• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.338-344
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• 2010

웨이브가이드 초음파센서를 적용하여 소듐냉각 고속로 KALIMER-600의 원자로 노심과 내부구조물의 소듐내부가시화를 수행하는 이중회전 구동 C-스캔 시스템과 소프트웨어 프로그램 Under-Sodium MultiVIEW를 개발하였다. 이중회전 구동 C-스캔 시스템은 KALIMER-600 원자로 헤드의 이중회전 플러그를 모사하여 설계 제작하였으며 웨이브가이드 초음파센서에 초음파 펄스를 송수신할 수 있는 고출력 초음파 시스템과 스캐너 구동 제어 장치를 구축하였다. Under-Sodium MultiVIEW 프로그램은 이중회전 스캐너의 구동을 제어하면서 웨이브가이드 초음파센서에 초음파 신호를 송수신하여 영상 처리를 수행하는 소듐내부가시화 프로그램으로서 LabVIEW 그래픽 프로그램 언어를 기반으로 개발되었다. 이중회전 구동에 의한 수중 C-스캔 성능시험을 수행하여 Under-Sodium MultiVIEW 프로그램의 가시화 성능을 실험적으로 검증하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제32권4호
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• pp.439-447
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• 2012

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.364-371
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• 2008

소듐냉각고속로 원자로 내부구조물의 소듐내부가시화를 위한 새로운 웨이브가이드 초음파센서를 개발하였다. 소듐냉각고속로에 적용할 수 있는 웨이브가이드 초음파센서 어셈블리의 구조 설계 개념을 제시하고 그 적용 타당성을 평가하였다. 길이가 10 m인 웨이브가이드 초음파센서 어셈블리를 제작하고 성능평가 시험을 수행하였다. $A_0$ 모드 판파의 장거리 전파 성능을 확인하였으며, 수중 C-스캔 분해능 성능시험을 수행하여 웨이브가이드 초음파센서의 적용 가능성을 실험적으로 검증하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.467.2-467.2
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• 2004

• 비파괴검사학회지
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• 제26권1호
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• pp.18-24
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• 2006

액체금속로 원자로 노심과 내부구조물 들은 불투명한 소듐 내에 잠겨 있어 육안검사를 수행할 수 없다. 액체금속로 내부구조물의 육안검사를 수행하기 위해서는 초음파를 이용한 소듐내부 가시화가 적용되어야 한다. 본 연구에서는 소듐내부 가시화에 적용하기 위한 판형 초음파 웨이브가이드 센서를 개발하였다. 웨이브가이드 센서에서의 판파 전파특성을 분석하고 판파 적용모드로 제0차 반대칭 $A_0$ 모드를 선정하였다 웨이브가이드 센서에 액체 웨지를 적용하여 $A_0$ 모드의 저주파수 분산 영역에서 판파가 발진되도록 하였으며 입사펄스의 주파수 변조에 의하여 초음파 빔 방사각을 변환시킬 수 있는 새로운 방법을 제안하였다 본 방법은 웨이브가이드 센서를 기계적으로 구동하지 않고 빔 방사각을 조정할 수 있어 기존 웨이브가이드 센서의 구동 제한성을 극복할 수 있게 해 준다. 웨이브가이드 센서의 빔 방사각 변환 특성을 실험적으로 검증하였으며, 수중 C-스캔 시험을 수행하여 웨이브가이드 센서의 소듐내부 가시화 적용 가능성을 확인하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.93-100
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• 2016

Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1442-1450
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• 2017

In liquid metal fast breeder reactors, postulated failures of the plant protection system may lead to serious unprotected accidental consequences. Unprotected transients are generically categorized as transient overpower accidents and transient under cooling accidents. In both cases, core meltdown may occur and this can lead to a molten fuel coolant interaction (MFCI). The understanding of MFCI phenomena is essential for study of debris coolability and characteristics during post-accident heat removal. Sodium is used as coolant in liquid metal fast breeder reactors. Viewing inside sodium at elevated temperature is impossible because of its opaqueness. In the present study, a methodology to depict MFCI phenomena using a flat panel detector based imaging system (i.e., real time radiography) is brought out using a woods metal-water experimental facility which simulates the $UO_2-Na$ interaction. The developed imaging system can capture attributes of the MFCI process like jet breakup length, jet front velocity, fragmented particle size, and a profile of the debris bed using digital image processing methods like image filtering, segmentation, and edge detection. This paper describes the MFCI process and developed imaging methodology to capture MFCI attributes which are directly related to the safe aspects of a sodium fast reactor.