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- 저자 : 곽노권 (검색결과 4 건)
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ACOUSTIC EMISSION CHARACTERISTICS OF STRESS CORROSION CRACKS IN A TYPE 304 STAINLESS STEEL TUBE
황웅기,배승기,김재성,강성식,곽노권,이보영 한국원자력학회 2015 Nuclear Engineering and Technology Vol.47 No.4
Acoustic emission (AE) is one of the promising methods for detecting the formation ofstress corrosion cracks (SCCs) in laboratory tests. This method has the advantage of onlineinspection. Some studies have been conducted to investigate the characteristics of AEparameters during SCC propagation. However, it is difficult to classify the distinct featuresof SCC behavior. Because the previous studies were performed on slow strain rate test orcompact tension specimens, it is difficult to make certain correlations between AE signalsand actual SCC behavior in real tube-type specimens. In this study, the specimen was aAISI 304 stainless steel tube widely applied in the nuclear industry, and an accelerated testwas conducted at high temperature and pressure with a corrosive environmental condition. The study result indicated that intense AE signals were mainly detected in the elasticdeformation region, and a good correlation was observed between AE activity and crackgrowth. By contrast, the behavior of accumulated counts was divided into four regions. According to the waveform analysis, a specific waveform pattern was observed during SCCdevelopment. It is suggested that AE can be used to detect and monitor SCC initiation andpropagation in actual tubes.
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레이저를 이용한 얇은 원통형 튜브에서의 유도초음파 발생
김현묵,정경일,장경영,안형근,곽노권,이창목 한국비파괴검사학회 2003 학술대회 논문집 Vol.- No.1
레이저를 이용하여 두께가 얇은 원통형 튜브에 유도초음파를 발생하고, 공기-결합 트랜스듀서를 이용하여 비접촉식으로 수신하였다. 원통형 튜브는 발전설비의 열교환기 및 증기발생기 튜브에 사용되는 인코넬(Inconnel)튜브이다. 레이저의 조사 경로에 선 배열 슬릿을 삽입하여 유도 초음파의 파장을 조절하였다. 파장이 일정할 때 발생되는 모드를 이론적인 분산선도로부터 예측하고, 예측된 위상속도로부터 공기-결합 트랜스듀서의 경사각을 결정하였다. 원통형 튜브에는 축대칭 모드가 지배적으로 발생하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 웨이블렛 변환에 의한 시간-주파수 선도와 이론적인 분산선도를 비교한 결과 증명되었다.
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원전 구조물 결함 탐지를 위한 음향방출 신호 처리 방안에 대한 기초 연구
김종현(Jong-hyun Kim),김재성(Jae-seong Kim),이정(Jung Lee),곽노권(No-gwon Kwag),이보영(Bo-young Lee) 한국비파괴검사학회 2009 한국비파괴검사학회지 Vol.29 No.5
열피로균열은 원자력발전소의 운영 과정에서 구조물의 수명을 결정짓는 문제로 정량적인 탐지가 어렵다. 현재 산업현장에서 구조물에 대한 건전성을 정량적으로 평가하기 위해서 radiographic탐상 및 초음파탐상, eddy current 등 다양한 종류의 비파괴검사 기술이 사용되고 있지만, 위에 열거한 비파괴탐상법의 경우 균열이 일정부분 진행된 이후에나 검출이 가능하다는 제한 사항이 있다. 이러한 이유로 구조물에 대한 연속적인 모니터링이 가능한 장점을 가진 음향방출탐상법(acoustic emission testing)이 대안적인 검사방법으로 제시되고 있다. 일반적으로 구조물이나 장비의 건전성에 영향을 미치는 모든 요인들이 음향방출 신호의 발생을 일으키기 때문에, 음향방출을 이용한 결함 탐상시 함께 발생하는 노이즈를 구분하는 일은 음향방출을 연구하는 대부분의 연구원의 주요 업무중 하나라고 할 수 있다. 이에 본 연구에서는 열피로 사이클 조건에서의 배관에 대한 음향방출 신호를 수집하여 유효한 균열 신호를 노이즈로부터 구분하고자 하는 목적으로 진행되었다. 그 방법으로 유사한 조건에서 실시한 결과를 이용하여 노이즈 필터링 조건을 설정하였으며, 균열의 신호를 찾아내기 위한 방법으로 음향파형(waveform) 구분법을 제시하였다. 이 실험에서 도출된 결과는 구조물의 결함을 탐지하는 실시간 연속적 모니터링 기술 개발에 대한 기초자료로 사용될 수 있을 것으로 기대된다. The thermal fatigue crack(TFC) is one of the life-limiting mechanisms at the nuclear power plant operating conditions. In order to evaluate the structural integrity, various non-destructive test methods such as radiographic test, ultrasonic test and eddy current are used in the industrial field. However, these methods have restrictions that defect detection is possible after the crack growth. For this reason, acoustic emission testing(AET) is becoming one of powerful inspection methods, because AET has an advantage that possible to monitor the structure continuously. Generally, every mechanism that affects the integrity of the structure or equipment is a source of acoustic emission signal. Therefore the noise filtering is one of the major works to the almost AET researchers. In this study, acoustic emission signal was collected from the pipes which were in the successive thermal fatigue cycles. The data were filtered based on the results from previous experiments. Through the data analysis, the signal characteristics to distinguish the effective signal from the noises for the TFC were proven as the waveform difference. The experiment results provide preliminary information for the acoustic emission technique to the continuous monitoring of the structure failure detection.
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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.
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