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한국표준형 원전 증기발생기 Stay 용접부 자동검사시스템 및 현장 검증
임사회,박치승,박철훈,주금종,노희충,윤광식,Lim, Sa Hoe,Park, Chi Seung,Park, Chul Hoon,Joo, Keum Chong,Noh, Hee Chung,Yoon, Kwang Sik 한국압력기기공학회 2010 한국압력기기공학회 논문집 Vol.6 No.1
The stay cylinder weld at the steam generator of Korean Standard Nuclear Power Plants is safety class I component and is subjected to be inspected by the volumetric examination such as ultrasonic method. As accessibility of this area is limited due to the narrow space and high radiation, the existing manual inspection method involves various difficulties. Moreover operators may be exposed to internal contamination by contaminated dust during the surface buffing process to improve the inspection reliability of this area. Recently the new automatic inspection system for stay cylinder welds has been developed. The inspection system basically consists of a driving assembly, data acquisition device and signal processing units. The driving assembly is classified by 1) the scanner for inspecting and buffing the weld, 2) pillars for guiding the scanner and 3) the base frame for loading and supporting pillars. The scanner has 4 sensor modules to inspect in 4 refracted angles and 4 incident directions. These components can be inserted into the skirt of the stay cylinder through the manway hole and assembled easily by one-touch in the skirt. Data acquisition device and signal processing units developed in previous works are also newly upgraded for better processing of data analysis and evaluation. The system has been successfully demonstrated not only in the mock-up but also in the field. In this paper, newly developed inspection system for the stay cylinder weld of the steam generator is introduced and their field applications are discussed.
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원전 저압케이블 열화도 평가를 위한 초음파 음속계측에 관한 연구
김경조,강석철,구철수,김진호,박재석,주금종,박치승 한국비파괴검사학회 2004 한국비파괴검사학회지 Vol.24 No.4
원자력발전소에는 여러 종류의 케이블이 전력공급, 감시 및 제어신호의 전달을 위해 열악한 환경하에서 이용되고 있다. 발전소의 안전한 운전을 위해서 이 케이블이 어느 정도 열화 되었는지 확인할 필요가 있다. 특히, 원자력발전소의 수명 연장과 더불어 저압 케이블을 장기간 사용함에 따라서 저압케이블의 열화를 평가하기 위한 방법이 필요하게 되었다. 저압케이블의 열화를 측정하는 파라미터로는 주변 온도, 절연재질의 경도, 파단시 연신률(EAB, Elongation At Breaking Point)등이 있다. 그러나, 온도나 경도를 계측하는 검사는 정량적인 판단기준의 설정이 곤란하고 진단의 정밀도가 낮으며, 부분적으로 샘플링하는 방법은 샘플링되는 케이블에 연결된 부하를 정전시켜야 하고 장소와 시간적인 제약이 있으며, 전기적 측정법은 노화 초기부터 중기까지의 열화정도를 확인하기 어렵다. 본 연구에서는 재료의 열화에 따라서 초음파의 음속이 변화한다는 이론적인 배경 [1,2]를 바탕으로 저압 케이블 재료의 열화에 따른 초음파의 음속을 측정하였다. 이를 위해, 원자력발전소에서 사용되는 저압케이블을 가속 열화시켰으며, 저압케이블의 피복재에서 초음파의 음속을 측정할 수 있는 장비를 개발하여, 초음파의 음속측정 후 인장시험을 통해 파단시 연신률을 측정하였다. 파단시 연신률이 증가함에 따라서 음속이 선형적으로 감소 하였으며, 초음파의 음속은 열화의 정량적 평가 파라미터로서의 사용 가능성을 확인할 수 있었다. Several kinds of low voltage cables have been used in nuclear power plants for the supply of electric power, supervision, and the propagation of control signals. These low voltage cables must be inspected for safe and stable operation of nuclear power plants. In particular, the degradation diagnosis to estimate the integrity of low voltage cables have recently been emphasized according to the long use of nuclear power plants. In order to evaluate their degradation, the surrounding temperature or hardness is not useful because of the absence of quantitative criteria; the inspection of a sample requires turning off of the power plant power; and, the electrical inspection method is not sufficiently sensitive from the initial through the middle stage of degradation. In this research, based on the theory that the ultrasonic velocity changes with relation to the degradation of the material, we measured the ultrasonic velocity as low voltage cables were degraded. To this end, an ultrasonic degradation diagnosis device was developed and used to measure the ultrasonic velocity with the clothing on the cable, and it was confirmed that the ultrasonic velocity changes according to the degradation of low voltage cables. The low voltage cables used in nuclear power plants were degraded at an accelerated rate, and EAB was measure in a tensile test conducted after the measurement of ultrasonic velocity. With the increasing degradation degree, the ultrasonic velocity decreased, whose potential as a useful parameter for the quantitative degradation evaluation was thus confirmed.
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