• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
• /
• 제어로봇시스템학회 2001년도 ICCAS
• /
• pp.133.6-133
• /
• 2001

Reactor vessel is one of the most important equipment of Nuclear Power Plant (NPP) with regard to the nuclear safety. Thus reactor vessel must be examined periodically by certified experts. Currently, ultra-sonic(UT) non-destructive inspection is executed on reactor vessel. Two different techniques are used in this inspection. One is using the movable manipulator fixed with the support-guide placed on the vessel, and the other is using mobile robot moving in the vessel. Movable manipulator machine is very heavy, hard to handle, and very expensive. Mobile robot equipment is small and convenient but has a weak point on positional precision. To solve these problems we developed a reactor inspection system based on laser-driven mobile robot. This paper describes the main concept and structure of integrated inspection units and the feature of implemented units.

• 한국신뢰성학회:학술대회논문집
• /
• 한국신뢰성학회 2002년도 정기학술대회
• /
• pp.217-224
• /
• 2002

The performance demonstration round robin test was conducted to quantify the capability of ultrasonic inspection for in-service and to address some aspects of reliability for nondestructive evaluation. The fifteen inspection teams who employed procedures that met or exceeded ASME Sec. XI code requirements detected the piping of nuclear power plant with various cracks to evaluate the capability of detection. With data from PD-RR test, the performance of ultrasonic nondestructive inspection could be assessed using probability of length and depth sizing of cracks.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제30권4호
• /
• pp.380-385
• /
• 2010

국내 가동중 원자력발전소는 KEPIC MI 또는 ASME Code Sec. XI 등의 기술기준에 따라 가동중검사를 수행하며, 이를 통해 주요 기기 및 배관의 건전성을 확인하고 있다. 하지만, 원전 설계단계에서 고려되지 못한 다양한 손상기구에 대해서는 별도의 강화 검사프로그램을 통해 건전성을 확인하고 있다. 이러한 강화 검사프로그램에 대한 요건은 규제기관에서 개발하거나, 발전사업자가 자발적으로 규정을 마련하는 경우가 있으며, 사업자가 개발한 검사프로그램에 대해서는 규제기관의 심사과정을 거쳐 적합성 여부를 확인하고 있다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계단계에서부터 반영된 기술기준 KEPIC 또는 ASME Code에 따른 가동중검사 외에, 발전소 손상경험 등을 반영하여 강화된 검사프로그램을 중점적으로 고찰하고, 비파괴검사 관련 요건을 검토하였다.

• 한국전자통신학회논문지
• /
• 제12권5호
• /
• pp.725-730
• /
• 2017

원전의 안전 유지를 위한 계측제어계통에 일반적인 IT 자원을 활용하는 사례가 증가하고 있다. 이에 따라 기존 IT 자원이 갖는 잠정적인 보안 취약점으로 인해 원전 사이버 보안 침해 사고가 발생할 수 있으며, 원전의 가동 중단뿐만 아니라 국가적 재난에 이르는 심각한 사고를 야기할 수 있다는 문제가 제기되고 있다. 국내 원자력 규제기관에서는 이에 대응하기 위해 원전 사이버 보안 규제지침을 개발하고 규제 대상 및 범위를 확대시키고 있지만, 원전의 일반적인 보안 문제뿐만 아니라 원전 취약점에 특화된 공격에도 대응할 수 있는 방안이 필요하다. 이에 본 논문에서는 R.G.5.71에서 규정하고 있는 내용 중 취약점 점검과 관련된 42개 항목을 선별하여 5가지의 유형으로 분류 분석하였다. 제안된 분석 내용을 바탕으로 취약점 점검 도구를 개발한다면 원전 사이버 보안 취약점 점검 효율성을 향상시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제14권8호
• /
• pp.3617-3624
• /
• 2013

원전 연료집합체의 연료봉 내에 잔존하여 연료봉의 손상을 발생시킬 수 있는 이물질의 잔존 여부 및 연료봉의 손상, 연료봉의 휨, 뒤틀림, 그리드 손상여부를 비젼기술과 레이저 스캔 기술을 응용한 원전 연료집합체 스크린 검사 방법을 개발하여 계획예방 정비 기간 중 검사가 가능하도록 연료집합체 검사의 신뢰성과 생산성을 확보하였다. 또한 검사 데이터를 집계, 분석하여, 연료집합체의 변형 상태를 지속적으로 감시함으로써, 국내 각 원자로별 노심 내 연료변형 패턴을 이해할 수 있다. 이는 연료 재장전 도중 발생 가능한 그리드 손상을 방지하는데 기술정보로 활용되어 국내외 원전 안전 운영의 중요한 데이터베이스를 제공하게 된다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2008년도 제39회 하계학술대회
• /
• pp.2036-2037
• /
• 2008

An Emergency Diesel Generator (EDG) manufactured by a French company Wartsila SACM, is a tandem type engine, consisted of two 10 cylindered diesel engines on each side. Manual provided by the manufacturer states that engine bearing requires inspection every 15 years. However, it is difficult for an inspector to access through a manhole located in the lower compartment of engine. Furthermore, during a routine or scheduled maintenance, it is not possible to disassemble main engine bearing and crank shaft, and perform inspection. Two methodologies are suggested here to resolve the problem. One method is to lift the engine and partially perform the maintenance service, and the other method is to disassemble the engine completely and to perform maintenance service by the manufacturer. Pros and cons of two methodologies were thoroughly compared.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
• /
• pp.370-371
• /
• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
• /
• pp.943-944
• /
• 2005

• 비파괴검사학회지
• /
• 제24권2호
• /
• pp.186-196
• /
• 2004

각 국의 법령에서는 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고로부터 국민의 건강과 재산을 보호하기 위해 원자력발전소의 압력경계 주요 용접부 등에 대해서는 주기적으로 열화의 정도를 파악하기 위한 가동중 비파괴검사를 수행하도록 규정하고 있으며, 이를 뒷받침하기 위한 가동중검사 기술기준을 제정하여 이행하고 있다. 최근 리스크를 반영한 가동중검사 프로그램을 개발하여 적용을 시도하고 여지만, 기존의 결정론적 검사대상 선정 프로그램은 아직도 상당한 의미가 있다고 할 수 있다. 본 논문에서는 가동중검사에 관한 선진국 즉 미국, 프랑스, 캐나다, 일본 등의 기술기준과 IAEA에서 제시하는 안전지침의 비교검토를 통하여 현재 국내 가동중검사 기술기준의 개선방안을 모색하고자 하였다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제23권1호
• /
• pp.38-44
• /
• 2003

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.