코일에 고주파전압을 걸면 교류자계가 발생하며 이 자게 내의 금속재료에 와전류가 발생하는데 와전류는 재료의 재질, 결함, 이종금속, 형상변화 등에 의해 그 발생상태가 다르기 때문에 검출용 코일에서 얻어진 신호성분을 해석함으로써 재료의 비파괴검사가 가능하다. 원자력발전소에서는 증기발생기와 열교환기를 정기적으로 이 와전류 탐상검사를 수행하고 결함상태를 평가하여 그 결과를 대용량 Media에 저장한다. 본 논문에서는 평가결과 정보를 추출하고 변환 처리하여 RDBMS에 입력 관리하는 과정과 다양한 형태의 열교환기 Tubesheet를 편집하는 기능, 사용자의 검색조건 선택에 따라 데이터베이스를 Query하여 Tubesheet에 Mapping 처리하는 기능, 검사주기 및 기기별로 평가결과를 비교 분석할 수 있는 통계/보고서 기기사양정보 및 검사정보관리 등 제반 Application 시스템 구현 결과를 소개한다.
혈액 및 생체시료 중 필수원소 혹은 독극성 원소의 극미량상분 정밀측정과 동위원소비율측정에 널리 사용되는 유도결합플라즈마 질량분석기(ICP-MS)의 기본원리를 소개하고 ICP-SM를 이용한 혈액중 낮은 ppb수준의 Cd, Hg 그리고 Pb의 정밀분석법을 소개한다. 혈액은 많은 양의 유기물을 포함하고 있으므로 digestion bomb에 질산과 과산화수소를 넣어 microwave oven에서 고온고압 상태로 분해시켜 많은 용액을 얻어 이 용액을 플라즈마에 주입시켜 분석한다. 그리고 수온은 tin(II) chloride 용액을 환원제로하여 생성시킨 수은원소증기를 membrane liquid-gas separator를 이용하여 뽑아내어 플라즈마에 주입시켜 낮은 ppt 수준의 검출한계를 얻는다. 또한 높은 정밀도와 정확도와 극미량 원소 측정에 사용되는 동위원소 회석법율 소개하고 실제 혈액분석에의 응용방법을 제시한다.
제어로봇시스템학회 1993년도 한국자동제어학술회의논문집(국내학술편); Seoul National University, Seoul; 20-22 Oct. 1993
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pp.250-255
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1993
In this paper, for detection and isolation of instrument and process faults related with steam generator(S/G) in nuclear power plant, two types of observers are designed based on the linearized dynamic model of S/G : a bank of Dedicated Observers (DOS) for instrument faults detection and a bank of Unknown Input Observers(UIO) for process faults detection. And then, they are combined to decide which one between the above two faults occurs. In principle, the failure in ith instrument(process) can be isolated by monitoring the error between the ith output and its estimation obtained from the ith DOS(UIO). It is shown via computer simulations that the present scheme is feasible in finding out the source of a fault.
Recently, in the food, paper, steel and plastic industries, plate or sheet type products have been produced by the rolling drum. Steam heating drums are introduced into plastic products facilities in order to keep the density, microstructure, and strength of material uniformly. The drum journal can not help being concentrated by stresses due to the bending and torsion. Especially the drum, heated by high pressure steam, might be exposed in the steam leakage accident. First of all, the stresses on the steam drum journal are to be analyzed, and a case study proper to the subject was performed with a scraped journal, in order to investigate the failure characteristics as well as the initiation and propagation of fatigue cracks, and most probable circumstances of crack initiation. As the result of this study, it is suggested that newly installed drum journal be thoroughly inspected at the next periodic maintenance intervals for evidence of cracking, the microstructure examination and hardness measurements to prevent steam drum from the failure accident.
원자력발전소에서는 수많은 Tube로 구성된 증기발생기와 열교환기를 정기적으로 와전류를 이용하여 비파괴검사를 수행한다. 와전류는 재료의 재질, 결함, 이종금속, 형상변화 등에 의해 그 발생상태가 다르기 때문에 검출용 코일에서 얻어진 신호성분을 해석함으로써 재료의 비파괴검사가 가능하다. 본 논문에서는 비파괴검사정보를 추출하고 변환 처리하는 과정과 비파괴검사정보를 Tubesheet에 Mapping 처리하는 기능, 검사주기 및 기기별로 비파괴검사정보를 비교 분석할 수 있는 기능, 하나의 Tube에 대한 결함깊이별, 결함진폭별 결함성장률 현황 등 Tube의 건전성을 평가할 수 있는 추이분석 자료를 제공하는 시스템의 설계와 구현에 대한 개발 결과를 소개한다.
발전소나 석유화학 플랜트 구조물에 누설이 발생하면 인명 피해 및 경제적인 손실을 초래한다. 이러한 누설은 플랜트 배관의 진동으로 인한 피로파괴나 배관 감육으로 인해 발생한다. 플랜트 배관의 진동을 감시하기 위한 방법으로 주로 가속도센서나 레이저센서가 사용되지만 설치 및 운용의 어려움이 따르고 동시에 광범위 측정 시 비용 증가가 발생하게 된다. 이러한 문제점들을 해결하기 위해 최근 카메라를 이용한 누설 및 진동 변위 측정 방법에 대한 연구가 이루어지고 있다. 카메라를 이용한 누설 및 진동 변위 측정 방법은 설치가 간단하고 원거리 측정 및 넓은 범의의 측정이 가능한 장점을 가지고 있다. 따라서 본 연구에서는 카메라를 이용해 누설 및 진동 변위를 측정할 수 있는 시스템을 개발하였고 실험을 통해 성능을 검증하였다.
본 논문은 핵발전소 증기발생기의 초음파 비파괴 검사용 프로그램 개발에 관한 것이다. 개발된 프로그램은 A, B, C, D-스캔과 같은 고전적인 해석방법뿐만 아니라 3차원 영상처리 기법을 이용하여 증기발생기 내부에 발생한 결함을 해석하고 검출할 수 있다. 결함의 3차원 영상은 핵발전소의 파이프라인으로부터 얻어진 1차원 초음파 데이터를 EMD(Empirical Mode Decomposition)로 분석해 결함의 위치를 구하고 voxel을 이용하여 구현하였다. 얻어진 3차원 영상은 2차원 해석방법을 사용하지 않더라도 결함의 위치, 형태, 크기 등과 같은 유용한 정보를 얻는데 용이하다. 개발된 프로그램은 이미 결함의 위치 및 모양, 크기 등을 알고 있는 시편의 측정에 사용하여 프로그램의 정확성을 검증하였고, 3차원 영상으로 결함의 입체적 모양을 구현하였다.
본 논문은 컨볼루션 신경망(CNN)을 이용하여 폭발물 성분의 용량별로 분류할 때의 성능을 평가하는 연구이다. 기존의 폭발물 분류 방식 중에 IMS 증기 탐지기 방식은 폭발물의 농도가 사용자가 장비에서 설정한 임계치를 넘어야만 폭발물의 존재 여부를 판단한다. IMS 증기 탐지기는 폭발물이 존재하더라도 임계치를 넘지 않는 양이면 폭발물이 존재하지 않는다고 판단하는 문제가 있다. 따라서 폭발물 성분의 농도가 임계치를 넘지 않는 양일 때에도 폭발물 성분을 검출하는 방안이 필요하다. 이에 따라 본 논문에서는 폭발물 시계열 데이터를 Gramian Angular Field(GAF) 알고리즘으로 이미지화를 진행한 후 이미지와 영상처리뿐만 아니라 시계열 데이터 처리에도 뛰어난 성능을 보이는 딥러닝 모델인 컨볼루션 신경망(CNN)으로 직접 label을 설정해서 지도학습을 진행한 결과 폭발물 성분의 농도가 임계치를 넘지 않는 양일 때에도 폭발물 성분이 존재한다고 판단함과 동시에 폭발물 성분의 종류와 폭발물 성분의 농도의 양을 같이 판단할 수 있는지 성능평가를 진행했다.
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.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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