요원에 대한 본 자격인정요건의 적용에 대비코자 하였다. 한편, "초음파탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건"은 초음파탐상 검사요원의 자격인정 요건과 밀접한 관계가 있으므로 다음에 별도로 기술코자 한다.
원자력 발전소 설비의 건전성 확인을 위해서 주기적일 초음파탐상검사가 수행되고 있다. 수동 초음파탐상검사는 검사자의 경험 및 현장여건에 따라 균일한 검사 품질에 영향을 주게 되나, 자동 초음파탐상검사는 스캐너의 적용으로 검사 결과의 일관성을 유지하고, 디스크에 저장된 검사결과는 제3자에 의한 검토가 가능하다. 국내 원자력발전소에서 사용 중인 상용 초음파검사 시스템은 장비 구매, 교육 및 교정 등을 해외에 의존하고 있는 실정이다. 본 연구에서는 초음파 하드웨어, 배관 스캐너 및 초음파검사 프로그램(SonicWizard)으로 구성된 초음파검사 시스템을 개발하였다. 개발된 시스템의 검증을 위해 원전 배관 용접부의 자동 초음파검사 기량검증을 응시하여 인증을 획득하였으며, 현장 배관 감육 자동 초음파검사를 수행하여 정확한 감육상태를 확인함으로써 개발된 자동 초음파검사 시스템의 유효성을 확인하였다.
원자력발전소의 이종금속 용접부는 PWSCC 결함에 민감한 것으로 알려져 있으며 기량검증된 검사자가 기량검증된 절차서를 사용하여 가동중검사 기간 중에 주기적인 검사를 수행하고 있다. 국내 원자력발전소 이종금속 용접부의 형상 조사 결과에 따르면 대부분의 이종금속 용접부가 경사진 노즐부나 인접부에 위치하는 것으로 나타났다. 일반적인 초음파 탐촉자를 사용하여 경사부위에 위치한 이종금속 용접부의 검사를 수행할 경우 초음파 탐촉자의 접근성이 제한되어 검사체적을 모두 검사하기가 어렵다. 특히 축방향 결함 검출을 위한 원주방향 주사에서는 초음파 탐촉자가 경사면에 위치하게 되면 반사체로부터 결함 신호를 얻기 가 어려우며 이에 따라 결함 검출이 어렵게 된다. 이러한 문제점을 극복하기 위해서는 경사면을 고려하여 비틀림 각도를 적용한 초음파 탐촉자를 사용하는 것이 필요하다. 모델링을 통하여 비틀림 굴절 종파탐촉자 를 설계하고 축방향 결함 검사용 비틀림 굴절 종파탐촉자를 제작하여 실험을 통하여 결함으로부터 신호를 취득하였다. 일반 탐촉자와 비틀림 각도가 적용된 탐촉자의 초음파 응답신호를 비교한 결과 비틀림 각도가 적용된 탐촉자의 초음파 응답신호가 훨씬 뛰어난 것으로 나타났다.
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.
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.
원자력발전소의 안전성등급 기기에 적용되는 비파괴검사는 실제 결함을 실현한 시험편을 사용하여 결함탐지능력을 검증하도록 하는 기량검증이 요구되고 있다. 가동중인 원전에서 발생 가능한 균열으로는 기계적 피로균열, 열 피로균열 및 입계부식균열 등이 있으나 본 연구에서는 기계적 피로균열을 대상으로 하였다. 인장 피로하중을 사용하여 기계적 피로결함을 제조하기 위해서 시험편을 설계하였고 원하는 피로결함 파면의 조도를 얻기 위해서 인가하중의 크기 및 사이클 수를 조절하여 피로결함을 발생시켰다. 발생된 결함에 대한 정확한 크기와 위치에 대한 물리적 정보를 얻은 후에 결함이 설계된 크기와 위치에 존재하도록 기밀용접을 실시하였다. 기밀용접 후 잔여 용접 흠은 가스 텅스텐 아크용접 및 플럭스 코어드 아크용접으로 채워졌다. 최종 완성된 피로결함 시험편을 방사선투과검사 및 초음파탐상검사를 통하여 검사한 결과, 설계된 길이와 깊이로 피로결함이 형성되었음을 확인하였다.
원자력발전소의 주요 기기들에 대한 가동중검사는 관련법규에 따라 철저히 수행되고 있다. 그러나 최근 선진국에서는 이에 만족하지 않고 원전 기기의 안전성을 더욱 확고히 하기 위해 기존의 가동중검사 요건을 계속 강화하고 있으며, 원전 관련 당사자들은 강화된 요건들을 충족시키기 위한 노력을 끊임없이 계속하고 있다. 이 글에서는 원전 기기 가동중검사 신규 요건들인 초음파탐상검사 시스템의 기량검증(Performance Demonstration) 요건, 비파괴검사자 및 초음파검사자 자격 인정 요건(ANSI/ASNT CP-189, Appendix VII of ASME Sec. XI), 증기발생기 전열관 와전류검사, 신호평가자 자격인정(Qualified Data Analyst : QDA), 미국규제기관(NRC)에서 발행하고 있는 NRC Bulletin, NRC information 등의 가동중검사 관련 사항들을 살펴보고 선진 외국에서는 이들 요건 및 정보에 대해 어떻게 대처하고 있는가를 알아본다. 또한 국내에서도 이들 신규 요건에 대한 대처 현황과 대처 방안을 모색한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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