The possibility of detecting a crack in L-shaped pipes filled with fluid based on measurement of transverse natural frequencies is examined. The problem is solved by representing the crack by a massless rotational spring, simulating the out-of-plane transverse vibration only without solving the coupled torsional vibration and using the transfer matrix method for solution of the governing equation. The theoretical solutions are verified by experiments. The cracks considered are external, circumferentially oriented and have straight front. Pipes made of aluminium and mild steel are tested with water as internal fluid. Crack size to pipe thickness ratio ranging from 0.20 to 0.57 and fluid (gauge) pressure in the range of 0 to 10 atmospheres are examined. The rotational spring stiffness is obtained by an inverse vibration analysis and deflection method. The details of the two methods are given. The results by the two methods are presented graphically and show good agreement. Crack locations are also determined by the inverse analysis. The maximum absolute error in the location is 13.80%. Experimentally determined variation of rotational spring stiffness with ratio of crack size to thickness is utilized to predict the crack sizes. The maximum absolute errors in prediction of crack size are 17.24% and 16.90% for aluminium and mild steel pipes respectively.
An interfacial condensation heat transfer phenomenon in a steam/water countercurrent stratified flow in a nearly horizontal pipe has been experimentally investigated. The present study has been focused on the measurement of the temperature and velocity distributions within the water layer. In particular, the water layer thickness used in the present work is large enough so that the turbulent mixing is limited and the thermal stratification is established. As a result, the thermal resistance of the water layer to the condensation heat transfer is increased significantly. An empirical correlation of the interfacial condensation heat transfer has been developed. The present correlation agrees with the data within $\pm$15%
Local wall thinning and integrity degradation caused by several mechanisms, such as flow accelerated corrosion (FAC), cavitation, flashing and/or liquid drop impingements, are a main concern in carbon steel piping systems of nuclear power plant in terms of safety and operability. Thinned pipe management program (TPMP) had been developed and optimized to reduce the possibility of unplanned shutdown and/or power reduction due to pipe failure caused by wall thinning in the secondary side piping system. This program also consists of several technical elements such as prediction of wear rate for each component, prioritization of components for inspection, thickness measurement, calculation of actual wear and wear rate for each component. Decision making is associated with replacement or continuous service for thinned pipe components. Establishment of long-term strategy based on diagnosis of plant condition regarding overall wall thinning is also essential part of the program. Prediction models of wall thinning caused by FAC had been established for 24 operating nuclear plants. Long term strategies to manage the thinned pipe component were prepared and applied to each unit, which was reflecting plant specific design, operation, and inspection history, so that the structural integrity of piping system can be maintained. An alternative integrity assessment criterion and a computer program for thinned piping items were developed for the first time in the world, which was directly applicable to the secondary piping system of nuclear power plant. The thinned pipe management program is applied to all domestic nuclear power plants as a standard procedure form so that it contributes to preventing an accident caused by FAC.
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.
The pipelines and equipments are degraded by flow-accelerated corrosion (FAC), and a large-scale test facility was constructed for simulate the FAC phenomena in secondary coolant environment of PWR type nuclear power plants. Using this facility, FAC test was performed on weld pipe (carbon steel and low alloy steel) at the conditions of high velocity flow (> 10 m/s). Wall thickness was measured by high temperature ultrasonic monitoring systems (four-channel buffer rod type and waveguide type) during test period and room temperature manual ultrasonic method before and after test period. This work deals with the complex effects of flow velocity on the wall thinning in weld pipe and the test results showed that the higher flow velocity induced different increasement of wall thinning rate for the carbon steel and low alloy steel pipe.
The intensity of x-ray or gamma-ray is attenuated according to density and thickness of the transmitted medium. In this study, by using this principle, on-line real-time radiometric system was developed using a 128 channels linear array of solid state detectors to measure wall thickness of insulated piping system. This system uses a Ir-192 as a gamma ray source and detector is composed of BGO scintillator and photodiode. Ir-192 gamma ray source and linear detector array mounted on a computer controlled robotic crawler. The Ir-192 gamma ray source is located on one side of the piping components and the detector array on the other side. The individual detectors of the detector array measure the intensity of the gamma rays after passing through the walls and the insulation of the piping component under measurement. The output of the detector array is amplified by amplifier and transmitted to the computer. This system collects and analyses the data from the detector array in real-time. The maximum measurable length of pipe is 120cm/mm. in the case of 1mm scanning interval.
원자력 시설의 해체 시 발생되는 다양한 종류의 폐기물 중에서 배관류를 재활용하거나 처분하기 위해서는 배관 내부의 정확한 방사선학적인 오염 특성의 평가가 선행되어야 한다. 그러나 기존의 측정법인 survey-meter를 이용한 오염도의 직접 측정은 배관 내부와 같은 국소지역의 오염 특성을 정확하게 평가할 수 없으며, 간접법을 이용한 표면오염도 측정의 경우도 시료채취의 어려움뿐만 아니라 시료채취 시 작업자의 오염 가능성이 있기 때문에 적용성에 많은 문제점이 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo 모사기법을 이용해 직경이 작은 배관 내부의 베타선 오염도를 측정하기 위하여 플라스틱 섬광체를 모사하였으며, 모사 결과에서 베타선 에너지를 효율적으로 측정할 수 있는 최적의 플라스틱 섬광체 두께 및 형상을 도출할 수 있었다. 이 전사모사 결과를 바탕으로 섬광체의 가공 및 배관 내부에서의 검출기 이송 문제를 고려해 검출기를 제작하였으며 그 특성을 평가하였다. 그 결과 배관 내부의 오염도 측정에 적합한 검출기 성능을 확인하였고, 파이프 내부처럼 국소 지역의 방사선학적 오염 특성 평가를 위한 검출기 개발 가능성을 확인하였다.
이미 오래전부터 국내외에서 석유화학공장 등의 보온 배관에서 보온재를 벗기지 않고 배관의 부식 손상 및 잔존두께를 평가하는데 방사선투과시험법을 적용해 오고 있다. 그러나 배관 용접부의 결함 탐상에 관한 방사선투과법에 대한 국제 및 국내 코드는 이미 마련되어 있지만 배관의 두께와 내부에 존재하는 부착물(deposit) 등의 두께를 측정하는 것에 관련한 국제 및 국내 코드는 미비되어 시험 절차 및 시험 결과에 대한 시비가 근본적으로 존재할 수 밖에 없을 뿐만 아니라 표준화된 시험 기술의 미비로 현장에서 많은 시행착오를 동반하였다. 그러나 최근 이 시험법에 대한 관련 원안(protocol)을 확정하기 위해 각국에서 개별적으로 수행되었던 기존의 연구 결과들이 취합되고 있으며 부족한 부분들에 대한 연구가 국제 공동 연구 형식으로 이뤄지고 있다. 따라서 본 연구에서는 tangential radiography를 적용하여 보온된 배관의 잔존 두께를 평가할 수 있는 시험 방법을 제시하고자 하였다.
To perform ultrasonic testing (UT) thickness measurement of the secondary side piping installed in nuclear power plants, the insulation for preventing heat loss should be removed. The type of insulation can be divided into fixed and removable insulation. Fixed and removable insulation have their own strengths and weaknesses. Removable insulation has been installed in the components susceptible to wall thinning caused by FAC and erosion from Shin-Kori unit 1, which commenced its commercial operation in 2011. In this paper, the number of repeated inspections of components and the number of replacements of fixed insulation were estimated and a more economical way was identified based on the manufacturing and installation costs for fixed and removable insulation.
본 연구에서는 감마선과 섬광체 및 광 다이오드로 구성된 64 채널의 선형 디텍터 어레이를 이용하여 보온재로 싸인 배관의 두께를 실시간으로 측정하는 시스템을 개발하였다. 본 측정시스템은 감마선원으로 Ir-192를 사용하였으며, 디텍터는 BGO 섬광체와 광다이오드로 구성하였다. Ir-192 방사선원은 배관의 한쪽 편에, 그리고 디텍터 어레이는 배관을 중심으로 그 반대편에 위치하며 컴퓨터로 제어되는 주행 시스템에 실려 배관을 따라 이송되는 동안 배관과 단열재를 투과한 방사선의 강도는 각 디텍터에서 측정된다. 측정된 디텍터 어레이의 출력은 증폭기에서 증폭된 후 케이블에 의해 컴퓨터로 전송되며 주행시스템이 진행하는 동안 컴퓨터는 수집된 신호를 분석 및 계산하여 실제의 두께를 나타내며 주사간격을 1mm로 할 경우의 최대 측정속도는 분당 120cm이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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