• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.2079-2080
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• 2011

유중가스 감시 방식은 직관적이며 높은 정확도를 가져 변압기 건전성 감시를 위한 최적의 솔루션으로 공인받고 있다. 그러나 변압기는 본체외에도 OLTC, 냉각기, 붓싱등 절연유 감시만으로 완벽하게 건전성을 감시할 수 없는 부속장치들이 있으며 이러한 부속장치들의 고장은 변압기 고장의 시발점이 될 수 있다. 또한 절연유에서 이상 징후가 나타났을 때 변압기의 부속장치들의 건전성을 분석하면 고장부위를 예측하여 유지보수를 효율적으로 할 수 있다. 본 논문에서는 변압기의 유중가스 센서 이외에도 별도 외부 센서들을 추가로 이용하여 어떻게 변압기 운영에 유용한 정보를 만들 수 있는지에 대한 방법으로서의 모델링을 논하고자 한다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1816-1817
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• 2011

원자력발전소의 금속파편감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 원자로냉각재계통 내부에 존재할 수 있는 금속 이물질과 구조물 이완부에 의한 충격신호를 조기에 검출하여 원자로 구조물 및 핵연료 손상, 제어봉 구동장애 등을 미연에 방지하여 발전소 안전운전을 담당하는 중요 감시설비이다. LPMS는 금속 이물질이나 구조물 이완부에 의한 충격신호를 검출하기 위해 충격파에 민감한 가속도계를 원자로냉각재계통 중 금속파편이 자연적으로 모일 수 있는 각 구역의 표면에 최소 2개 이상 설치되어 있다. 원전은 규제요건에 따라 설비의 건전성 확인을 위해 24시간, 7일, 31일, 91일 마다 각 1회의 설비 건전성 시험을 수행하며, 계획예방정비기간 중에는 가속도계 주변에서 강구나 스프링 타격기를 이용한 충격시험을 통해 설비 전체의 건전성을 확인하고 있다. 설비 건전성 확인을 위해 경상운전 중에 수행하는 설비 건전성 시험에는 설비 특성상 가속도계 및 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 없다. 따라서 본 논문에서는 경상운전 중 가속도계와 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 있는 기법을 제시하고자 한다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2009.04a
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• pp.114-118
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• 2009

이 논문에서는 울돌목 시험조류발전소에 구축 중인 구조건전성 감시시스템의 계획, 설치 및 활용에 대하여 소개하였다. 현재 시험조류발전소에 설치된 센서로는 전기저항식 변형률계, 광섬유 FBG(Fiber Bragg Grating) 센서, 압전형 MFC(Macro Fiber Composite) 센서, 2축 경사계, 서보형 가속도계 등과 같은 지지구조물의 구조거동을 감시하기 위한 센서와 토크 센서, RPM 센서 등 발전 계통에 대한 감시를 위한 센서, 그리고 H-ADCP(Horizontal Acoustic Doppler Current Profiler)와 같은 외력조건에 대한 계측 장비 등이 있다. 센서 설치 후 현재까지 부분적으로 계측된 자료를 소개하고, 향후 건전성 감시시스템 개선 계획을 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1992.10a
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• pp.81-86
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• 1992

원자력발전소 1차 계통 내의 건전성 감시를 위한 설비로는 음향누설 감시계 통(Acoustic Leak Monitoring System: ALMS), 금속파편 감시계통(Loose Parts Monitoring System: LPMS) 및 원자로내부구조물 진동감시계통 (Internals Vibration Monitoring System: IVMS)등이 있다. 현재, 국내의 여 러 원전에는 이들중 일부 계통들이 선택적으로 설치되어 운전중이며, 영광 3,4호기에서는 국내 최초로 이들 3개의 계통을 종합한 핵증기공급계통 건전 성감시계통(Nuclear Steam Supply System Integrity Monitoring System: NIMS)을 설계하였다. 특히, 영광 3,4호기 NIMS에서는 각 계통에 의해 감지 된 1차 계통 내의 이상상태를 하나의 분석컴퓨터(Analysis Computer)를 사 용하여 해석하는 종합결함 탐지해석 기법을 도입하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.315-320
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• 1996

영광 3호기의 정지냉각펌프 성능감시 설비로는 펌프 유량계, 입구압, 출구압, 모터전류 등이 있으며 현장에서 펌프의 소음 감시나 진동 측정 등을 통하여 펌프 건전성을 확인할 수 있다. 부분충수운전중 여러 연구결과 제시된 펌프의 이상징후 증상은 펌프의 소음 증가, 유량계 또는 모터전류의 불규칙 요동이 있으나 정량적인 값을 제시하지 못하고 있으며 공기유입량에 대한 운전제한 근거만 정량적으로 제시되고 있다. 즉, WCAP-l1916에 따른 펌프의 손상 판단 근거는 연속적인 공기 흡입의 경우 2%이내, 간헐적인 공기흡입의 경우 5%를 제시하고 있다. 영광 3 호기의 부분충수운전시 펌프 입구압력을 제외한 다른 펌프 성능감시 변수들은 허용오차 이내로 별다른 펌프 이상 징후를 발견하지 못하였다. 그러나 펌프 입구압력 기록계의 입구압력 및 진동폭 변화는 정지냉각유량률, RCS 수위, 증기발생기 노즐댐 설치 유무에 따라 민감한 변화를 보여주었으며, 펌프의 건전성 감시에 가장 효과적인 변수임을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.111-117
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• 1998

원자로 압력용기는 운전기간 동안 중성자 조사에 따른 재료의 기계적 성질이 변화되므로, 용기의 건전성 유지여부를 평가하기 위하여 조사시편을 이용한 주기적인 감시시험이 요구된다. 그러나 감시시편은 방사성 물질로서 일반 환경조건에서 시험이 불가능하다. 따라서 국내의 자력기술로 완공된 조사재시험시설의 핫셀 내에서 감시시험의 주요항목인 온도감시자, 충격, 인장, 파괴인성, 그리고 성분분석 등에 대한 시험을 수행하기 위하여 관련된 규정에 합하도록 장비 및 시험 평가기술을 개발하였다.

• 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
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• 2009.08a
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• pp.367-369
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• 2009

본 논문은 저전력 무선 임피던스 기반 구조물 건전성 감시 USN 시스템을 활용하여 electro-mechanical Impedance 센서의 일종인 PZT센서를 부착한 배관 구조물의 건전성을 진단하는 방법과 그 실험 결과에 대해 소개 한다. 기존에는 건설구조물에 가해지는 전기적인 입출력비에 해당하는 임피던스를 계측하기 위해서 비교적 고가의 대형 계측 장비가 필요로 했으며, 구조물에 설치된 센서를 계측장비에 연결하기 위한 유선의 케이블 작업 역시 추가로 필요했었다. 대형 배관 구조물의 경우에는 이러한 문제점 때문에 임피던스를 이용한 능동형 센서가 제대로 활용되지 못하고 있고 비정기적인 비파괴검사에만 국한되어 사용되어 왔다. USN기술은 저전력 소출력 무선통신을 통해 기존의 계측시스템과는 다른 상시모니터링의 장점을 가지고 있는 기술로서 최근 토목/건설 분야에서 적극적으로 활용이 되는 융합기술이다. 본 논문에서 구조물 건전성 감시 분야와 저전력 무선 계측 기술의 통합을 통해 얻어진 최적화된 배관 건전도 진단 센서 노드의 효율성을 정량적 실험 데이터를 통해 입증하고, 앞으로의 연구 방향에 대한 제안으로 끝을 맺는다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.532-537
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• 1997

최근 세계 각 국에서는 노후된 원전의 연장운전과 관련하여 주요기기의 손상진단 또는 수명평가를 통한 지속적인 안전성 보장과 원전의 정비계획 수립, 효율적인 원전이용 등을 위하여 기기의 손상평가 및 성능감시를 수행할 수 있는 각종 감시시스템을 개발하고 있다. 국내의 경우도 발전소 가동년수 증가와 함께 안정적인 전력수급을 위해 연장운전에 대한 타당성 검토를 수행한 바 있으며, 그 후속연구도 진행될 예정으로 있어 발전소를 구성하고 있는 주요 기기의 안전성 확보와 신뢰도 향상이 요구되고 있다. 이러한 측면에서 Prototype 형태로 기기 건전성 평가에 활용할 수 있는 과도상태, 조사취화, 피로손상, 균열성장 및 부식손상 평가모듈을 개발하고, 이를 통합하여 원자력 발전소 종합 진단감시시스템을 구축하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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• pp.555-561
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• 1994

The program of performing a fast and automatic analysis of gamma ray spectra obtained by a Multi-Channel Analyzer (MCA) is developed for the surveillance of the nuclear fuel integrity. The integrity of the nuclear fuel is confirmed by the measurement of the radiation level of the reactor coolant through the real time monitoring and the periodic sampling analysis. In Yonggwang nuclear power plane 3 and 4, the Process Radiation Monitoring System (PRMS), which is a real time monitoring system, provides a measure of the fuel integrity. Currently, its spectrometer channel can identify only one radionuclide at a time since the signal processing unit of the spectrometer channel is a Single Channel Analyzer (SCA). To improve the PRMS, it is necessary to substitute the MCA for the SCA The program is operated in a real time mode and an on-demand mode, and automatically performed for all procedures. The test results by using the National Bureau of Standards (NBS) mixed standard source are in good agreement with those from Canberra System 100 which is a commercial MCA Consequently, the developed program seems to be employed for automatic monitoring of gamma rays in nuclear power plants.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.24 no.4
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• pp.331-340
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• 2004

Deployment of an advanced on-line monitoring of the component integrity offers a prospect of improved performance, enhanced safety, and reduced overall cost for nuclear power plants. Ultrasonic guided waves have been known as one of the promising techniques that could be utilized for on-line monitoring. The present work is aimed at developing a new method for on-line monitoring of the pipes during the operation period of nuclear power plants. For this purpose, the steam generator (S/G) tube was selected as an object of tile experiment. Dispersion corves and the incident angles corresponding to the specific modes were calculated for the S/G tube. The modes of guided waves were identified by the time-frequency diagrams obtained by the short time Fourier transform. It was experimentally confirmed that there was no mode conversion when the ultrasonic guided waves passed over the curved region of the S/G tube. An optimum mode of guided wave for the S/G tube was suggested and verified by the experiment.