• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• 비파괴검사학회지
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• 제23권4호
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• pp.334-341
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• 2003

중수로 압력관이 주위를 둘러싸고 있는 칼란드리아관과 접촉될 경우, 압력관의 내면과 외면의 온도차로 인하여 수소(중수소)의 열 확산이 발생하며 결과적으로 압력관 외면에 수소화물 블리스터가 형성된다. 수소화물 블리스터는 음향학적으로 지르코늄 매질과 연속성을 가지기 때문에 일반적인 초음파 검사법으로는 탐지하기가 어렵다. 지르코늄 압력관 외면에 발생한 작은 수소화물 블리스터를 압력관 내면에서 탐지하기 위하여 초음파 모드 변환 및 속도비 방법을 개발하였다. 정적인 열확산 실험 장치를 사용하여 압력관 외면에 수소화물 블리스터를 성장시켰다. 종파 에코의 비행시간과 모드 변환된 반사 횡파 에코의 비행시간을 측정하여 종파 대 횡파 속도비를 계산하였으며 이를 속도비를 수정된 등고선 표현 방식으로 나타냈다. 초음파 속도비 방법이 일반적인 종파 비행시간방법보다 수소화물 블리스터 탐지 감도가 우수하며 블리스터 형상화 측면에서도 실제 형상과 유사하게 재현하고 있음을 알 수 있었다. 또한 중수로 압력관 초음파 검사사양과 동일하게 최적화 조건에서 수소화물 블리스터 탐지한계는 보수적인 관점에서 압력관 외면에 나타나는 크기를 기준으로 약 $500{\mu}m$로 평가되었다.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2005년도 ICCAS
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• pp.346-351
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• 2005

The outlet feeder pipe thinning in a PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) is caused by high pressure steam flow inside the pipe, which is a well known degradation mechanism called FAC (Flow Assisted Corrosion). In order to monitor the degradation, the thickness of the outlet bends closed to the exit of the pressure tube should be measured and analyzed at every official overhaul. This paper develops a mobile feeder pipe inspection robot that can minimize the irradiation dose of human workers by automating the measurement process. The robot can move by itself on the feeder pipe by using an inch worm mechanism, which is constructed by two gripper bodies that can fix the robot body on the pipe, one extendable and contractable actuator, and a rotation actuator connected the two gripper bodies to move forward and backward, and to rotate in the circumferential direction

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.816-821
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• 2004

The outlet feeder pipe thinning in a PHWR (Pressured Heavy Water Reactor) is caused by high pressure steam flow inside the pipe, which is a well known degradation mechanism called FAC (Flow Assisted Corrosion). In order to monitor the degradation, the thickness of the outlet bends closed to the exit of the pressure tube should be measured and analyzed at every official overhaul. This paper develops an automatic feeder pipe inspection system that can minimize the irradiation dose by automating the measurement process. The robot can move by itself on the feeder pipe by using an inch worm mechanism, which is constructed by two gripper bodies that can fix their body on the pipe and one extendable and retractable body connected the two gripper bodies to move forward and backward.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권8호
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• pp.1118-1122
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• 2005

The direct current potential drop (DCPD) method and the unloading compliance (UC) method with a crack opening displacement gauge were applied simultaneously to the Zr-2.5Nb curved compact tension (CCT) specimens to determine which of the two methods can precisely determine the crack initiation point and hence the crack length for evaluation of their fracture toughness. The DCPD method detected the crack initiation at a smaller load-line displacement compared to the UC method. As a verification, a direct observation of the fracture surfaces on the curved compact tension specimens was made on the CCT specimens experiencing either 0.8 to 1.0 mm load line displacement or various loads from $50\%\;to\;80\%$ of the maximum peak load, or $P_{max}$. The DCPD method is concluded to be more precise in determining the crack initiation and fracture toughness, J in Zr-2.5Nb CCT specimens than the UC method.

• 비파괴검사학회지
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• 제25권4호
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• pp.294-303
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• 2005

본 논문은 가압 중수로형 원자력발전소 압력관의 건전성 평가에 적용하고 있는 각 비파괴검사기술의 특정을 평가하기 위해서 IAEA(International Atomic Energy Agency)주관으로 세계 6개국이 참여하는 수행한 다자간 비교시험(Round-Robin Test)결과를 분석한 내용이다. 이 다자비교시험에는 세계적으로 현재 가압 중수로형 원자력발전소를 운영하고 있는 한국, 카나다, 인도, 아르헨티나, 루마니아, 중국 등 총 6개구깅 참여하였으며, 시험에는 한국에서 제작한 인공결함시험편(시험편명 : "KOR-1")이 사용되었다. 본 연구를 위해 참여 6개국에서 적용한 비파괴검사 기술은 현재 압력관의 건전성 평가에 적용되고 있는 초음파검사와 와전류검사 등의 2가지 기술이다. 결함시험편에는 균열성 노치, 마모 등의 총 12개의 인공결함이 포함되어 있으며, 이 인공결함은 발전소 운전중 발생 가능성이 있는 결함과 유사한 형태를 가지고 있다. 다자비교시험 결과 참여 6개국에서 두가지 비파괴검사법을 적용하여 시험편내에 포함되어 있는 총 12개의 모든 인공결함을 검출하였으며, 결함 검출도는 초음파검사법이 와전류검사법보다 우수하였다. 또한 압력관 시험편 내경측 결함이 외경측 결함보다 용이하게 검출되었으며, 크기 측정 정확도는 결함 검출도와 동일하게 시험편 내경측 결함의 크기가 외경측 결함보다 더 정확하게 측정되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.