• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.30 no.4
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• pp.380-385
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• 2010

The integrity of components and piping of operating nuclear power plants has been identified by in-service inspection(ISI) requirements and activities commensurate with standards and codes such as KEPIC MI or ASME Code Section XI. However, the other various degradation mechanisms not considered during design stage of nuclear power plants have been checked by enhanced ISI. The requirements of enhanced ISI have been voluntarily developed by the industry itself or strickly issued by regulatory body. Even though the requirements were developed by the industry, they should be reviewed by regulatory body for their application in nuclear power plants. The enhanced ISI activities and requirements of non-destructive examination(NDE) which reflect the degradation issues in nuclear power industry will be primarily discussed in this paper.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.15 no.2
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• pp.407-414
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• 1995

원자력발전소의 주요 기기들에 대한 가동중검사는 관련법규에 따라 철저히 수행되고 있다. 그러나 최근 선진국에서는 이에 만족하지 않고 원전 기기의 안전성을 더욱 확고히 하기 위해 기존의 가동중검사 요건을 계속 강화하고 있으며, 원전 관련 당사자들은 강화된 요건들을 충족시키기 위한 노력을 끊임없이 계속하고 있다. 이 글에서는 원전 기기 가동중검사 신규 요건들인 초음파탐상검사 시스템의 기량검증(Performance Demonstration) 요건, 비파괴검사자 및 초음파검사자 자격 인정 요건(ANSI/ASNT CP-189, Appendix VII of ASME Sec. XI), 증기발생기 전열관 와전류검사, 신호평가자 자격인정(Qualified Data Analyst : QDA), 미국규제기관(NRC)에서 발행하고 있는 NRC Bulletin, NRC information 등의 가동중검사 관련 사항들을 살펴보고 선진 외국에서는 이들 요건 및 정보에 대해 어떻게 대처하고 있는가를 알아본다. 또한 국내에서도 이들 신규 요건에 대한 대처 현황과 대처 방안을 모색한다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.14 no.1
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• pp.32-38
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• 1994

현재 국내의 원자력(原子力) 발전소(發電所)는 경수로형 원자로(PWR)가 대부분이며, PWR의 경우 ASME Sec. XI의 요건에 따라 가동전(稼動前) 중(中) 검사(檢査)(preservice and inservice inspection)을 핵연료 교체 및 정기 보수 기간에 수행하고 있다. 현재 83년 및 86년 규격들이 검사에 적용되고 있으며 조만간 89년 규격(規格)이 적용(適用)될 시점이다. 따라서 원전 주요 부품에 대한 ASMB규격의 검사(檢査) 요건(要件)의 변화(變化) 과정(過程)을 살펴 보고 검사 강화 및 완화 내용을 검토하였다. 규격은 71년부터 89년까지를 대상으로 편집년도기준(編輯年度基準)으로 검토하였으며, 부록판의 내용은 제외하였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.13 no.1
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• pp.29-39
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• 1993

초음파탐상검사는 그 검사결과가 여타 비파괴검사법에 비해 검사자, 검사장비, 절차서 등 검사 시스템에의 의존도가 높으며, 이중에서도 특히 검사자의 능력과 숙련도에 크게 좌우된다. 따라서 검사결과의 신뢰도를 높이기 위해서는 무엇보다도 검사자에 대해 엄격한 자격인정(Qualification)이 필요하다. 초음파탐상검사는 원자력 발전소 기기의 가동전중검사시 가장 많이 적용하는 체적검사법으로써, 결함검출 및 평가의 신뢰도를 확보하기 위하여 최근 관련 기술기준에서는 검사자에 대해 보다 엄격한 자격인정을 요구함과 아울러 초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비, 절차서)에 대한 기량검증(Performance Demonstration)까지를 요구하고 있다. 위의 두 가지 요건을 성공적으로 충족시킬 수 있다면, 초음파탐상기술의 신뢰도는 크게 향상될 것이다. 본고에서는 최근 보다 강화된 원전 가동전중검사 초음파탐상검사 요원의 자격인정요건에 대해 자세히 알아봄으로써 관련 국내 기술기준의 제정과 앞으로 국내 원전 초음파탐상 검사요원에 대한 본 자격인정요건의 적용에 대비코자 하였다. 한편, "초음파탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건"은 초음파탐상 검사요원의 자격인정 요건과 밀접한 관계가 있으므로 다음에 별도로 기술코자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.306-311
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• 1994

경수로형 원전의 NSSS 및 2 차계통의 주요부품에 대한 가동전. 중 검사로 수행되는 초음파 검사에 관한 내용을 수록하였다. 경수로형 원전에 적용하고 있는 초음파 검사 기술요건으로 ASME Sec. V및 XI 의 과거 10여년간의 변경과정과 검사기술, 강화된 검사 결과 기록 기준, 검사대상 및 범위에 관하여 언급하였다. 초음파검사의 신뢰성 제고를 위한 신기술의 실제 검사 적용을 유도하는 규격화의 조짐이 89년 ASME Sec. V 및 XI 규격에서 나타나고 있으며, 검사 결과의 평가 해석을 정확히 할 수 있도록 컴퓨터 화한 신호 처리 개념이 수록되어 그 요건을 살펴보았다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.9
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• pp.1047-1052
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• 2012

Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) instances have been reported in the Alloy 600 reactor pressure vessel head penetration nozzle and the Alloy 82/182 dissimilar metal butt weld nozzle in several PWRs. Therefore, in-service inspection programs have been adopted worldwide to prevent failure at the weld region. If a PWSCC is observed at the dissimilar metal weld region during inspection, its structural integrity should be evaluated; however, this requires considerable time and effort, and this might lead to a decrease in the plant utilization coefficient. To prevent this, KHNP-CRI have established integrity assessment criteria and developed a computer program for the fast evaluation and judgment of PWSCC. In this paper, the results and current status of the same are presented. Through this study, criteria for the structural integrity evaluation of PWSCC have been established, and a computer program has been developed to realize technical means for the evaluation of PWSCC structural integrity.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2010.05a
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• pp.56-56
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• 2010

최근 강구조물의 건설이 지속적으로 증가되어 왔다. 또한 강구조물의 유지관리 및 안전성에 대한 관심이 급증하고 있다. 시설물의 안전성 확보는 대형사고의 사전 예방, 공용 중 갑작스런 가동 중지에 의하여 발생되는 비용증가를 사전에 차단 할 수 있다는 점에서 그 중요성은 매우 크다고 할 수 있다. 또한 각종 구조물은 열악한 사용조건, 고온, 고압, 고속, 대형화됨에 따라 일단 사고가 발생 했을 경우 대형사고의 위험이 예상되므로, 제작시 검사의 강화뿐만이 아니라 공용 중 구조물의 안전성을 진단 할 수 있는 모니터링 체계의 확립이 필요한 시점이다. 현재 국내에서 강구조물들의 균열 모니터링 시스템에 관한 연구는 매우 미흡한 실정이며, 현재 사용되고 있는 비파괴검사 방법은 UT와 RT등이다. 이러한 방법들은 많은 시간과 경비가 소요되며 또한 거대구조물 혹은 사람의 접근이 어려운 곳에는 적용하기가 힘들다. 또한 주기적인 검사 작업으로 인한 막대한 시간과 비용의 손실이 발생되고 있으며 초기 결함을 조기에 인지하지 못함으로써 적절한 보수 보강 대책이 이루어지지 않아 보수 보강 비용의 증대를 초래한다. 더욱이, 결함이 진전된 이후에도 이것을 인지하지 못하여 적절한 대응을 하지 않는다면 대형사고로 이어질 수도 있다. 따라서 강구조물에 대한 효율적인 유지관리가 가능하고, 초기결함으로부터 균열이 진전하여 붕괴되는 사고를 미연에 방지하며 초기에 보수보강 작업을 수행함으로써 보수보강 비용도 절감 할 수 있는 모니터링 시스템의 개발이 요구되고 있다. 이러한 모니터링 시스템의 개발은 기술적 측면에서 강구조물의 효율적인 유지 관리 노하우를 얻을 수 있으며 경제 산업적 측면에서는 보수 보강 비용 및 불필요한 주기적 점검 비용을 절감 할 수 있다. 이 연구에서는 전위차법을 이용하여 강구조물의 필렛 용접부에서의 균열진전양상을 파악하고 정량화를 통해 필렛용접부의 잔여수명을 예측하였다.

• Korean Security Journal
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• no.25
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• pp.89-107
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• 2010

The purpose of this study was to evaluate the effects of using cervical spinal stabilization exercise for the improvement of pain intensity, cervical range of motion, neck disability index, reposition sense, muscle tenderness with chronic neck pain in private security. For 21 patients diagnosed with chronic cervical pain and divided into cervical spinal stabilization exercise group and postural correction exercise group. Each exercise was conducted for 8 weeks. Pain and neck disability index were measured before and after exercise using the visual analogue scale(VAS) and the neck disability index(NDI). Range of motion were measured electronic goniometer, muscle tenderness of upper trapezius ad sternocleidomatoid were measured algometer, reposition sense were measured reposition panel before and after exercise. After 8 weeks of exercise, the cervical stabilization exercise group pain and neck disability were significantly decreased(p<0.05). Also there was significant difference in both group(p<0.05). In addition, range of motion, muscle tenderness reduce rate, reposition sense were significantly increase as compared to the pre-post exercise in cervical stabilization exercise group(p<0.05). But there was no significantly difference in postural correction group before and after exercise(p>0.05). And there was significantly increase more cervical stabilization exercise group than postural correction exercise group in range of motion, muscle tenderness reduce, reposition sense. In summary, cervical spinal stabilization exercise is more effective in improving cervical range of motion, muscle pain, reposition sense in private security on chronic cervical pain patients, in reducing patients' pain and disability. It is an effective treatment to aid rehabilitation in these cases.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.33 no.4
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• pp.368-375
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• 2013

Failure of small bore piping welds is a recurring problem at nuclear power plants. And the socket weld cracking in small bore piping has caused unplanned plant shutdowns for repair and high economic impact on the plants. Consequently, early crack detection, including the detection of manufacturing defects, is of the utmost importance. Until now, the surface inspection methods has been applied according to ASME Section XI requirements. But the ultrasonic inspection as a volumetric method is also applying to enforce the inspection requirement. However, the conventional manual ultrasonic inspection techniques are used to detect service induced fatigue cracks. And there was uncertainty on manual ultrasonic inspection because of limited access to the welds and difficulties with contact between the ultrasonic probe and the OD(outer diameter) surface of small bore piping. In this study, phased array ultrasonic inspection technique is applied to increase inspection speed and reliability. To achieve this object, the 3.5 MHz phased array ultrasonic transducer are designed and fabricated. The manually encoded scanner was also developed to enhance contact conditions and maintain constant signal quality. Additionally inspection system is configured and inspection procedure is developed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.327-335
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• 1995

The normal shutdown and maintenance period of a nuclear power plant can be remarkably shortened when the examination and maintenance works in steam generator tubes are simultaneously carried out with refueling job. There are nozzle dams to Hock the coolant How from reactor to steam generator. Workers are reluctant to install nozzle dam because of the high radiation exposure and the limited working space in steam generator. Moreover, the heavy weight of present nozzle dam makes it installation and removal works much difficult. In this paper, a lighter KAERI nozzle dam with increased flexural rigidity-to-weight was designed and manufactured by changing the structure design of the present nozzle dam and by selecting new material, carbon fiber-reinforced plastic.