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        TFM Direct 모드 영상을 이용한 결함 기울기 및 깊이 측정 연구

        안형근(Houng Kun Ann),강동찬(Dongchan Kang),김성민(Seong Min Kim),박익근(Ik keun Park) 한국비파괴검사학회 2022 한국비파괴검사학회지 Vol.42 No.1

        위상배열초음파탐상검사(Phased Array Ultrasonic Testing;PAUT)의 새로운 기법인 FMC(Full Matrix Capture)/TFM(Total Focusing Method)기법은 후처리를 통해 결함에 따라 다양한 모드를 적용해 영상화가 가능하다는 장점을 가지고 있다. 하지만 결함의 기울기와 깊이에 따라 영상화 결과가 상이하여 조건 선정에 어려움이 있으며, 종파와 횡파의 속도 차이로 인해 무관련 지시가 나타나 건전부와 결함을 오인하는 문제가 발생한다. 따라서, 횡파 및 종파 웨지를 사용하여 TFM 다중모드 영상화 결과를 분석하여 결함의 기울기와 위치를 명확하게 검출할 수 있는 모드를 선별하고 무관련 지시의 신호 특성을 파악하는 연구가 필요하다. 본 연구에서는 결함의 기울기와 깊이가 TFM 영상에 미치는 영향을 파악하기 위해 탄소강에 70°부터 110°까지 10°간격의 기울기를 가지는, 1, 3, 5, 7, 9 mm의 다양한 깊이의 인공 결함을 방전 가공하여 제작하였다. 해당 시험편을 대상으로 횡파 및 종파 웨지를 이용한 TFM Direct 모드 적용 결과 실제 실험 결과와 시뮬레이션 결과를 비교 분석하였으며, 결함의 기울기에 따른 깊이 분석에 TFM Direct 모드의 유용성을 검증하였다. The full matrix capture (FMC) technique used in phased array ultrasonic testing (PAUT) collects all the transmitted and received information generated at the phased array transducer elements in the form of A-scan data without using the typical focal law. The total focusing method (TFM) is proposed here as a means to detect defects through a combination of various modes by post-processing and imaging the data acquired via FMC with improved clarity and resolution at the virtual region of interest (ROI), which is equivalent to PAUT. The combination of longitudinal and transverse modes allows the imaging of defects with varying slopes and depths, depending on the mode used. In this study, test samples with different defect slopes and lengths were prepared using longitudinal and transverse wave wedges, and the usability of the proposed method was verified by comparing the TFM direct mode test results and CIVA simulation results.

      • 원자로압력용기 자동초음파검사(MUT) 및 내부육안검사(RVT)

        안형근(Houng-Kun Ann),장순재(Soon-Jae Jang),곽노권(No-Gwon Kwag),이주형(Ju-Hyung Lee) 대한기계학회 2003 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2003 No.11

        원자력 발전소의 원자로(reactor pressure vessel ; RPV)는 ASME Code Section XI의 요건에 따라 4개의 원주 용접부(G1, G2, G3, G4)와 12개의 노즐 용접부(Nozzle to Shell, Outlet Nozzle to Pipe, Elbow to Inlet Nozzle), 6개의 노즐내측 반경부(Nozzle Inner Radius Section)에 대하여 가동 전(PSI) 및 가동 중(lSI) 검사시 자동초음파검사 장비를 이용하여 체적검사를 수행하고 있다. 금번 울진 5호기 가동 전 검사(2003.3-2003.4)에서는 ASME Code Section XI 1995 Edition을 적용하여 검사를 수행하였으며, 검사장비는 ISwT사의 PaR 장비를 사용하였다. 원자로 용기 자동초음파검사에서는 노즐의 기하학적 형상 및 Surveil-ance Capsule Holders, Core Stabilizing Lugs, Core Stop Lugs로 인해 검사제한영역이 발생함에 따라 매 검사 시 마다 검사범위(Exam. Coverage)가 문제가 되고 있다. 금번 검사 시에는 검사 모듈(module)의 위치를 바꿔가며 각 검사제한영역부위의 검사 범위를 증대하였다. 그 결과로 약 3% 정도의 검사범위 증대 효과를 거두었다. 또한 B-N-1, 2의 범주인 내부 구조물에 대하여 원격 육안검사를 수행하였다.

      • 자연 균열 초음파 검사 및 절차서 개발

        박종호(Jong Ho Park),이민우(Min Woo Lee),권기룡(Ki Ryong Kwon),황웅기(Woong Gi Hwang),안형근(Houng Kun Ann) 대한용접·접합학회 2021 대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집 Vol.2021 No.5

        열피로 균열(Thermal Fatigue crack)은 원자력 발전소의 RCS Safety Relief line, Pressurizer Surge Line, 비상 노심냉각계통 등의 발전소 구조물에서 발생되는 결함 중 하나로, 열성층(Thermal Stratification) 효과에 의해 반복적인 열응력이 발생되어 구조물 내부에서 생성되는 것으로 알려져 있다. 피로 균열은 특성상 초기 균열이 발생된 후에도 지속적인 반복하중이 가해지면 성장하기 때문에 구조물의 파단까지 연결될 수 있다. 이는 원전의 건정성에 심각한 문제를 야기할 수 있는 것으로, 이에 따라 원전에서는 건설 단계부터 다양한 방식으로 건전성 확보를 위한 조치를 취하고 있다. 초음파 검사는 이러한 조치 중 비파괴적으로 구조물을 검사하는 방법으로 열피로 균열과 같이 구조물 내부에 발생되는 대상으로 주로 적용되고 있다. 본 논문에서는 초음파 검사를 통해 열피로 균열 검출을 위한 검사 방법 별 결과 비교와 각 검사 방법에 상응하는 절차서 개발에 관한 것이다. 초음파 검사법은 전통적으로 활용되고 있는 수동 초음파 검사(Manual Ultrasonic Testing, MUT)를 비롯하여 현재 적용 비중이 높아지고 있는 위상배열 초음파 검사(Phased Array Ultrasonic Testing, PAUT) 및 초음파의 회절 비행 시간을 근거로 검사하는 TOFD(Time Of Flight Diffraction)를 수행하였다.

      • 열피로균열 제작 및 초음파검사 평가

        송일(Il Song),육성열(Sung Yeal Yuk),박근영(Geun Young Park),황웅기(Woong Gi Hwang),안형근(Houng Kun Ann) 한국비파괴검사학회 2021 한국비파괴검사학회 춘계학술대회 초록집 Vol.2021 No.6

        원전에서는 안전성 확보를 위해 초음파 검사를 통해 주기적으로 가동중검사(In-Service Inspection, ISI)를 수행하고 있다. 그러나, 초음파 검사 장비의 교정과 검사자의 검출능력 향상을 위한 훈련 시 활용되는 대비시험편(Reference Block)의 결함은 기계 가공하여 제작한다. 이는, 실제 결함과 폭 및 형상 등이 상이하여 정확도와 신뢰성을 확보하는데 한계가 있다. 본 연구에서는 기존 기계 가공하여 제작한 결함을 실제 발생하는 결함으로 대체하고자 하는 것에 있다. 이에, 원전에서 발생하는 결함의 발생 메커니즘에 따라 자연 결함을 제작하고 이를 가속화할 수 있는 시스템을 개발하였다. 이 시스템을 이용하여, 다양한 외경과 두께를 가지는 배관에 균열을 제작하였으며, 제작된 결함을 평가하였다. In nuclear power plants, in-service inspection (ISI) is performed periodically through ultrasonic testing to ensure safety. However, flaws in reference blocks, which that can be used to train inspector and calibrate equipment for ultrasonic testing, were mainly produced by machining. This has limitations in securing accuracy and reliability because the machined and actual flaws are different in width and shape. In this study, in order to replace the flaws produced by machining with the actual flaws, we developed a system capable of accelerating the occurrence of flaws based on the generation mechanism of flaws. Also, using this system, flaws were produced in pipes of various diameters and thicknesses, and then flaws were evaluated by ultrasonic testing.

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