원전 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 여러 가지 와전류검사 기법이 적용되고 있다. 이와 같은 와전류검사 기법중에서 보빈탐촉자 기법은 전열관에 발생할 수 있는 축방향균열, 마모 검사에 적용하고 있으며, MRPC 기법은 튜브시트 상단 및 곡관부위 균열의 정밀검사에 적용된다. 원전 증기발생기 전열관의 설치공정 혹은 운전중에 전열관에 덴트(dent, 혹은 ding) 및 벌지(bulge)가 형성될 수 있으며, 와전류검사에서 이러한 지시는 결함으로 간주하지 않기 때문에 일정 크기 이상의 지시만 검사보고서에 기록하여 관리하고 있다. 이러한 지시는 보빈탐촉자 기법으로 용이하게 검출이 가능하고 보빈단면형상검사에 의해 대략적인 크기의 측정이 가능하지만, 정확한 크기 및 형상은 알 수는 없으므로 본 연구에서는 단면형상검사의 정확도를 증가시키기 위해 $8{\times}1$ 다중코일 탐촉자를 설계 개발하여 그 정확도를 평가하였다. 한편, OPR-1000형 증기발생기 전열관의 튜브시트 확관 천이영역에 형성된 덴트부위에 균열성 결함이 발생할 가능성이 높기 때문에 일부 발전소에서는 예방차원의 슬리빙을 수행하고 있다 이와 같은 슬리빙 대상 전열관 선정시 본 검사기법을 활용하면 유용할 것으로 판단된다.
원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.
Laser cladding technology was studied as a method for upgrading the present repair procedures of damaged tubes in a nuclear steam generator and Doosan subsequently developed and designed a new Laser Cladding Repair System. One of the important features of this newly developed Laser Cladding Repair System is that molten metal can be deposited on damaged tube surfaces using a laser beam and filler wire without the need to install sleeves inside the tube. Laser cladding qualification tests on the steam generator tube material, Alloy 600, were performed according to ASME Section IX. Residual stress analyses were performed for weld metal and heat affected zone of as-welded and PWHT with SYSWELD software.
원자력발전소 증기발생기 전열관 건전성 유지를 위하여 매 주기마다 실시하고 있는 비파괴검사의 일종인 와전류검사(ECT, Eddy Current Testing)의 주요 공정은 크게 3가지로 분류할 수 있다. 첫 번째는 전열관 상태검사를 위한 신호데이터 취득공정이고, 두 번째는 취득된 신효를 판독하여 전열관의 건전성 여부를 진단하는 평가공정, 세 번째는 평가공정에서 발생하는 데이터를 토대로 전열관 이력 및 상태를 유지관리하는 공정으로 구분할 수 있다. 본 논문에서는 위의 세 번째 공정결과 생성되는 전열관 이력 및 상태자료를 데이터베이스화하여 유지 관리하고, 데이터베이스화된 내용을 바탕으로 전열관 상태 변화추이를 파악하는 기능, 현재까지 비 체계화된 모든 전열관의 이력자료를 다양한 보고서 형태로 출력할 수 있는 기능 둥을 제공하기 위한 "인트라넷 증기발생기 전열관 이력관리시스템"의 설계 및 구현과정 을 정 리 하였다.
본 논문은 David Harel이 제안한 Statechart based Formalism과 Statemate MAGNUM toolset을 이용하여 월성 원전 2/3/4호기 증기발생기 수위로 인한 원자로 정지를 activity chart 및 Statechart로 모델링하고 K&R C 코드를 자동으로 생산하였다. 이는 종전의 몇몇 소프트웨어 전문가에 의해서 개발될 수 밖에 없었던 원전 필수만전(Safety-critical) 소프트웨어를 정형화된 Computer Aided Software Engineering 도구를 활용하여 소프트웨어 생명주기중 요구사양명세 및 설계까지만 수행하고 그 이하는 모두 자동으로 생산하는 소프트웨어 공학의 핵심기술을 연구한 것이다. 자동으로 생산된 K&R C 코드는 품질이 우수하고 생산성이 높으며 이식성이 뛰어남을 확인할 수 있었다.
원자력발전소 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 계획예방정비 기간에 수행되는 와전류검사의 여러 가지 기법중에서 보빈 탐촉자 검사는 가장 기본적인 중요한 검사이다. 와전류 탐촉자는 검사 계통의 핵심적인 부분으로서 특정 절차서에 따라 평가가 이루어질 때 대상 시험체의 합부를 결정하는 자료를 제공하게 된다. 또한, 수집된 와전류신호의 품질은 사용되는 탐촉자의 설계특성, 기하학적 형태, 운전주파수에 따라 결정되고, 검사결과에 미치는 영향이 크기 때문에 와전류검사 탐촉자의 선정은 특히 중요하다. 본 연구에서는 국내 원전 증기발생기 전열관 검사를 위한 최적의 차동형 보빈탐촉자를 설계하였다. 또한 보빈탐촉자 시작품의 전기적 특성과 와전류신호 특성 평가를 수행하여 만족한 결과를 도출하였다.
기기 건전성의 온라인 검사 및 감시 기술은 기존의 원전의 가동 중 검사의 효율적 수행에 필요한 정보를 제공한다. 유도 초음파는 온라인 검사와 감시에 활용 가능성이 있는 기술 중의 하나로 알려져 있다. 본 연구에서는 온라인 검사 겐 감시 기술 개발의 일환으로 유도초음파를 이용하여 파이프의 건전성을 검사/감시하는 기술을 개발하고자 한다. 이를 위해 증기 발생기 세관을 실험 대상으로 하여 분산 선도 덴 특정 모드에 대응하는 초음파 입사각을 계산하였다. Short time Fourier transform을 이용한 시긴-주파수 분석을 통하여 유도초음파 모드를 확인하였으며, 유도 초음파가 증기발생기 세관의 곡관 부분을 통과할 때 모드 변환이 발생하지 않는 것을 실험적으로 확인하였다. 유도 초음파를 이용한 증기발생기 세관의 최적 검사 모드를 제안하고 실험에 의하여 이를 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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