압력 $10^{-9}$ Torr 이하의 초고진공(ultrahigh vacuum) 영역에서의 압력 측정에는 수 mA의 열전자로 잔류 가스를 이온화시켜 그 이온 전류를 측정하는 이온게이지를 주로 사용한다. 압력이 $10^{-12}$ Torr영역 이하인 극고진공(extreme high vacuum: XHV) 영역에 진입하면, ESD (electron stimulated desorption) 효과 등에 의한 이온 게이지 자체의 가스방출률이 커져 정확한 압력 측정이 곤란해 진다. 극고진공 영역에서 이온 게이지는 수 와트(W) 이상의 전력을 사용하여 수 mA의 열전자를 방출시키나, 신호인 이온 전류의 양은 1pA 이하이기 때문에 열전자에 의해 발생되는 백그라운드 전류에 묻혀 신호 전류가 측정되지 않는다고 할 수 있다. 100 nm 이하의 곡률을 가진 뾰족한 금속 탐침에 강한 전기장을 걸어주면 고체 내부의 전자가 터널링 효과에 의해 진공 중으로 방출되며, 이를 전계방출(Field Electron Emission) 효과라 부른다. 전계 방출 전류량은 탐침 표면의 일함수에 의존하며, 일함수가 클수록 지수함수 적으로 감소한다. 금속 표면에 진공 중의 잔류 가스가 부착하면 일함수가 증가한다. 가열에 의해 전계방출 탐침의 표면을 세정한 후에 전자 빔을 방출 시키면, 표면에 가스 분자가 흡착하여 방출 전류량은 점점 감소한다. 감소 속도는 압력에 비례하며, W(310) 탐침의 경우 $10^{-10}$ Torr 영역에서는 수분만에 최초 전류값의 1% 이하로 감소한다. 전계방출 전류의 감소속도가 압력에 비례하는 현상을 이용하여 압력을 측정하였다. Extractor Ionization Gauge 측정값 $5{\times}10^{-12}-3{\times}10^{-10}$ Torr의 범위에서 (111) 방향으로 정렬된 텅스텐 단결정 탐침을 사용하여 방출전류의 로그값을 시간의 함수로 semilog그래프를 그리면, 그래프는 직선을 그리며 그 기울기가 압력에 비례함을 알 수 있었다. 기울기 값과 게이지 측정값은 $10^{-11}{\sim}10^{-10}$ Torr 영역에서 거의 완벽한 비례관계를 보여주었으나, $10^{-12}$ Torr 영역에서 게이지 측정값은 기울기 값에서 추출한 압력치보다 높은 값을 보여주었으며, 이는 게이지 백그라운드 전류에 의한 차이라고 생각된다. W (310) 탐침의 방출전류는 그 감소속도가 W (111) 탐침과 마찬가지로 압력에 비례하였으나, 전류-시간 그래프는 가열 세정 직후에 전류가 거의 감소하지 않는 $2{\times}10^{-10}$ Torr에서 약 10분간 지속되는 '안정 영역'이 존재함을 보여주었다. '안정 영역'은 $10^{-11}$ Torr 영역에서는 수십분, $10^{-12}$ Torr 영역에서는 수시간 이상으로 증가하였다. 초-극고진공 영역에서의 잔류가스 주성분인 수소에서 물, 일산화탄소등의 가스로 바뀌면 '안정 영역'은 사라졌고, 이는 '안정 영역'이 수소 흡착에 의해서만 나타나는 고유 현상임을 말해준다.
압력방출밸브는 높은 압력을 조절하여 안정성을 유지하는 기계적 요소로, 압력용기, 증발기, 파이프라인 등 사용되고 있다. 높은 압력이 발생되면 스프링의 탄성력을 사용하여 압력방출밸브의 출구로 유체를 흘려보냄으로써 압력을 낮추게 되고, 정상적인 압력으로 돌아오게 되면 압력방출밸브는 초기상태로 돌아가게 된다. 압력방출밸브는 순조롭게 작동되어지기 위하여 요구되는 구조적 안정성을 만족하도록 설계되어져야한다. 본 연구에서는 상업용 소프트웨어 ANSYS/WORKBENCH를 사용하여 압력방출밸브의 유동해석과 구조해석을 수행한 결과 구조적 문제를 발생시킨다는 것을 알 수 있었다. 따라서 구조적 안전성을 만족하는 설계를 수행하고, 설계변수에 따른 구조적 안전성을 예측해보고자 한다.
본 연구에서는 음향방출법을 활용한 복합재 연소관의 구조적 건전성 평가 방법을 개발하기 위하여 표준 평가용 시험 시편의 수압 시험 중, 압력용기로부터 방출되는 음향방출 신호를 측정함으로써 시편이 파괴되기 전, 대략적인 시편의 파열 위치 예측 및 일정 압력 유지 상태에서 hit rate(hit/sec) 양상에 의한 시편의 건전성 평가 방법을 제시하였다. 데이터 분석 기법의 향상을 위하여 음향방출 데이터를 시간 및 센서별로 분류하는 프로그램을 개발하였다. 수압 시험을 낮은 압력 단계부터 높은압력 단계까지 일정 압력 유지 상태에서 발생한 hit 수와 1분간 유지한 후, 발생되는 hit rate의 값의 크고 작음이 복합재 압력 용기의 결함수의 증감으로 나타났으며, 이로부터 복합재 압력 용기의 파열 압력과의 상관 관계 및 건전성을 예측할 수 있었다. 복합재 압력 용기의 파열 위치는 energy rate(energy/sec) 측정값을 분석하여 예측하였으며, 시편 파열 압력의 25∼36%에서 가능하였다.
복합재 연소관의 구조적 건전성 평가 방법을 개발하기 위하여 표준 평가용 시편의 수압 시험 중, 연소관으로부터 방출되는 음향방출(acoustic emission: AE) 신호를 측정 장비를 이용하여 신호 처리함으로써 시편이 파괴되기 전, 대략적인 시편의 파열 위치 및 일정 압력 유지상태에서 hit rate 양상에 의한 건전성 평가 방법을 제시하였다. 데이터의 분석 기법 향상을 위하여 음향방출 데이터를 시간 및 센서별로 분류하는 프로그램을 개발하였다. 수압 시험을 낮은 압력 단계부터 높은 압력 단계까지 일정 압력 유지 상태(load-hold)에서 발생한 hit 수와 1분간 유지한 후 발생되는 hit rate(hit/sec)의 값의 크고 작음이 복합재 압력 용기의 결함수의 증감으로 나타났으며, 이로부터 복합재 압력 용기의 파열 압력과의 상관관계 및 건전성을 예측할 수 있었다. 복합재 압력 용기의 파열 위치는 energy rate(energy/sec) 측정값을 분석하여 예측하였으며, 파열 압력의 30∼50%에서 가능하였다.
본 연구에서는 복합재료에 적용 가능한 음향방출 비파괴 시험 평가 기법의 정립을 목표로, 복합재 표준 시험용 평가 시편(STEB), 금속재 압력용기 내부의 복합재 내열튜브, 추진기관 토출관 등의 수압 보증 시험에서 음향방출 시험법을 적용하였다. 복합재 표준 시험용 평가 시편의 경우 음향방출 hit rate parameter를 이용하여 파열압력이 낮은 시편(2100psi이하)과, 파열압력이 높은 시편(2100psi이상)과의 구분이 가능하였으며, 파열압력이 낮은 시편은 파열압력의 50%범위내에서 과열위치의 탐지가 가능하였다. 금속재 압력용기 내부의 복합재료 내열튜브 및 추진기관 토출관의 시험 결과, 수압시험 중 크랙의 발생 압력, 초기 발생 위치, 및 진전과정의 탐지가 가능하였다.
원전발전소에 납품되는 원전용 안전밸브의 성능은 ASME나 KEPIC와 같은 기술기준코드에 따라 설정압력, 블로우다운(blowdown), 풀리프트(Full lift), 누설(leakage), 방출용량(discharge flow rate)등과 같은 특성인자로 평가된다. 그 중에서도 방출용량은 ASME SEC III NB 7000 코드에 따라 ASME 용량인증이 요구되지만, 아직 국내에는 국제적으로 공인되니 압력방출장치 용량시험기관이 부재하여 외화유출 및 국내 PRD 기술개발에 많은 어려움이 있어왔으며, 이에 따라 원전 PRD 인증기관 개발을 통하여 세계적인 인프라 구축의 필요성이 부각되고 있다. PRD 인증기관 구축은 국내 원전 핵심기자재의 고급기술 국산화에 이바지 할 수 있고, PRD 성능 및 용량시험지원을 통하여 국내 밸브기술 경쟁력 확보하는 데 기여할 것으로 기대된다.
최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.
사용하지 않은 새 금속 압력용기에 대하여, 사용 전 음향방출시험을 수행할 때 장비점검, 탐촉자간 거리, 탐촉자 위치, 전 측정 시스템 점검, 가압방법, 잡음 제거법 및 시험 결과의 평가 등에 대한 절차를 수립하고 현장 응용시험이 수행되었다. 일반적으로 음향방출 시험은 많은 잡음을 포함하는데 시험동안 관찰결과를 기록하여 평가 시 시간 필터링함으로서 잡음을 제거할 수 있었다.
자동차용 CNG 연료탱크의 복합재료 중앙부 표면에 150 kHz 공진형 음향방출센서를 부착하고, 물을 매질로 하여 용기의 내압을 단계적으로 상승시켜 가면서 각 단계에서 일정시간 압력을 유지시키고 그 때 발생하는 음향방출신호를 획득하였다. 이 때 획득한 음향방출신호의 amplitude, count, duration 및 risetime 등과 같은 음향방출 변수들의 분포를 살펴본 결과 복합재료 압력용기의 손상메커니즘을 추정하고 손상정도를 평가하는데 유용하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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