증기발생기 전열관 균열깊이 평가기술

국문 초록 (Abstract)

원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

The nuclear power plants have been safely operated by plugging the steam generator tubes which have the crack indications. Tube rupture events can occur if analysts fail to detect crack indications during in-service inspection. There are various types of crack indication in steam generator tubes and they have been detected by the eddy current test. The integrity assessment should be performed using the crack-sizing results from eddy current data when the crack indication is detected. However, it is not easy to evaluate the crack-depth precisely and consistently due to the complexity of the methods. The current crack-sizing methods were reviewed in this paper and the suitable ones were selected through the laboratory tests. The retired steam generators of Kori Unit 1 were used for this study. The round robin tests by the domestic qualified analysts were carried out and the statistical models were introduced to establish the appropriate depth-sizing techniques. It is expected that the proposed techniques in this study can be utilized in the Steam Generator Management Program.

목차 (Table of Contents)

• 초록
• Abstract
• 1. 서론
• 2. 증기발생기 전열관 비파괴검사
• 3. 현행 균열깊이 평가기술
• 4. Round Robin Test
• 5. 결과 분석
• 6. 결론
• 참고문헌

참고문헌 (Reference)

• 1 정한섭, "고리 1호기 구증기발생기 자연 결함 와전류탐상검사 Round Robin 프로그램" 전력연구원 2008
• 2 WEC, "Plus-point coil sizing study for axial crack profiling" 2001
• 3 EPRI, "Performance demonstration database: Appendix A, examination technique specification sheet ETSS #96703.1" 2001
• 4 EPRI, "Performance demonstration database: Appendix A, examination technique specification sheet ETSS #96701.1" 2001
• 5 EPRI, "Depth-based structural analysis methods for steam generator circumferential indications" 1997