원자력발전소 주요기기의 건전성 유지는 구조물의 안전성과 관련하여 매우 중요한 문제로 인식되고 있으며 배관시스템의 건전성은 원자력발전소의 안전과 관련된 매우 중요한 문제이다. 지진하중으로 인한 배관시스템의 실제 파괴모드는 피로균열에 의한 누수이며 구조적인 손상 메커니즘은 소성변형을 발생할 수 있는 큰 상대변위로 인한 저주기 피로이다. 이 연구에서는 원자력발전소의 배관시스템에서 3인치의 강재 직관과 강재 배관 Tee로 구성된 시험체에 대하여 다양한 크기의 일정한 진폭에 대하여 면내반복가력실험을 수행하였다. 지진하중으로 인한 배관시스템에서 발생하는 상대변위를 고려하기 위하여 하중진폭을 증가시켰으며, 강재 배관 Tee의 한계상태인 피로균열에 의한 누수가 발생할 때까지 수행하였다. 힘과 변위의 관계에 대하여 손상모델에 기반을 둔 손상지수를 이용하여 한계상태를 표현하였다. 그 결과 손상지수를 이용하여 강재 배관 Tee의 한계상태를 정량적으로 표현할 수 있음을 확인할 수 있었다.
Most pipe-inspection robots have fixed sizes and use a wired cable system. Pipelines are generally composed of various structures, including bent pipes, vertical pipes, branch pipes, and holes, and it is difficult to explore the insides of such modular piping structures. In an offshore plant pipeline, a robot that can pass through the pipe hole in the downward direction or avoid obstacles, such as a measuring instruments, has not been introduced yet. In this study, an inspection robot that can travel through most pipelines in offshore plants is proposed. This robot uses mecanum wheels; upward, downward, and rotary motion; and a novel rotatable mechanism. Moreover, the robot is designed to be compact and lightweight to include additional devices in the middle.
공정플랜트에는 다양한 배관이 고압, 고온의 인화성, 폭발성 물질을 이송하고 있다. 잦은 설계 변경 및 증설 등으로 복잡한 형상으로 배관이 형성되어 있는 경우가 많으나 배관의 구조가 단순하여 실제 위험성에 비해 안전 관리가 부족한 경우가 많다. 본 연구에서는 국내 한 업체에서 부생가스를 연료로 사용하던 배관을 설계 변경하여 천연가스와 혼합하여 사용하도록 사례를 활용하여, 배관의 안전성을 평가 하는 방법을 예시하였다. 배관의 설계 변경 후 안전성을 ASME 기준에 따라 재평가하고, 배관의 주요 관리부위를 결정하는 방법을 제시하였다. 배관의 분기 및 루프 등이 다수 복잡하게 연결되어있는 가스혼합용 믹싱드럼 배관 시스템을 대상으로 해석하였다. 배관의 주요부위 응력 민감도를 이해하기 위해 배관의 지지대 구속조건 및 외부 온도를 변화시켜 가면서 이들의 영향을 연구하였다. 또한 부생가스가 포함하고 있는 수소가스에 의한 손상 가능성에 대해서도 논의하였다.
복합화력발전 플랜트는 천연가스와 같은 연료로 가스 터빈을 작동시킨 후 잔류 열로 증기를 생산하는 사이클을 가지고 있다. 연료가스는 압축기 및 열교환기를 통해 4~5 MPa, $200^{\circ}C$ 수준의 상태로 가스터빈에 공급된다. 본 연구에서는 가스 연료공급 배관계통의 안전 운영 및 건전성 확보를 위해 배관 시스템 응력을 고려한 위험도 평가 기법 연구를 수행하였다. 위험도 평가 기법으로 잘 알려진 API 580/581 RBI 코드에서는 위험도에 배관 응력의 영향을 반영이 제한적이다. 따라서 배관 해석을 이용하여 배관의 시스템적 응력을 위험도의 파손확률로써 인자화하는 접근법을 제시하였다. 해석은 가상 발전 플랜트의 가스연료 공급 배관의 설계 데이터에 근거하여 배관 시스템 응력 해석을 수행하였다. API 코드에 의해서 평가된 파손확률 등급과 배관해석을 이용한 응력비 평가 결과를 비교하였다.
도시가스배관에 대한 효율적인 안전관리를 위해서 33개 도시가스사로부터 입력된 데이터를 체계적으로 관리하고 분석함으로써, 가스안전관리 관련 대내 외적 업무를 효과적으로 수행하기 위하여 도시가스배관 종합관리시스템을 구축하였다. 시스템에 업로드된 배관정보 데이터는 KGS Code에 명시된 기준에 의해서 위험지수로 표현되고, 이를 통하여 진단우선순위가 도출됨으로써 배관 안전관리가 수행되고 있다. 하지만 위험지수를 선정하는 배점방식이 매우 단순하고 관련 근거도 부족할 뿐만 아니라, 다수의 중복 순위로 인해 진단대상 선정에 대한 신뢰성이 높지 않다. 이에 신뢰도 기반 설계 및 평가법을 기반으로 한 프로그램을 개발하여 합리적으로 위험도 및 위험순위를 도출하였다.
Pipe wall-thinning by flow-accelerated corrosion (FAC) and various types of erosion is a significant and costly damage phenomenon in secondary piping systems of nuclear power plants (NPPs). Most NPPs have management programs to ensure pipe integrity due to wall-thinning that includes periodic measurements for pipe wall thicknesses using ultrasonic tests (UTs). Nevertheless, thinning evaluations are not easy because the amount of thickness reduction being measured is often quite small compared to the accuracy of the inspection technique. U.S. Electric Power Research Institute (EPRI) had proposed Total Point Method (TPM) as a thinning occurrence evaluation method, which is a very useful method for detecting locally thinned pipes or fittings. However, evaluation engineers have to discern manually the measurement data because there are no numerical algorithm for TPM. In this study, numerical algorithms were developed based on non-parametric and parametric statistical method.
U.S. Electric Power Research Institute (EPRI) has developed CHECWORKS program and applied it to power plant piping lines since some lines were ruptured by flow-accelerated corrosion (FAC) in 1978. Nowadays the CHECWORKS program has been used to manage pipe wall thinning phenomena caused by FAC. However, various erosion mechanisms can occur in carbon-steel piping. Most common forms of erosion are cavitation, flashing, liquid droplet impingement erosion (LDIE), and Solid Particle Erosion (SPE). Those erosion mechanisms cause pipe wall thinning, leaking, rupturing, and even result in unplanned shutdowns of utilities. Especially, in two phase condition, LDIE damages a wide scope of plant pipelines. Furthermore, LDIE is the major culprit to cause such as power runback by pipe leaking. This paper describes the methodologies that manage wall thinning and also predict LDIE wall thinning area. For this study, current properties of two-phase condition are investigated and LDIE areas are selected. The areas are checked by B-Scan method to detect the effect of wall thinning phenomena.
Although many defects in PZR heater sleeve have been reported continually from operating experiences in oversea nuclear power plant, utilities get into difficulties in finding appropriate methods for diagnostics of the components due to the limited access or high radiation problems. Recently, as an alternative, diagnostics using Guided Wave Testing(GWT) are proposed and the attention of the methods has been growing gradually because of their long range inspection capability. This study is to investigate the effectiveness of GWT to detect PWSCC in welding points of PZR heater sleeve. Moreover, mode sensitivity analysis of GWT and optimal frequency for the diagnostics of PWSCC are presented by testing the mock-ups specimens that contain artificial flaws.
Welding and/or fusion in polyethylene(PE) system made on site is focused on the control of the welding or fusion process to follow proper procedure. The process control is important, but it is not sufficient for the long term reliability of a pipe system. To achieve the rate of failure close to zero, Non Destructive Testing(NDT) is necessary in addition to joining process control. For electrofusion joints several non-destructive testing methods are available. The ultrasonic phased array technique is possible to detect various defects including wire deviations and regions with lack of fusion. In this studies, testing was carried to detect the defect after electrofusion joining of polyethylene piping is utilized by the ultrasonic phased array technique. From testing data, ultrasonic phased array technique is recommended as a reliable non-destructive testing method.
원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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