• 제목/요약/키워드: Inservice Inspection

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원자로 헤드 관통관 노즐 가동전 검사 수행 (Pre-Service Inspection for Reactor Vessel Penetration Nozzle)

  • 이동진;노익준;신건철;김해석;홍주열;최정권
    • 한국압력기기공학회 논문집
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    • 제6권2호
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    • pp.9-15
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    • 2010
  • US NRC issued rulemaking of 10CFR50.55a to perform the Perservice and Inservice inspection for Reactor Vessel Head Penetration Nozzle of US Nuclaer plant. The rulemaking was required the EPRI Demonstration to verify the NDE technique performing special Ultrasonic examination. In order to meet this requirement, the UT and ECT procedures was demonstrated and the NDE personnel were qualified by EPRI. In this paper, the NDE technique and analysis method are described the Preservice inspection for the Palo Verde #1/2/3 Replacement Reactor Vessel Head Penetration Nozzle using the qualified procedures and personnel.

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영광 원자력발전소 6호기 가동중검사 수형 경험 (The Experience of Inservice Inspection for Yonggwang Nuclear Power Plant Unit 6)

  • 김영호;남민우;양승한;윤병식;김용식
    • 비파괴검사학회지
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    • 제24권4호
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    • pp.384-389
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    • 2004
  • 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 가동중검사 종합지원체계 (ISI NDE Total Support System for Korean Nuclear Power Plants)

  • 정이환
    • 비파괴검사학회지
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    • 제18권4호
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    • pp.321-329
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    • 1998
  • 발전설비의 건전성은 원자력발전소의 안전운영을 위하여 필수적이며 이를 위하여 원자력발전소의 안전 규제법에서는 원전사업자 책임하에 신뢰성있는 가동중검사를 주기적으로 수행하도록 규정하고 있다. 따라서 한전은 국내 유일의 원전사업자로서 가동중검사의 정확도 및 신뢰성을 높이기 위한 기술개발에 최선을 다하고 있으며, 전력연구원은 한전의 기술개발 및 연구업무의 중추적 역할을 담당하는 부서로서 효율적인 원전 가동중검사 수행을 위하여 종합지원체계 (total support system : TSS)를 확립하고, 국내기술자립을 위한 요소기숱개밭은 물론 검사요원의 교육 및 자격인증체계 확립에 만전을 기하고 있다. 이 논문은 이와 같은 원자력발전소의 발전설비 건전성 진단을 위하여 현재 전력연구원에서 수행중인 가동중검사 기술개발업무 전반에 관해 상세하게 설명하기 위한 것이다.

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Nonlinear Flexural Analysis of PSC Test Beams in CANDU Nuclear Power Plants

  • Bae, In-Hwan;Choi, In-Kil;Seo, Jeong-Moon
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제32권2호
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    • pp.180-190
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    • 2000
  • In this study, nonlinear analyses of prestressed concrete(PSC) test beams for inservice inspection of prestressed concrete containments for CANDU nuclear power plants are presented. In the analysis the material nonlinearities of concrete, rebar and prestressing steel are used. To reduce the numerical instability with respect to the used finite element mesh size, the tension stiffening effect has been considered. For concrete, the tensile stress-strain relationship derived from tests is modified and the stress-strain curve of rebar is assumed as a simple bilinear model. The stress-strain curve of prestressing steel is applied as a multilineal curve with the first straight line up to 0.8fpu. To prove the validity of the applied material models, the behavior and strength of the PSC test specimens tested to failure have been evaluated. A reasonable agreement between the experimental results and the predictions is obtained. Parametric studies on the tension stiffening effects, the impact of prestressing losses with time, and the compressive strength of concrete have been conducted.

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FRENCH PROGRAM TOWARDS AN INNOVATIVE SODIUM COOLED FAST REACTOR

  • Martin, Ph.;Anzieu, P.;Rouault, J.;Serpantie, J.P.;Verwaerde, D.
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제39권4호
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    • pp.237-248
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    • 2007
  • Sodium-cooled fast reactor is considered in France as a potential candidate for a prototype of 4th generation system to be built by 2020. A detailed working program has been launched recently to identify by 2012 the potential improvement tracks for later industrial development of these reactors. The goals for innovation are first identified: Progress of the safety with a special attention to severe accidents risk minimization and mitigation (defense in depth approach); Economic competitiveness of the system mainly by reducing the capital cost, the investment risks by enhancing in service inspection and repair capacities, and raising the availability; Sustainability with fissile material management while reducing the proliferation risk; capacity for long-lived waste transmutation.

원자력발전소(原子力發電所) 기기(機器) 가동중검사(稼動中檢査)에 대한 신규(新規) 요건(要件)과 그 전망(展望) (New Requirements for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant, Components and Its Prospect)

  • 이종포;최하림
    • 비파괴검사학회지
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    • 제15권2호
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    • pp.407-414
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    • 1995
  • 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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원전 압력용기 용접부 초음파탐상, 결함크기 평가 및 결함 수리 경험 (Experience in Ultrasonic Flaw Estimation and its Excavation on the Weldments of Nuclear Pressure Vessels)

  • 이종포;박대영;임형택;김병철;주영상
    • 비파괴검사학회지
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    • 제11권1호
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    • pp.52-60
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    • 1991
  • The importance and role of preservice and inservice inspection(PSI/ISI) for nuclear power plant components are intimately related to plant design, safety, reliability and operation etc.. The Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI) has been performing PSI/ISI in Korea since the PSI of Kori nuclear power plant, unit 1 had been performed in 1977. KAERI has localized PSI/ISI technology and has done much experience in ultrasonic flaw detection, evaluation and its excavation on the weldments of large pressure vessels. The results of flaw estimation using ultrasonic examination are compared with the actual flaw sizes revealed by field excavation. KAERI's experience regarding PSI/ISI was described and some discussions were added.

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초음파(超音波)의 Tip Diffraction 방법(方法)을 이용한 결함연속감시(缺陷連續監視)를 위한 크기 평가(評價) (A Size Evaluation for Continuous Flaw Monitoring Using the Tip Diffraction Method)

  • 정현규;조종길;김병철
    • 비파괴검사학회지
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    • 제7권1호
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    • pp.42-50
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    • 1987
  • Most of significant defects in the pressure boundaries of nuclear power plant we re dispositioned to be monitored periodically every inservice inspection. Due to the difficulty of the defect sizing during operation, it is necessary to develope the continuous flaw monitoring techniques. The Tip Diffraction method, specifically speaking, spot seems to be suitable for flaw monitoring. The optimum conditions of selecting the transducer were 3.5 MHz and 45-57 degree according to compatibility with the defect height. The effective calculation of the defect height was to assume the fact that the incident beam is parallel. This method would be supplemented to ASME method about the defect characterization for the surface flaw.

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퍼스널 컴퓨터를 이용한 원자력발전소의 가동전.중 검사자료 관리 체제 전산화 (PSI/ISI Data Management System by using Personal Computer in Nuclear Power Plant)

  • 송순자;심철무
    • 비파괴검사학회지
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    • 제9권2호
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    • pp.67-72
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    • 1989
  • In nuclear power plants, nondestructive examinations(NDE) plays an important role in ensuring the integrity and reliability operation. As the number of plants and operational time increased, manual handling of voluminous data associated with PSI/ISI(preservice/inservice inspection) could result in many errors or mistakes in writing the examination plan or other reports. Several new approaches to process the data have been attempted and DBMS(Data Base Management System) has been well known concept with a faster and more accurate data processing. This paper proposes an application program, called NDTSYS designed with DBMS in micro computer. The program could be used for a tool to add new records to a data base, change existing records, delete records and request reports with the data base. It would be helpful to the user who manage the PSI/ISI data with minimal time and effort.

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마코프 모델을 이용한 방사선 방어의 최적화 (Optimization of Radiation Protection Using Markov Model)

  • 정진엽;이건재
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제14권2호
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    • pp.1-9
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    • 1989
  • 방사선 방어를 위한 방안을 결정하는데 도움을 주기 위해서는 각종 방사선 방어 최적화 방안들 사이에 정량적인 비교를 할 수 있는 해석적 방법이 필요하다. 본 논문에서는 발전소에서 행해지고 있는 검사, 시험 및 보수가 방사선 방어에 미치는 영향을 평가할 수 있는 동적 마코프 모델의 개념을 도입하였다. 마코프 모델의 응용을 다루기 위해 예로 든 증기발생기 전열관 파열에서는 고리 2호기와 외국의 자료에 기초해 비용과 피폭 선량을 줄이기 위한 증기발생기의 최적 검사주기를 산출하였으며 그 결과 피폭 선량은 비용에 비해 그 기여도가 매우 낮은 것으로 나타났다. 예제 계산이 이용된 마코프 모델은 자료를 좀 더 보강함으로써 국내 발전소에도 쉽게 적용할 수 있으며 방사선 방어의 최적화를 위한 여러 가지 대안의 비교 우위를 평가하는 데에도 이용할 수 있다.

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