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- 저자 : 정남두 (검색결과 12 건)
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정남두,문용식,이승표,Jung, Nam-Du,Moon, Yong-Sig,Lee, Seung-Pyo 한국비파괴검사학회 2014 한국비파괴검사학회지 Vol.29 No.1
본 논문에서는 국내 원자력발전소 초음파검사자 기량검증시험 결과를 검토하였다. 원자력발전소 안전관련 설비에 대한 초음파검사 기량검증 요건은 ASME B&PV Code Section XI 1989 겨울 부록에서 최초로 언급되었다. 한국수력원자력(주)은 ASME Code Section XI, Appendix VIII의 요건 적용을 위해 국내 원자력발전소에 적합한 한국형 초음파검사 기량검증(KPD) 시스템을 개발, 규제기관의 승인을 받아 2004년 7월부터 운영하고 있다. 본 논문에서는 2004년부터 2013년까지 수행한 초음파검사자 기량검증시험 결과의 검토 내용으로 초음파검사 결함 검출 향상 및 기량훈련시스템 연구 개발에 도움을 줄 것으로 기대한다. In this paper, the result of an ultrasonic performance demonstration are analyzed. The requirements for an ultrasonic performance demonstration (PD) for a nuclear power plant were first described in ASME B&P Code Section XI, Appendix VIII (1989 winter addenda). In order to establish the performance demonstration scheme in Korean nuclear power plants, the Korea Hydro & Nuclear Power Co. Ltd (KHNP) has developed the Korean Performance Demonstration (KPD) system for the for the ultrasonic examination of nuclear power plants. An analysis of the ultrasonic performance demonstration results from 2004 through 2013 will improve the detection of flaws in an ultrasonic examination, as well as the further development of the KPD training system.
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정남두(Nam-Du Jung),문용식(Yong-Sig Moon),이승표(Seung-Pyo Lee) 한국비파괴검사학회 2014 한국비파괴검사학회지 Vol.34 No.5
본 논문에서는 국내 원자력발전소 초음파검사자 기량검증시험 결과를 검토하였다. 원자력발전소 안전관련 설비에 대한 초음파검사 기량검증 요건은 ASME B&PV Code Section XI 1989 겨울 부록에서 최초로 언급되었다. 한국수력원자력(주)은 ASME Code Section XI, Appendix VIII의 요건 적용을 위해 국내 원자력발전소에 적합한 한국형 초음파검사 기량검증(KPD) 시스템을 개발, 규제기관의 승인을 받아 2004년 7월부터 운영하고 있다. 본 논문에서는 2004년부터 2013년까지 수행한 초음파검사자 기량검증시험 결과의 검토 내용으로 초음파검사 결함 검출 향상 및 기량훈련시스템 연구 개발에 도움을 줄 것으로 기대한다. In this paper, the result of an ultrasonic performance demonstration are analyzed. The requirements for an ultrasonic performance demonstration (PD) for a nuclear power plant were first described in ASME B&P Code Section XI, Appendix VIII (1989 winter addenda). In order to establish the performance demonstration scheme in Korean nuclear power plants, the Korea Hydro & Nuclear Power Co. Ltd (KHNP) has developed the Korean Performance Demonstration (KPD) system for the for the ultrasonic examination of nuclear power plants. An analysis of the ultrasonic performance demonstration results from 2004 through 2013 will improve the detection of flaws in an ultrasonic examination, as well as the further development of the KPD training system.
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오버레이 용접부에 대한 초음파검사 훈련용 시험편 개발 및 결함 신호 검증
정남두(Nam-Du Jung),문용식(Yong-Sik Moon),이승표(Seung-Pyo Lee) 한국비파괴검사학회 2017 한국비파괴검사학회지 Vol.37 No.5
국내 원자력발전소에는 탄소강과 스테인리스강 용접을 위해 Alloy600 용접재를 적용한 이종금속용접부가 존재하며, 전 세계적으로 이종금속용접부에서 결함 발생이 보고되고 있다. 국내 원전의 경우 예방 정비 차원으로 가압기 노즐 이종금속용접부에 대해 오버레이 용접을 수행하였다. 국내 원전 오버레이 용접부는 테이퍼 형상이며, 기량 검증된 위상배열초음파 기법으로 검사되고 있다. 검사에 대한 신뢰성을 강화하기 위하여 오버레이 용접부와 동일한 크기 및 재질의 훈련용 결함시험편을 제작하고 결함 검출 실험 및 검증을 수행하였다. 연구 결과, 결함 검출이 가능하였으며, 이들 훈련용 시험편이 현장검사 전 훈련용으로 적용 가능함을 확인하였다. Alloy600 welding material a dissimilar metal weld used in domestic nuclear power plant (NPP) for welding carbon steel with stainless steel. Many defects have been reported in dissimilar metal welds. Consequently, as a preventive maintenance measure, overlay welding was performed on the dissimilar metal welds of the pressurizer nozzles in a domestic NPP. These overlay welds have a tapered shape, and are inspected by a phased array ultrasonic test technique whose performance has been preven experimentally. To reinforce the reliability of the examination, training specimens with similar-sized flaws were fabricated in the same material for the domestic overlay welds, and the experiment and verification for flaw detection was performed. As a result, all flaws in the specimens were detected by the phased array ultrasonic technique, and these specimens were confirmed to be suitable for application in pre-field examinations.
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불규칙 표면 시편을 이용한 Flexible 위상배열초음파기술 적용 연구
이승표,문용식,정남두,Lee, Seung-Pyo,Moon, Yong-Sig,Jung, Nam-Du 한국비파괴검사학회 2015 한국비파괴검사학회지 Vol.15 No.1
원자력발전소에는 탄소강과 스테인리스강 용접을 위해 alloy600 용접재를 적용한 이종금속용접부가 다수 존재하며, 전 세계적으로 이종금속용접부에서 결함 발생 보고가 지속되고 있다. 주기적인 건전성 평가를 위해 이종금속용접부 초음파검사 일반절차서 (KPD-UT-10)를 적용하여 검사를 수행하고 있으며, 검사절차서에서는 탐촉자와 검사체 표면 사이의 간격을 최대 1/32"(0.8mm) 이내로 제한하고 있다. 국내의 일부 이종금속용접부는 테이퍼진 형상과 불규칙한 표면 형상을 가지고 있어, 가변형 위상배열초음파기술을 적용하여 검사 신뢰성을 높이고자 본 연구를 수행하였다. 연구 결과, 검사체 표면이 불규칙한 시편 내부의 인공결함에 대한 검출이 양호하였고, 이를 통해, 가변형 위상배열초음파기술의 현장 적용 가능성을 확인하였다. Nuclear power plant contain many dissimilar metal welds that connect carbon steel components with stainless steel pipes using alloy600 welding materials. Primary water stress corrosion cracks at dissimilar metal welds have been continuously reported around the world. In periodic integrity evaluations, dissimilar metal welds are examined using a generic ultrasonic testing procedure, KPD-UT-10. In this procedure, the gap between the probe and examination surface is limited to 1/32 inch (0.8mm). It is not easy to test some dissimilar metal welds in Korean plants applying ordinary technology because of their tapered shapes and irregular surface conditions. This paper introduces a method for applying a flexible phased array technology to improve the reliability of ultrasonic testing results for various shapes and surface conditions. The artificial flaws in specimens with irregular surfaces were completely detected using the flexible phased array ultrasonic technology. Therefore, it can be said that the technology is applicable to field examination.
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원전 보조계통 열교환기 튜브 와전류검사자 자격인증체계 개발
박병호(Byong-Ho Park),김덕진(Deok-Jin Kim),김창수(Chang-Soo Kim),정남두(Nam-Du Jung) 한국비파괴검사학회 2021 한국비파괴검사학회지 Vol.41 No.5
원전 보조계통 열교환기는 비-안전 등급 기기로 분류되지만 튜브의 열화로 인해 출력 감소 및 불시 정지를 유발할 수 있는 중요 기기로서, 열교환기 튜브의 건전성을 평가하기 위해 보빈코일 기법의 와전류검사를 적용한 비파괴검사를 수행한다. 따라서, 원전 운영자는 와전류검사 신호평가자가 튜브 열화를 정확히 탐지하여 인적오류가 발생하지 않도록 하기 위한 다양한 노력을 하고 있다. 이러한 일환으로 한수원 중앙연구원은 국내원전 보조계통 열교환기 와전류검사 신호평가자 자격인증체계(BOPH-A)를 개발하여 운영하고 있다. 금번에 개발한 자격인증체계는 가동중 및 폐기된 열교환기에서 발생한 결함 데이터를 바탕으로 결함의 발생 위치 및 메커니즘으로 특성화하여 데이터베이스를 구축하였으며, 특정유형 열화를 해석하는 평가자의 기반 지식과 데이터 평가 기술을 CBT 기반으로 검증한다. BOPH-A 개발 후 약 2년 반 동안의 시행 결과를 바탕으로 자격인증체계의 유효성과 적정성을 검토하였다. Balance of plant (BOP) heat exchangers in nuclear power plants are classified as non-safety class components, but these can cause a decrease in output and an unanticipated shutdown as a result of tube degradation. Eddy current testing (ECT) with the bobbin coil technique is used to evaluate the integrity of heat exchanger tubing. Therefore, utilities are making various efforts to prevent human errors in accurately detecting tube degradation by ECT signal analysts. To address this, KHNP-CRI has developed and operated a performance demonstration system for ECT analysts of BOP heat exchangers in Korean nuclear power plants. This performance demonstration system a database built by characterizing the location and damage mechanism based on defect data derived from in-service and retired heat exchangers. It also validates analyst"s knowledge base and data evaluation skill in interpreting specific types of damage mechanisms using a computer base test. The adequacy and validity of the system were reviewed from the results of a qualification test performed for two and a half years.
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