The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and heavy water coolant. Pressure tubes are installed horizontally inside the reactor and only selected samples are periodically examined during in-service inspection. In this respect, a probabilistic safety assessment method is more appropriate fur the assessment of overall pressure tube safety. The failure behavior of CANDU pressure tubes, however, is governed by delayed hydride cracking which is the major difference from pipings and reactor pressure vessels. Since the delayed hydride cracking has more widely distributed governing parameters, it is impossible to apply a general PFM methodology directly. In this paper, a PFM methodology for the safety assessment of CANDU pressure tubes is introduced by applying Monte Carlo simulation in determining failure probability Initial hydrogen concentration, flaw shape and depth, axial and radial crack growth rate and fracture toughness were considered as probabilistic variables. Parametric study has been done under the base of pressure tube dimension and hydride precipitation temperature in calculating failure probability. Unstable fracture and plastic collapse are used for the failure assessment. The estimated failure probability showed about three-order difference with changing dimensions of pressure tube.
핵연료봉의 결함 탐상을 위하여 차동환상형 와전류시험 탐촉자를 설계 및 제작하여, 핵연료봉 시험을 위한 최적 시험 조건을 구하였다. 관통결함, 내부결함, 외부결함을 낸 표준시편에 대하여 와전류시험을 수행함으로써 시험 주파수와 출력 신호의 위상 및 크기에 대한 상관 관계를 구하였다. 이를 토대로 하여 고리원자력 1호기에서 연소한 핵연료봉 G33-N2에 대하여 와전류시험을 수행하여 관통결함 신호를 얻었다. 와전류시험에서 관통결함으로 예측된 위치에서 금속조직시험을 수행하여 얻은 결과는 와전류시험 결과와 잘 일치하였다. 따라서 와전류시험법은 조사핵연료봉의 피복관에 대한 건전성을 평가하는 도구로써 그 신뢰성이 양호함을 실증하였다.
원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.
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.
원자력발전소 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 계획예방정비 기간에 수행되는 와전류검사의 여러 가지 기법중에서 보빈 탐촉자 검사는 가장 기본적인 중요한 검사이다. 와전류 탐촉자는 검사 계통의 핵심적인 부분으로서 특정 절차서에 따라 평가가 이루어질 때 대상 시험체의 합부를 결정하는 자료를 제공하게 된다. 또한, 수집된 와전류신호의 품질은 사용되는 탐촉자의 설계특성, 기하학적 형태, 운전주파수에 따라 결정되고, 검사결과에 미치는 영향이 크기 때문에 와전류검사 탐촉자의 선정은 특히 중요하다. 본 연구에서는 국내 원전 증기발생기 전열관 검사를 위한 최적의 차동형 보빈탐촉자를 설계하였다. 또한 보빈탐촉자 시작품의 전기적 특성과 와전류신호 특성 평가를 수행하여 만족한 결과를 도출하였다.
본 논문에서는 Polarity Thresholding(PT) 알고리즘을 원자력 발전소의 중요 배관 재료인 스테인레스강(SUS-304) 탐상에 응용하여 초음파 수신신호를 개선시키는 방법을 연구하였다. PT 알고리즘은 수신신호의 스펙트럼을 분할하여 얻은 각각의 주파수분할 신호들이 갖는, 결정립에 의한 간섭패턴의 분산적 신호와 결함에 의한 비분산적 신호를 구분하여 S/N 비를 개선시키는 것이다. 실험을 위하여, 실제 검사부위의 특성과 유사하게 스테인레스강을 각각 1125, 1150, 1175, $1200^\circ{C}$로 열처리하였고, 시료의 배면에 원통형 결함을 인공 가공하였다. 중심주파수가 5MHz인 초음파변환기를 사용하여, 펄스-반사법에 의해 데이터를 획득한 후 PT 알고리즘을 적용한 결과 개선된 S/N 비는 평균 14.2 dB로 나타났다.
In Korea, respect for the aged and filial devotion is treated as basic ethics for human life, and family takes care of the aged person mainly. Nowadays, family support on the aged person is prioritized than the others. However, number of aged person is growing, and family, which is used to protect the aged, becomes nuclear through industrialization. In addition, social advancement of female induces weakened supporting function of family, and all these issues generate the problem of protection for the aged as significant social problems. Author conducted oral inspection and questionnaire for the aged in some welfare facilities in Gyeongnam location from December 2005 to February 2006 to improve quality of life and oral hygiene of the aged. Through gathered data, the actual condition of oral hygiene management on the aged person in welfare facility was evaluated as fundamental data for project development on oral hygiene of aged person. Through the analysis of inspected data, the following conclusions are derived. 1. Management status of oral hygiene is mostly not good, and toothbrushing per day is 'one time' for the most cases. 2. In free-of-charge facility, monthly allowance is 'under 50 thousand won' for the most cases. 3. Time for visiting oral treatment facility is on 'when toothache is occurred' for the most cases. For treatment content, 'prosthetic dentistry' takes 36.8% in charged facility, and 'tooth extraction' is 27.0% for free-of-charge facility. 4. Average DMFT index of the aged in charged facility is 16.81, and free-of-charge facility is 21.71. 5. Average number of functional teeth in charged facility is 15.22, and free-of-charge facility shows 7.29. 6. Average number of remained teeth in charged facility is 15.71, and the umbe in free-of-charge facility is 9.04. 7. Average number of extractable teeth in charged facility is 0.48, and for free-of-charge facility, the number goes up to 1.70.
미국 원자력규제위원회 규제지침(US NRC RG) 1.20의 비원형범주(non-prototype category)-2를 기준으로 신형경수로 1400(APR1400) 원자로내부구조물(RVI)의 설계수명기간 동안 건전성이 확보될 수 있는지를 확인하기 위해 종합진동평가프로그램(CVAP)을 수행하고 있다. US NRC RG 1.20의 비원형범주-2는 진동 및 응력 해석프로그램, 제한적 진동 측정프로그램, 검사프로그램 그리고 이런 프로그램들의 비교, 평가로 구성된다. 이 논문은 APR1400 RVI CVAP 측정프로그램의 측정계획, 시험, 허용기준과 결과 및 문서화에 대한 내용을 기술하였다. 우리는 이 논문의 진동측정 계획 및 시행에 따라서 APR1400 RVI CVAP 제한적 진동 측정프로그램을 수행할 것이다.
There exist many types of pipe and component fatigue through vibrations, thermal fatigues or shifting. In some cases of thermal stratification/thermal fatigue, pipes & components are receiving thermal stress by means of material expansion and shrinkage by continuous thermal repetitive variation. Small cracks initially occur on the inside surface by thermal stress. These cracks grow in depth the pipe wall and finally come to a rupture. Pipe parts of susceptibility to thermal stratification and thermal fatigue are now being examined by conventional UT(ultrasonic test) as volumetric examination. It is difficult to fully satisfy the code & standards requirements because 3" weldolet weldments of RCS 16" pipe to 3" branch connection lines have complex structural shape. To solve the problems of conventional UT examination, we made a realistic mock-up and UT calibration block. We performed a simulation of phased array UT utilizing CIVA as NDE(Non-Destructive Examination) simulation software. Also we designed phased array UT transducer and wedge, optimal frequency by using simulation data. We performed phased array UT experiment through mock-up including artificial flaws(notch). The phased array UT technique is finally developed to improve the reliability of ultrasonic test at RCS 16" pipe to 3" branch connection weld.
전자기학의 분야에서 와전류를 이용한 응용 분야는 매우 다양하다. 예를 들면, 핵을 이용한 원자력 발전소의 증기 발생 튜브 또는 비행기의 엔진이나 날개 부분의 결함 등을 자기적 특성을 이용하여 비파괴 검사를 하는 등의 일이다. 와전류의 특성을 결정짓는 가장 중요한 인자 중 하나가 바로 센서 측정 거리 (lift-off)인데 이것은 와전류를 측정한 센서와 피검사 물체간의 물리적인 공간거리를 뜻한다. 이 인자는 와전류 신호의 특성을 정확하게 분석해내는데 매우 중요함에도 불구하고 실제 필드에서는 모든 경우마다 그 정확한 값을 측정해내기가 힘들 뿐더러 일정한 거리를 상시 유지 하기도 어렵다. 따라서 자기적 신호의 하나인 와전류로 하여금 다양한 상황에서의 lift-off로 변화에도 영향을 받지 않고 일정한 특성을 유지하게끔 해주는 기술이 필요하다. 이 논문은 다양한 lift-off로부터 얻어진 와전류를 보상하여 일정한 성질을 유지하도록 하는 기법을 설명하고 있다. 다양한 lift-off로 부터 얻어진 와전류들은 신호 획득 거리가 0인 이상적 상태의 신호들로 보상 변환 되어 다음 단계인 피검사 시료상의 결함 또는 흠집의 물성이나 특성 파악에 계속해서 쓰이게 된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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