• 제목/요약/키워드: tube inspection

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비자성 증기발생기 전열관의 원격장와전류 탐상 가능성 연구 (Feasibility Study of Remote Field Eddy Current Testing for Nonmagnetic Steam Generator Tubes)

  • 신영길
    • 비파괴검사학회지
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    • 제21권5호
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    • pp.518-525
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    • 2001
  • 증기발생기 전열관이 노후화 됨에 따라 새롭고 판단이 애매한 결함이 발생되기 시작하고 있다. 대부분의 결함은 전열관 외부에서 발생되어 진전된다. 일반 와전류탐상에서는 외부결함으로부터의 신호가 표피효과로 인해 내부결함으로부터의 신호보다 매우 약하기 때문에, 본 논문에서는 자성체 관 검사에서 내부 및 외부결함에 거의 같은 민감도를 보인 바 있는 원격장와전류 탐상을 비자성체인 전열관의 검사에 적용하기 위한 연구를 수행하였다. 유한요소 모델링을 통한 연구결과는 비자성체인 전열관에서 원격장와전류 효과가 나타나려면 탐상주파수가 수백 kHz가 되어야 하며, 여자코일과 센서코일간의 간격은 자성 관 검사시의 절반인 관 외경의 1.5배 정도가 되어야 함을 보였다. 이렇게 설계된 탐촉자를 사용하여 예측한 결함신호들은 이 검사방법이 내부 및 외부결함에 동일하게 민감하며, 위상신호의 세기와 결함깊이간에는 선형적인 비례관계가 존재함을 보여 주었다. 이러한 결과들은 비자성 증기발생기 전열관이라 할지라도 원격장와전류 탐상이 가능함을 말해 주고 있다.

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진단용 X선장치의 성능 실태 조사연구 (A Study on the Test of Efficiency of the Diagnostic X-ray Equipment according to Their Rectifications)

  • 선종률
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제20권2호
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    • pp.44-48
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    • 1997
  • For the efficient management of the diagnostic x-ray equipment, a nation-wide inspection of hospitals was performed by an inspection institute in Taejon in the first half of 1997. Among those hospitals inspected, 28 equipments(machines) which were over 500 mA were randomly selected according to their characteristics : 7 condenser type x-ray equipments, 7 three control phase of full wave rectification of type remote control x-ray equipments, 7 single phase of full wave rectification type for general radiography equipments, and 7 single phase of full wave rectification type of R/F equipments. We obtained the following results by conducting the experiment based on the efficiency of the equipments mentioned above. 1) When the equipments are analyzed, 2 out of 7 single phase of full wave rectification type of general radiography equipments(28.6%), 3 out of 7 single phase of full wave rectification type of R/F equipments(42.9%), 5 out of 7 three phase of full wave rectification type remote of control x-ray equipments(71.4%), and 4 out of 7 condenser type of x-ray equipments(57.1%) showed suitability. It proves the superiority of the three phase of full wave rectification type of remote control x-ray equipments. 2) From the overall analysis, only about 50% of the equipments(suitability of 14 out of 28) maintain the efficient management. Therefore, maintenance management of equipments is more necessary. If the efficiency of the x-ray equipment is uniformly maintained and managed to prevent the breakdown(trouble) beforehand especially through the continuous inspection of tube voltage, tube current, exposure time, and collimator, the financial loss and exposure dose to the patient, as well as the workers engaged in radiation, can be reduced for better medical service.

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스트럿을 가진 PSC 박스거더교의 FRP 외양관 적용성 평가를 위한 실험연구 (An Experimental Study on the Application of FRP Tube to the Struts of PSC Box Girder Bridge)

  • 송재준;황윤국;이영호;이승혜
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제13권1호통권53호
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    • pp.179-185
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    • 2009
  • 최근 건설구조물에 대한 FRP의 활용에 관한 연구가 활발히 진행되고 있다. FRP는 단위중량당의 강도와 강성이 기존 건설재료인 강재나 콘크리트에 비해 매우 크고, 부식에 대한 저항성이 뛰어나는 등의 여러 가지 물리적, 화학적 장점이 있다. 이러한 장점을 이용하여 FRP 외양관을 단면의 효율성을 극대화할 수 있고 경제성과 경관에 매우 효과가 큰 스트럿을 가진 PSC 박스거더교의 스트럿 부재의 피복재로 적용하고자 한다. 본 논문에서는 스트럿을 가진 PSC 박스거더에 사용되는 FRP 외양관의 적용성을 평가하기 위하여 이와 관련한 FRP 외양관의 시편실험과 FRP로 피복된 콘크리트 부재의 압축실험을 수행하였으며, 실험결과로부터 콘크리트 강도와 에너지 흡수능력 및 연성이 증진되어 스트럿 부재로써 충분한 안전성을 확보할 수 있음을 확인하였다.

초음파를 이용한 원자력발전소 증기발생기 전열관의 정략적 결함 평가에 관한 연구 (A Study on Quantitative Flaw Evaluation of Nuclear Power Plant Steam Generator Tube by Ultrasonic Testing)

  • 윤병식;김용식;이희종;이영호
    • 비파괴검사학회지
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    • 제26권1호
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    • pp.12-17
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    • 2006
  • 원자력발전소의 증기발생기는 수천 개의 매우 얇은 두께의 튜브로 구성되어 있다. 이러한 증기발생기의 튜브는 원자력발전소의 1차 계통과 2차 계통의 압력경계를 유지하는 데에 매우 중요한 역할을 하고 있으며, 고온 고압의 열 수력적 상호작용으로 인한 가혹한 운전조건으로 인하여 손상되기 쉽다. 따라서 증기발생기의 구조적 건전성을 평가하기 위하여 많은 시간과 노력이 투입되고 있다. 와전류 검사 방법이 증기발생기 튜브의 건전성을 평가하기 위한 가장 보편적인 비파괴 방법이지만, 와전류 검사의 특성상 결함의 전체 체적에 의하여 신호의 특성이 나타나게 되어 정확한 결함의 크기를 평가하기에는 한계가 있다. 본 연구에서는 증기발생기 튜브의 결함 검출과 정확한 측정을 위하여 초음파 검사기법의 적용 가능성을 확인하였으며, 연구결과를 증기발생기 튜브 검사에 적용 할 경우 검사결과가 크게 향상 될 것으로 기대된다.

배열와전류프로브를 이용한 증기발생기 세관의 결함 변화에 따른 유한요소해석 (Finite Element Method Analysis of Eddy Current Array Probe According to Defects Variation of Steam Generator)

  • 김지호;이향범
    • 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
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    • 한국정보통신설비학회 2009년도 정보통신설비 학술대회
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    • pp.54-58
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    • 2009
  • In this paper, the ECT(eddy current testing) signal analysis of eddy current array probe for inspection of SG(steam generator) tube in NPP(nuclear power plant) using electromagnetic FEM(finite element method) was performed. To obtain the electromagnetic characteristics of probes, the governing equation was derived from Maxwell's equation, and the problem was solved by using the 3-dimensional FEM. The types of defects were FBH(flat bottomed hole) and OD groove, Spiral groove, natural defects(pitting, SCC, multiple SCC, wear). The depth of FBH defects were 20%, 40%, 60%, 80%, 100 of SG tube thickness, and it was assumed that the defects were located on the tube outside. And the operation frequency of 100kHz, 300kHz and 400kHz were used. Material of specimen was Inconel 600 which is usually used for SG tubes in NPP. The signal difference could be observed according to the variation of size and depth on FBH defects and operation frequencies. The results in this paper can be helpful when the ECT signals from EC array probe are evaluated and analyzed.

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배관의 Ice Plugging에 의하여 유발되는 열응력의 실험적 규명 (Experimental Evaluation on the Thermal Stress Due to Ice Plugging of Tubes in Nuclear Power Plant)

  • 박영돈;이민우;구태완;김귀순;강범수
    • 대한기계학회논문집A
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    • 제23권7호
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    • pp.1094-1103
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    • 1999
  • Ice-plugging of tube in nuclear power plant has been widely used for the purpose of preventing flow of the tube temporarily like a valve. Most common plugging method employs Liquid Nitrogen Gas of $-196^{\circ}C$. According to the change of tube materials and its dimension, the thermal stress caused from the application of the frozen gas can be varied. In this research, a series of experiments have been carried out to inspect the effect of tube geometry on thermal stresses induced due to ice-plugging. Two typical dimension of stainless and mild steels of 3 and 6 inch diameters were used for the experiments. Each critical spots were checked using strain rosette gages. Another inspection was made on the pressure and temperature of the fluid. It is shown that significant thermal stress level which can cause plastic deformation of failure has not been noticed in this series of experiments.

CANDU 압력관에 대한 건전성 평가 시스템 개발 (Development of Integrity Evaluation System for CANDU Pressure Tube)

  • 곽상록;이준성;김영진;박윤원
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2000년도 추계학술대회논문집A
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    • pp.843-848
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    • 2000
  • The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and it's containment vessel. If a flaw is found during the periodic inspection from the pressure tubes, the integrity evaluation must be carried out, and the safety requirements must be satisfied for continued service. In order to complete the integrity evaluation, complicated and iterative calculation procedures are required. Besides, a lot of data and knowledge for the evaluation are required for the entire integrity evaluation process. For this reason, an integrity evaluation system, which provides efficient way of evaluation with the help of attached databases, was developed. The developed system was built on the basis of ASME Sec. XI and FFSG(Fitness For Service Guidelines for zirconium alloy pressure tubes in operating CANDU reactors) issued by the AECL, and covers the delayed hydride cracking(DHC). Various analysis methods are provided for the integrity evaluation of pressure tube. In order to verify the developed system, several case studies have been performed and the results were compared with those from AECL. A good agreement was observed between those two results.

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중심축압(中心軸壓)을 받는 콘크리트충전(充塡) 각형강관(角形鋼管)기둥의 내력(耐力)에 관한 실험적(實驗的) 연구(硏究) (Experimental Study on Compressive Strength of Centrally Loaded Concrete Filled Square Tubular Steel Columns)

  • 김종성;오윤태;권영환
    • 한국강구조학회 논문집
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    • 제8권4호통권29호
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    • pp.59-76
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    • 1996
  • Concrete filled steel tube column has a large load carrying capacity through its steel and concrete interaction which makes it useful in construction. However, it has not been used often in a practical construction field. This is partly due to the non-destructive inspection method for concrete filling which has yet to be established. Furthermore, there are the lack of test data and a practical method in evaluating the ultimate load carrying capacity of concrete filled steel tube column. This paper will attempt to predict the ultimate strength of short concrete filled square tubular steel columns through conducting several tests. To accumulate the new test data on concrete filled steel tube columns, a total of 42 specimens of steel tubular columns were monotonically tested under concentric axial force, having the slenderness ratio(${\lambda}=10,\;15,\;20$), width-thickness ratio(d/t=25.0, 33.3) and concrete strengths($F_{c}=210,\;240,\;270kg/cm^{2}$). The hollow sections and concrete filled steel columns were compared to check the lateral confinded effects by steel tube. Through these test results, we propose a coefficient k=3.64 for the strength evaluation formula(10) of concrte filled tubular steel short columns.

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뇌전산화단층검사에서 방사선량 저감을 위한 최적화 프로토콜 연구 (Optimization of Brain Computed Tomography Protocols to Radiation Dose Reduction)

  • 이재승;권대철
    • 대한의용생체공학회:의공학회지
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    • 제39권3호
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    • pp.116-123
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    • 2018
  • This study is a model experimental study using a phantom to propose an optimized brain CT scan protocol that can reduce the radiation dose of a patient and remain quality of image. We investigate the CT scan parameters of brain CT in clinical medical institutions and to measure the important parameters that determine the quality of CT images. We used 52 multislice spiral CT (SOMATOM Definition AS+, Siemens Healthcare, Germany). The scan parameters were tube voltage (kVp), tube current (mAs), scan time, slice thickness, pitch, and scan field of view (SFOV) directly related to the patient's exposure dose. The CT dose indicators were CTDIvol and DLP. The CT images were obtained while increasing the imaging conditions constantly from the phantom limit value (Q1) to the maximum value (Q4) for AAPM CT performance evaluation. And statistics analyzed with Pearson's correlation coefficients. The result of tube voltage that the increase in tube voltage proportionally increases the variation range of the CT number. And similar results were obtained in the qualitative evaluation of the CT image compared to the tube voltage of 120 kVp, which was applied clinically at 100 kVp. Also, the scan conditions were appropriate in the tube current range of 250 mAs to 350 mAs when the tube voltage was 100 kVp. Therefore, by applying the proposed brain CT scanning parameters can be reduced the radiation dose of the patient while maintaining quality of image.

와전류검사 기술을 적용한 가압중수로 원전 압력관 비파괴검사 (Nondestructive Examination of PHWR Pressure Tube Using Eddy Current Technique)

  • 이희종;최성남;조찬희;유현주;문균영
    • 비파괴검사학회지
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    • 제34권3호
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    • pp.254-259
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    • 2014
  • 중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.