• Title, Summary, Keyword: 증기발생기 세관

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Integrated System Design of Stream Generator Tube and Chemistry Inspection Information for Nuclear Power Plant (원전 증기발생기 세관 및 수질 검사정보 통합시스템 설계)

  • 신진호;이봉재
    • Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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    • pp.271-273
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    • 2002
  • 증기발생기(SG : Steam Generator)는 다수의 세관으로 구성되어 원자로에서 발생한 열을 이용하여 발전기 터빈을 구동시키는 원동력인 증기를 생성해 주는 기능을 하는 원자력발전소의 핵심 설비이다. 증기발생기 세관의 건전성을 확보하기 위해 매주기 계획예방정비, 즉 가동중 검사마다 정기적인 와전류 검사를 수행하고, 검사결과에 따라 전열관 보수 등과 같은 제반 조치를 취하고 있다. 현재 검사데이터 DB 구축은 일부 발전소에 개발되어 운영 중에 있고, 세관 DB와는 별도로 통계정보만을 관리하는 증기발생기 성능관리시스템이 운영되고 있으며, 또한 각 발전소마다 수질을 계측하여 수화학 성분을 감시하는 수질관리시스템이 운용되고 있다. 이러한 이원화된 DB 및 시스템을 통합하고 연계하여 전 원전의 증기발생기를 종합적으로 관리 할 수 있는 시스템의 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 현장에 보관되어 있는 모든 세관 검사데이터를 취득하여 대용량 데이터베이스를 설계 및 구축하고 이기종의 분산된 수질관리시스템 DB를 연계하여, 증기발생기의 설계/제작부터 검사결과 Mapping, 추이 분석을 통한 수명 평가에 이르는 전 과정을 통합 관리할 수 있는 시스템을 설계하고 그 구현방안을 제시한다.

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A Study on Propagation of Guided Waves in a Steam Generator Tube (증기발생기 세관에서의 유도초음파 전파에 관한 연구)

  • 송성진;박준수;김재희;김준영;김영환
    • The Journal of the Acoustical Society of Korea
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    • v.23 no.5
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    • pp.353-361
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    • 2004
  • Propagation of the guided waves in a steam generator (SG) tube was investigated. Dispersion curves and the incident angles corresponding to the specific modes were calculated for the SG tube. The modes of guided wave were identified by time-frequency diagrams obtained by short time Fourier transform. Group velocities were also determined from the time-frequency diagrams obtained at the different separations of transducers. In experiment. distinct mode conversion was not observed when the guided ultrasound passed curved region of the S/G tube. The optimum mode of guided wave for the inspection of SG tube was suggested and verified by experiments.

Development of Web based Integration Inspection Information System for Steam Generator in Nuclear Power Plant (Web 기반의 원전 증기발생기 통합 검사정보시스템 개발)

  • Shin, Jin-Ho;Song, Jae-Ju;Yi, Bong-Jae
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.2603-2605
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    • 2003
  • 증기발생기(SG : Steam Generator)는 다수의 세관으로 구성되어 원자로에서 발생한 열을 이용하여 발전기 터빈을 구동시키는 원동력인 증기를 생성해 주는 기능을 하는 원자력발전소의 핵심 설비이다. 증기 발생기 세관의 건전성을 확보하기 위해 매주기 계획예방 정비, 즉 가동중검사마다 정기적인 와전류검사를 수행하고, 검사결과에 따라 전열관 보수 등과 같은 제반 조치를 취하고 있다. 현재 검사데이터 DB 구축은 일부 발전소에 개발되어 운영중에 있고, 세관 DB와는 별도로 통계정보만을 관리하는 증기발생기 성능관리시스템이 운영되고 있으며, 또한 각 발전소마다 수질을 계측하여 수화학 성분을 감시하는 수질관리시스템이 운용되고 있다. 이러한 이원화된 DB 및 시스템을 통합하고 연계하여 전 원전의 증기발생기를 종합적으로 관리 할 수 있는 시스템의 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 현장에 보관되어 있는 모든 세관 검사데이터를 취득하여 대용량 데이터베이스를 설계 및 구축하고 이기종의 분산된 수질관리시스템 DB를 연계하여, 증기발생기의 설계/제작부터 검사결과 Mapping, 추이 분석을 통한 수명평가에 이르는 전 과정을 통합 관리한 수 있는 시스템을 개발하고 그 구현방안을 제시한다.

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Finite Element Analysis of Eddy Current Array Probe for Defect Variation of Steam Generator Tubes in Nuclear Power Plant (원전 증기발생기 세관의 결함 변화에 대한 배열와전류프로브의 유한요소해석)

  • Kim, Ji-Ho;Lee, Hyang-Beom
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.790_791
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    • 2009
  • 본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 원전 증기 발생기(SG, Steam Generator) 세관의 결함 변화에 따른 배열와전류프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 위해 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 전자기 유한요소법을 이용하여 문제를 해석하였다. 해석을 위한 선정한 결함은 프로브의 특성파악을 위한 표준시험편과 원전 SG세관에 발생 가능한 결함인 Pitting, SCC, Wear, Multi SCC 결함을 선정하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 증기발생기 세관으로 사용되고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였다. 본 논문으로 통하여 결함의 형상, 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열와전류프로브의 와전류탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

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증기발생기 건전성관련 고온관의 적정온도 설정을 위한 분석

  • 민경성;한규성;박순희
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.437-443
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    • 1995
  • 국내, 외에서 원자력발전소의 주요 구성 기기인 증기발생기의 세관 건전성과 관련 설계개선을 위한 연구가 활발히 진행되고 있다[2,3,4,5,6]. 현재 가동중인 발전소에서는 개선된 증기발생기로 교체하고자 하는 검토가 이루어지고 있으며, 설계중인 발전소에서는 중기발생기의 건전성을 향상시키기 위한 노력이 진행되고 있다. 본 논문에서 기존에 조사되고 검토된 자료를 바탕으로 [2] 현재까지 주로 사용되어온 증기발생기의 세관 재질을 인코넬 600 MA(mill annealed)로 사용할 때 40년 수명동안 증기발생기의 건전성을 보장할 수 있는 고온관의 온도를 분석한 결과 적절한 온도가 607$^{\circ}$F(319.4$^{\circ}C$)임을 알았다. 그리고 이 온도를 반영할 때 계통설계에 영향을 주는 설계사항에 대하여 검토하였고, 추가로 인코넬 600 MA보다 고온조건에서 건전성이 양호한 인코넬 690 TT(thermal treatment)를 사용할 때 설계에 미치는 영향도 검토하였다. 이러한 분석결과는 추후 국내 원자력발전소에서 보다 증기발생기의 건전성을 보장하기 위해 설계개선을 하고자 할 때 기초 자료가 되리라 판단한다.

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증기발생기 잠복 불순물 방출시험 데이타를 이용한 틈새 수질 상태 분석

  • 송택호;정일석;홍승열;나정원;이은희
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.711-716
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    • 1996
  • 발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.

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Scale Thickness Measurement of Steam Generator Tubing Using Eddy Current Signal of Bobbin Coil (보빈코일 와전류신호를 이용한 증기발생기 세관 스케일 두께 측정)

  • Kim, Chang-Soo;Um, Ki-Soo;Kim, Jae-Dong
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.32 no.5
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    • pp.545-550
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    • 2012
  • Steam generator is one of the major components of nuclear power plant and steam generator tubes are the pressure boundary between primary and secondary side, which makes them critical for nuclear safety. As the operating time of nuclear power plant increases, not only damage mechanisms but also scaled deposits on steam generator tubes are known to be problematic causing tube support flow hole blockage and heat fouling. The ability to assess the extent and location of scaled deposits on tubes became essential for management and maintenance of steam generator and eddy current bobbin data can be utilized to measure thickness of scale on tubes. In this paper, tube reference standards with various thickness of scaled deposit has been set up to provide information about the overall deposit condition of steam generator tubes, providing essential tool for steam generator management and maintenance to predict and prevent future damages. Also, methodology to automatically measure scale thickness on tubes has been developed and applied to field data to estimate overall scale amount.

Numerical Analysis of ECT for Investigation of SG Tube in NPP (원전 증기발생기세관 진단을 위한 와전류탐상 수치해석)

  • Lim, Geon-Gyu;Lee, Hyang-Beom
    • 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
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    • pp.509-512
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    • 2008
  • 본 논문에서는 원전 증기발생기세관 진단을 위한 와전류탐상의 전자기 수치해석을 수행하였다. 전자기적 특성을 해석하기 위하여 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 3차원 전자기 유한요소 프로그램인 OPERA 3D를 이용하여 전자기 수치 해석을 수행하였다. 신호해석을 위해 사용된 프로브의 종류는 배열와전류프로브이며, FBH 결함의 신호를 해석하였다. 결함의 깊이는 세관 두께의 40[%], 60[%] 및 100[%]로 하였다. 시험주파수는 100[kHz], 300[kHz], 400[kHz]를 사용하였고, 각각의 결함 및 시험주파수에 대한 결과를 비교 분석하였다. 본 논문의 결과는 앞으로 배열와전류프로브를 이용하여 원전 증기발생기세관 진단을 할 경우 신호 해석에 도움이 될 것으로 사료된다.

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A Study on Bagging Neural Network for Predicting Defect Size of Steam Generator Tube in Nuclear Power Plant (원전 증기발생기 세관 결함 크기 예측을 위한 Bagging 신경회로망에 관한 연구)

  • Kim, Kyung-Jin;Jo, Nam-Hoon
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.30 no.4
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    • pp.302-310
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    • 2010
  • In this paper, we studied Bagging neural network for predicting defect size of steam generator(SG) tube in nuclear power plant. Bagging is a method for creating an ensemble of estimator based on bootstrap sampling. For predicting defect size of SG tube, we first generated eddy current testing signals for 4 defect patterns of SG tube with various widths and depths. Then, we constructed single neural network(SNN) and Bagging neural network(BNN) to estimate width and depth of each defect. The estimation performance of SNN and BNN were measured by means of peak error. According to our experiment result, average peak error of SNN and BNN for estimating defect depth were 0.117 and 0.089mm, respectively. Also, in the case of estimating defect width, average peak error of SNN and BNN were 0.494 and 0.306mm, respectively. This shows that the estimation performance of BNN is superior to that of SNN.

A Method for Prediction of Tube Wear by Relative Displacement in the case of Inclined Contact between Tube & Support of Steam Generator (증기발생기에서 지지대와 세관의 경사면 접촉시 상대변위에 의한 세관 마모량 예측 방법)

  • Lee, Yong-Son;Park, Moon-Ghu;Kim, Tae-Soon;Park, Chi-Yong;Boo, Myung-Hwan
    • Proceedings of the KSME Conference
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    • pp.1168-1173
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    • 2003
  • When the tube contacted to support and antivibration bar of the steam generator in unclear power plant, the contact area is worn out by their relative displacement. In the study, wear depths of the tube inclined to tube support and antivibration bar are approximately predicted by a method using the contact load and relative displacement. In the case of the inclined contact, the results show wear depths of the steam generator tube predicted by the impact model are larger than those by the sliding model.

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