Development of In-Service Inspection Techniques for PGSFR

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(1)ISSN 1738-8333 http://dx.doi.org/10.20466/KPVP.2016.12.1.093. 한국압력기기공학회 논문집 제12권 제1호 2016년 6월 pp. 93 󰡈100. PGSFR 가동중검사기술 개발 김회웅†･주영상*･이영규*･박상진*･구경회*･김종범*･김성균*. Development of In-Service Inspection Techniques for PGSFR Hoe Woong Kim†, Young Sang Joo*, Young Kyu Lee*, Sang Jin Park*, Gyeong Hoi Koo*, Jong Bum Kim* and Sung Kyun Kim* (Received 31 May 2016, Revised 22 June 2016, Accepted 24 June 2016). ABSTRACT Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments. Key Words : Sodium-cooled fast reactor (소듐냉각고속로), In-service inspection (가동중검사), Reactor internals (원자로 내부구조물), Under-sodium viewing (소듐중가시화), Steam generator tube (증기발생기 전열 관), Remote field eddy current testing (원격장와전류탐상), Magnetic flux leakage (누설자속), Reactor vessel (원자로용기), Electro-magnetic acoustic transducer (전자기음향 트랜스듀서). 1. 서 론 소듐냉각고속로(sodium-cooled fast reactor)는 경수 로에서 발생되는 사용후핵연료를 재활용함으로써, 핵폐기물을 감축하고 한정적인 우라늄 자원을 효율 적으로 사용할 수 있는 제 4세대 원자로로, 국내에서 는 2028년 건설을 목표로 150 MWe급의 소듐냉각속 로(Proto-type Gen-eration IV Sodium-cooled Fast † 교신저자, 한국원자력연구원 [email protected] TEL : (042)868-8741 FAX : (042)868-2857 * 한국원자력연구원. Reactor, PGSFR)를 개발하고 있다. 하지만, 액체 금 속인 소듐을 냉각재로 사용하기 때문에 물을 냉각재 로 사용하는 경수로와는 다른 특성들을 가지고 있 고, 가동중검사 측면에서도 기존 경수로에 적용되는 검사기술들의 적용이 어려운 문제를 가지고 있다. 먼저, 원자로 내부구조물의 경우, 고온 고방사능 환 경에 놓여있고 액체 금속인 소듐의 불투명성으로 인 해 기존의 광학장비를 이용한 가동중검사기술의 적 용이 불가능하다. 다음으로 증기발생기의 경우, 경수 로보다 높은 온도에서 가동되기 때문에 고온에서도 우수한 크리프 강도와 피로 강도를 가지는 9Cr-1Mo-V강 재질의 전열관이 사용된다. 하지만,.

(2) 94. 김회웅･주영상･이영규･박상진･구경회･김종범･김성균. 9Cr-1Mo-V강은 강자성체 물질로 기존 경수로의 증 기발생기 전열관 가동중검사에 적용되는 와전류탐 상(eddy current testing)기법은 표피효과(skin effect) 에 의해 전열관 두께 전체에 대한 검사가 어렵다. 마 지막으로 원자로용기 역시 가동중검사 시에도 200˚ C의 고온 상태로 유지되어야 하고, 소듐-물 반응을 배제하기 위해 액체 접촉 매질(couplant)의 사용이 제한되어 있다. 또한, 원자로용기를 둘러싸고 있는 격납용기와의 간격이 협소하여 직접적인 접근이 어 렵기 때문에 원격제어장비(remote operated vehicle) 를 사용하여 검사를 수행하여야 한다. 이상에서 언급한 바와 같이 소듐냉각고속로는 경 수로와는 다른 특성을 가지고 있기 때문에, 안전성 및 신뢰성 향상을 위해서는 소듐의 불투명성을 극복 할 수 있는 검사기술, 강자성체 증기발생기 전열관 에도 적용이 가능한 검사기술 및 협소한 공간의 고 온 원자로용기 검사에 적용이 가능한 비접촉 검사기 술의 개발이 필수적으로 요구된다. 이에 본 논문에 서는 국내에서 개발 중인 소듐냉각고속로 PGSFR의 주요 가동중검사 부위인 원자로 내부구조물, 증기발 생기 전열관 및 원자로용기에 대한 검사기술 요건과 국내 기술 개발 현황 및 계획에 대하여 기술한다.. 2. 소듐냉각고속로 가동중검사기술 2.1 원자로 내부구조물 가동중검사기술 소듐냉각고속로 원자로 내부구조물의 가동중검사 는 ASME code section XI, division 3에 의거하여 연 속감시와 육안검사를 수행해야 한다.(1) 하지만, 소듐 냉각고속로는 소듐-물 반응을 방지하기 위해 가동중 검사 시에도 원자로헤드의 개방이 허용되지 않고, 냉각재인 소듐의 온도는 200˚C의 고온 상태로 유지 되어야 한다. 또한, 소듐은 광학적으로 불투명한 특 징을 가지고 있어서, 기존 경수로에 적용되는 광학 장비로는 원자로 내부구조물에 대한 가동중검사가 불가능하다. 이에 소듐냉각고속로 개발 초기부터 소 듐의 불투명성을 극복하기 위한 노력이 시도되어 왔 고, 주로 초음파를 적용한 방법이 연구되었다. 현재까 지 여러 종류의 소듐중가시화(under-sodium view-ing) 초음파 센서가 개발 및 적용되어왔으며, 크게 초음 파 트랜스듀서를 소듐에 직접 접촉시켜 사용하는 액 침형 센서와 초음파 트랜스듀서는 저온 저방사능 구 간에 설치하고 웨이브가이드를 사용하여 초음파를. Transaction of the KPVP, Vol. 12, No. 1. 전파시키는 웨이브가이드형 센서로 구분된다.(2-5) 액 침형 센서는 검사 대상과 근접하여 설치되기 때문에 고주파 대역 초음파의 사용이 가능하여 높은 분해능 의 검사 결과를 얻을 수 있다. 하지만, 센서가 고온 고방사능 환경에 장시간 노출됨에 따른 성능 저하 등의 문제가 발생할 수 있다. 반면 웨이브가이드형 센서는 초음파의 장거리 전파로 인해 저주파 대역 초음파를 사용하기 때문에 검사 결과의 분해능은 액 침형 센서에 비하여 낮으나, 초음파 트랜스듀서가 저온 저방사능 구간에 설치되어 있어 장시간 사용이 가능한 장점을 가지고 있다. 국내에서는 소듐냉각고속로 원자로 내부구조물의 가동중검사를 위해 Fig. 1과 같은 판형(plate-type) 웨 이브가이드 초음파 센서를 개발하였다.(4,5) 개발된 판 형 웨이브가이드 초음파 센서는 10 m 길이의 웨이브 가이드, 음향 차폐 튜브, 웨지 및 초음파 트랜스듀서 로 구성되어 있다. 센서 상단에 설치된 초음파 트랜 스듀서로부터 발생된 종파는 웨지를 통해 일정 각도 로 웨이브가이드에 입사되어 유도초음파(guided wave)로 변환되고, 웨이브가이드를 따라 전파된 후, 센서 하단의 방사부에서 외부 유체로 방사된다. 이 때, 음향 차폐 튜브에 의해 웨이브가이드를 따라 전 파되는 초음파가 방사부를 제외한 다른 부위에서 주 변 액체로 누설되는 것이 방지된다. 개발된 판형 웨이브가이드 초음파 센서는 방사부 의 각도를 조절하여 수직 방향이나 수평 방향 또는 일정 각도로 초음파를 방사할 수 있고, 각 방사각도 에 따라 원자로 내부구조물 가시화(viewing), 핵연료 재장전을 위한 원격주사(ranging) 및 금속 파편 형상 인식(shape identification) 검사에 적용될 수 있다. 먼 저, 원자로 내부구조물 가시화 검사는 수직 빔 판형. Fig. 1 Plate-type ultrasonic waveguide sensor.

(3) PGSFR 가동중검사기술 개발. 95. 웨이브가이드 초음파 센서를 이용하여 수행된다. Fig. 2는 2개의 수직 빔 판형 웨이브가이드 초음파 센. 에서 60˚까지 120˚ 자체회전시키면서 시험을 수행하 였다. 시험결과로부터 센서에서 최대 1.5 m 거리에. 서의 이중회전을 이용하여 수행된 수중 가시화 성능 시험의 구성 및 결과를 보여준다. 중심 주파수 1 MHz 의 초음파를 사용하였으며, Fig. 2(b)의 영상으로부. 위치한 장애물까지 잘 검출됨을 확인할 수 있다. 금속 파편에 대한 형상인식 검사는 45˚ 방향으로 초음파를 방사시킬 수 있는 사각 빔 판형 웨이브가. 터 노심 모사 시편이 성공적으로 가시화된 것을 확 인 할 수 있다. 핵연료 교환을 위한 원격주사 검사는 수평 빔 판. 이드 초음파 센서를 이용하여 수행한다. 가시화 검 사를 통해 금속 파편의 존재가 확인되면, 사각 빔 판 형 웨이브가이드 초음파 센서를 금속 파편을 중심으. 형웨이브가이드 초음파 센서를 이용하여 수행한다. 방사부에서 수평하게 방사된 초음파를 노심과 상부 내부구조물 사이로 전파시켜 원자로헤드의 회전구. 로 360˚ 회전시키면서 금속 파편에 의해 반사되는 초음파의 측정 및 패턴 분석을 수행하여 형상을 예 측한다. Fig. 4는 수중에서 4개의 금속 파편에 대해. 동을 방해할 수 있는 장애물의 존재를 탐지한다. Fig. 3은 수평 빔 판형 웨이브가이드 초음파 센서를 이용 하여 수행된 수중 원격주사 성능시험의 구성 및 결. 수행된 형상인식 성능시험의 결과를 보여준다. 초음 파는 진행 방향과 수직한 면에서 가장 큰 반사가 발 생하기 때문에 시험결과와 같이 입사방향에 대해 수. 과를 보여준다. 센서로부터 약 0.6 m에서 1.5 m까지 위치한 5개의 제어봉구동장치 구동축(외경 50 mm) 이 장애물로 모사되었고, 센서를 0.5˚ 간격으로 -60˚. 직한 면의 개수에 따라 측정되는 반사 신호의 패턴 이 달라지게 되고, 이 결과들을 바탕으로 금속 파편 의 형상을 예측할 수 있다.. (a) (a). (b). (b). Fig. 2 (a) Experimental setup and (b) result of underwater test for viewing inspection using the developed plate-type ultrasonic waveguide sensor. Fig. 3 (a) Experimental setup and (b) result of underwater test for ranging inspection using the developed plate-type ultrasonic waveguide sensor. 한국압력기기공학회 논문집 제12권 제1호 2016년 6월.

(4) 96. 김회웅･주영상･이영규･박상진･구경회･김종범･김성균. 위한 가동중검사의 역할이 매우 중요하다. 국내에서 개발 중인 소듐냉각고속로 PGSFR의 증기발생기 전 열관은 고온 크리프 강도 및 피로 강도가 우수한 9Cr-1Mo-V강 재질의 직관으로 설계되었다. 하지만, 9Cr-1Mo-V강은 강자성체 물질로서 투자율이 크기 때문에 경수로 증기발생기 전열관의 비파괴검사에 적용되고 있는 기존 와전류탐상기법으로는 전열관 두께 전체에 대한 검사가 불가능하다. 이러한 강자 Fig. 4 Experimental result of under-water test for shape identification using the developed plate-type ultrasonic waveguide sensor. 성체 전열관의 검사에는 주로 원격장와전류탐상 (Remote Field Eddy Current Testing, RFECT)기법이 적용되고 있는데,(6) 원격장와전류탐상기법은 가진부 로부터 전열관 직경의 2~3배 정도 떨어진 원격장 영 역에서 자기장 변화를 측정하여 검사를 수행하는 기 술로 비교적 넓은 범위의 두께 방향 결함에 대해 우 수한 탐지 성능을 가지고 있다. 하지만, 균열과 같이 작고 예리한 결함에 대해서는 탐지가 어려운 한계를 가지고 있어, 소듐냉각고속로 증기발생기 전열관의 경우 안전성 향상을 위해 작고 예리한 결함을 탐지 하기 위한 추가(supplement) 검사기법들이 적용되고 있다.(7). Fig. 5 Experimental result of under-sodium test for viewing inspection using the developed plate-type ultrasonic waveguide sensor. 판형 웨이브가이드 초음파 센서를 소듐냉각고속 로 원자로 내부구조물의 가동중검사에 적용하기 위 해서는 물과는 다른 음향 특성을 가지고 있는 소듐 중에서도 충분한 성능이 보장되어야 한다. Fig. 5는 200˚C의 소듐중에서 폭이 2 mm, 1 mm, 0.8 mm 및 0.5 mm인 슬릿(slit) 결함을 가지는 스테인리스 강 시. 국내에서는 소듐냉각고속로 증기발생기 전열관 가동중검사를 위해 Fig. 6과 같은 원격장와전류탐상 기법과 작고 예리한 결함에 대해 높은 탐지능을 갖 는 누설자속(Magnetic Flux Leakage, MFL)탐상기법 의 동시 수행이 가능한 통합검사시스템을 개발하였 다. 개발된 통합검사시스템은 통합검사센서와 신호 분석시스템으로 구성되어 있고, 통합검사센서에는 원격장와전류탐상을 위한 1개의 가진 코일과 2개의 측정코일 그리고 누설자속탐상을 위한 자기센서 배 열 및 소형 영구자석이 설치되어 있다. 자기센서. 편에 대해 수행된 수직 빔 판형 웨이브가이드 초음 파 센서의 탐지능 시험결과를 나타낸다. 수중 가시 화 성능시험과 동일하게 중심 주파수 1 MHz의 초음 파를 사용하였으며, 0.5 mm 폭의 슬릿 결함까지도 잘 검출되는 것을 확인할 수 있다.. 2.2 증기발생기 전열관 가동중검사기술 소듐냉각고속로의 증기발생기 전열관은 소듐과 물이 만나는 압력경계로서 결함으로 인한 소듐 누설 시 소듐-물 반응에 의한 화재가 발생할 수 있으므로, 전열관에 발생할 수 있는 결함을 사전에 검출하기. Transaction of the KPVP, Vol. 12, No. 1. Fig. 6 Combined steam generator tube inspection system.

(5) PGSFR 가동중검사기술 개발. 97. 배열은 23개의 홀(Hall)센서를 원주방향으로 배열한 것으로, 배열 내부에 설치된 소형 영구자석을 자원. 결과를 보여준다. 전열관 지지판은 전열관과 동일한 9Cr-1Mo-V강 재질로 두께는 25.4 mm이고, 20% 깊. (magnetic source)으로 하여 결함으로부터 누설되는 자기장을 측정한다. 특히, 개발된 통합검사센서는 소 형 영구자석을 사용함으로써 전열관 지지판(tube. 이의 그루브 결함 위치에 설치하였다. 원주방향 그 루브 결함은 폭이 15.88 mm로 비교적 넓기 때문에 앞선 Fig. 7의 결과와는 달리 누설자속탐상기법보다. support plate)과 같은 외부 구조물의 누설자속 신호 에 대한 영향이 최소화되도록 설계되었다. 통합검사 시스템을 이용한 증기발생기 전열관의 검사는 전열. 원격장와전류탐상기법이 더 높은 탐지능을 보이며, 5% 깊이의 결함까지 검출이 가능한 것을 확인할 수 있다. 하지만, 전열관 지지판의 영향에 의해 20% 깊. 관에 삽입된 통합검사센서를 인출하면서 수행되고, 원격장와전류 측정코일과 자기센서 배열에 의해 측 정된 신호를 신호분석시스템을 통해 동시에 신호처. 이의 결함은 검출이 불가능한 것을 볼 수 있는데, 이 는 금속 재질인 전열관 지지판도 와전류의 변화를 발생시키고 이때 발생된 와전류의 변화가 결함에 의. 리 및 분석함으로써 결함의 유무 및 형상을 판별하 게 된다. Fig. 7은 두께(2.3 mm) 대비 5%, 10%, 20%, 30%. 해 발생되는 와전류의 변화보다 크기 때문이다. 한 편, 누설자속탐상결과의 경우에는 외부 구조물의 영 향을 최소화하기 위해 소형 영구자석을 사용했기 때. 및 40%의 원주방향 노치(notch) 결함이 가공된 9Cr-1Mo-V강 전열관 시편에 대해 수행된 통합검사 시스템의 탐지능 시험결과 및 시편을 보여준다. 시. 문에, 비록 원격장와전류탐상기법보다 탐지능은 낮 지만 지지판의 영향없이 20% 깊이의 결함도 잘 검 출이 되는 것을 확인할 수 있다.. 험결과로부터 개발된 통합검사시스템을 이용하여 20% 깊이의 노치 결함까지 검출이 가능한 것을 볼 수 있는데, 원주방향 노치 결함은 폭이 0.18 mm로 매우 좁기 때문에 비교적 넓고 깊은 결함 탐지에 유 리한 원격장와전류탐상기법으로는 검출이 어렵고, 누설자속탐상기법에 의해서만 검출이 가능한 것을 확인할 수 있다. Fig. 8은 두께 대비 5%, 10%, 20%, 30% 및 40%의 원주방향 그루브(groove) 결함이 가공된 9Cr-1Mo-V 강 전열관 시편에 전열관 지지판이 설치되어 있을 경우에 대해 수행된 통합검사시스템의 탐지능 시험 Fig. 8 Experimental results of detectability test of the combined steam generator tube inspection system conducted for circumferential groove defects with a tube support plate. Fig. 7 Experimental results of detectability test of the combined steam generator tube inspection system conducted for circumferential notch defects. 2.3 원자로용기 가동중검사기술 소듐냉각고속로의 원자로용기는 안전성 및 건전 성 확보를 위해 원자로 가동중에도 소듐 누설 연속 감시를 수행해야 하며, 가동중검사 기간에는 누설육 안검사(VTM-2)를 수행해야 한다. 특히, 국내에서 개 발 중인 소듐냉각속로 PGSFR은 누설육안검사와 더 불어 용접부에 대한 체적검사까지 수행하여 보다 강 화된 가동중검사를 적용하는 전략을 가지고 있다. 하지만, 원자로용기는 가동중검사 시에도 200˚C의. 한국압력기기공학회 논문집 제12권 제1호 2016년 6월.

(6) 98. 김회웅･주영상･이영규･박상진･구경회･김종범･김성균. 고온 상태로 유지되어야 하고 소듐-물 반응을 배제 하기 위해 액체 접촉 매질의 사용이 제한되어 있어, 일. 주파수를 변경함으로써 매질에 입사되는 초음파의 각도를 조절할 수 있다. 따라서 자석 간격과 매질에. 반적인 접촉식 초음파 검사기법의 적용이 어려운 문제 를 가지고 있다. 이에 비접촉식으로 체적검사를 수행 할 수 있는 전자기음향 트랜스듀서(Electro-Magnetic. 서의 초음파 전파속도에 대해 식 (1)을 적용하면 700 kHz와 572 kHz의 가진 주파수에서 각각 45˚와 60˚로 초음파를 입사시킬 수 있고, 시험결과로부터 700. Acoustic Transducer, EMAT)가 적용되고 있는데, 200˚C 의 고온 환경과 더불어 원자로용기와 격납용기 사이 의 협소한 공간에서 원격제어장비에 탑재되어 검사. kHz와 572 kHz에서 각각 45˚와 60˚로 초음파가 잘 입사되는 것을 확인할 수 있다. 그리고, Fig. 10(b)의 결과로부터 리프트오프가 증가할수록 개발된 전자. 가 이루어질 수 있도록 전자기음향 트랜스듀서의 소 형화, 고온 내구성 및 탐지능 향상을 위한 연구가 활 발히 진행되고 있다.(8). 기음향 트랜스듀서의 신호대잡음비가 감소하는 것 을 볼 수 있는데, 이는 리프트오프가 증가함에 따라 매질에 형성되는 자기장의 세기와 와전류의 세기가. 국내에서도 소듐냉각고속로의 원자로용기 가동중 검사를 위해 Fig. 9와 같이 다수개의 영구자석, 요크, RF 코일 및 하우징으로 구성된 소형 전자기음향 트. 감소하기 때문이다. 하지만, 0.5 mm의 리프트오프까 지는 개발된 PPM 전자기음향 트랜스듀서가 700 kHz의 가진 주파수에서도 15dB이상의 신호대잡음. 랜스듀서를 개발하였다. 개발된 전자기음향 트랜스 듀서는 영구자석이 주기적으로 배열된 PPM (Periodic Permanent Magnet) 타입으로, 영구자석의. 비를 유지하는 것을 확인할 수 있다. 한편, 원자로용기의 가동중검사를 위한 전자기음 향 트랜스듀서는 원자로용기 내부에 발생할 수 있는. 간격(a)을 변경하거나 가진 주파수(f)를 변경함으로 써 매질로 입사되는 초음파의 각도(θ)를 조절할 수 있는 특징을 가지고 있고, 이 때 입사되는 초음파의. 결함의 탐지가 가능해야 한다. 이러한 탐지성능을 평가하기 위해 개발된 PPM 전자기음향 트랜스듀서 를 이용하여 두께 대비 20%의 슬릿 결함이 가공된. 각도와 영구자석의 간격 및 가진 주파수는 다음과 같은 관계를 갖는다.. 50 mm 두께의 원자로용기 시편에 대하여 탐지능 시험 을 수행하였다. 결함이 가공된 면을 바닥으로 향하여.  .    sin    . (1). 여기서 c는 매질에서 전파되는 초음파의 속도를 나타낸다. Fig. 10은 개발된 PPM 전자기음향 트랜스듀서의 방사패턴과 리프트오프(lift-off)에 따른 신호대잡음 비(Signal-to-Noise ratio, SNR) 측정 시험결과를 보여. (a). 준다. 앞서 언급한 바와 같이 개발된 PPM 전자기음 향 트랜스듀서는 주어진 자석 간격(a = 3.13 mm)과 매질에서의 초음파 전파속도(c = 3104 m/s)에 대해 가진. (b). Fig. 9 Developed PPM EMAT. Transaction of the KPVP, Vol. 12, No. 1. Fig. 10 (a) Radiation patterns and (b) SNR with lift-off of the developed PPM EMAT.

(7) PGSFR 가동중검사기술 개발. 99. 이 가능하고, 원자로용기 결함 시편에 대한 탐지능 시험을 통해 두께 대비 20%의 내부 결함까지 탐지 가 가능함을 검증하였다. 하지만, 개발된 검사기술들이 실제 소듐냉각고속 로 가동중검사에 적용되어 안전성과 신뢰성을 확보 하기 위해서는 성능 향상을 위한 지속적인 연구가 수행되어야 하고, 그에 따른 실증시험이 반드시 수 반되어야 한다. 먼저, 원자로 내부구조물의 가동중검 사를 위해 개발된 판형 웨이브가이드 초음파 센서는 Fig. 11 Experimental results of detectability test of the developed PPM EMAT at 700 kHz. 수중뿐 아니라 소듐중에서도 1.5 m 이상의 장거리 전파가 가능하도록 충분한 신호 크기를 보장할 수 있는 소듐 웨팅(wetting) 성능의 향상이 요구되고, 이. 원자로용기 내부 결함을 모사하였고, 700 kHz의 가. 에 대한 소듐중검증시험이 필수적으로 수행되어야. 진 주파수를 사용하였으며, 시험결과를 Fig. 11에 나 타내었다. 시험결과로부터 개발된 PPM 전자기음향 트랜스듀서가 0.4 mm의 리프트오프에서도 두께 대. 한다. 또한, 증기발생기 전열관의 가동중검사를 위한. 비 20% 깊이의 내부 결함을 검출할 수 있음을 확인 할 수 있다.. 지능 향상을 위한 연구가 지속적으로 진행되어야 하. 통합검사시스템 역시 검사 속도 향상과 두께 대비 20% 이하의 균열 결함까지도 검출이 가능하도록 탐 고, 전열관의 결함이나 전열관 지지판 등에 부착될 수 있는 소듐침적물의 측정 신호에 대한 영향 분석. 3. 고 찰. 이 함께 수행되어야 한다. 마지막으로 원자로용기 가동중검사를 위한 전자기음향 트랜스듀서도 두께. 액체 금속인 소듐을 냉각재로 사용함에 따라 기존 가동중검사기술의 적용이 어려운 소듐냉각고속로 주요 가동중검사 부위에 대한 검사기술들을 개발하. 대비 20% 이하의 내부 결함까지 검출이 가능하도록 탐지능 향상을 위한 연구가 계속적으로 진행되어야 하고, 이와 더불어 고온에서 장시간 사용 시에도 충. 였다. 먼저, 원자로 내부구조물의 가동중검사를 위해 10 m 길이의 웨이브가이드를 이용하여 고온 고방사 능 소듐 환경에서도 장시간 사용이 가능한 판형 웨. 분한 성능이 유지될 수 있도록 고온 내구성이 확보. 이브가이드 초음파 센서를 개발하였고, 수중검증시 험과 소듐중검증시험을 수행하여 그 성능을 검증하 였다. 다음으로 강자성체 증기발생기 전열관의 가동. 4. 결 론. 중검사를 위해 원격장와전류탐상과 누설자속탐상을 동시에 수행할 수 있는 통합검사시스템을 개발하였 다. 특히, 개발된 통합검사센서는 소형 영구자석을 적용함으로써 전열관 지지판과 같은 외부 구조물에 의한 영향을 최소화 하였고, 증기발생기 전열관 결 함 시편에 대한 탐지능 시험을 통해 전열관 두께 대 비 20%의 균열 결함 탐지가 가능함을 검증하였다. 마지막으로 200˚C의 고온이면서 액체 접촉 매질의 사용이 제한되고 협소한 공간에서 수행되어야 하는 원자로용기 가동중검사를 위해 소형 고온 PPM 전자 기음향 트랜스듀서를 개발하였다. 개발된 전자기음 향 트랜스듀서는 비접촉으로 초음파의 발생 및 측정. 되어야 한다.. 본 논문에서는 PGSFR의 가동중검사와 관련하여 원자로 내부구조물, 증기발생기 전열관 및 원자로용 기의 검사를 위한 기술 요건과 국내 기술 개발 현황 및 계획에 대하여 기술하였다. 원자로 내부구조물의 가동중검사를 위해 고온 고방사능의 불투명 소듐 환 경에서도 장시간 사용이 가능한 10 m 길이의 판형 웨이브가이드 초음파 센서를 개발하였고, 가시화, 원 격주사 및 형상인식 검사 성능에 대한 수중검증시험 과 소듐중검증시험을 수행하여 그 성능을 검증하였 다. 또한, 강자성체 증기발생기 전열관의 가동중검사 를 위해 원격장와전류탐상과 누설자속탐상을 동시 에 수행함으로써 결함 탐지능을 향상시킬 수 있는 통합검사시스템을 개발하였고, 9Cr-1Mo-V강 재질의. 한국압력기기공학회 논문집 제12권 제1호 2016년 6월.

(8) 100. 김회웅･주영상･이영규･박상진･구경회･김종범･김성균. 전열관 결함 시편에 대한 탐지능 시험을 수행하여 개발된 시스템의 특성을 분석하였다. 마지막으로 고 온 환경에서 액체 접촉 매질의 사용이 제한된 원자 로용기의 가동중검사를 위해 비접촉으로 검사가 가 능한 소형 고온 전자기음향 트랜스듀서를 개발하였 고, 50 mm 두께의 원자로용기 결함 시편에 대한 성 능 시험을 통해 개발된 트랜스듀서의 탐지능을 확인 하였다. 향후 지속적인 연구를 통해 개발된 가동중 검사기술들의 성능을 더욱 향상시키고, 다양한 실증 시험을 수행하여 그 성능을 검증함으로써, 소듐냉각 고속로의 안전성과 신뢰성을 확보할 수 있을 것으로 기대한다.. 후 기 이 연구는 미래창조과학부의 재원으로 한국연구 재단의 지원을 받아 수행되었습니다.. 참고문헌 (1) ASME, 1992, “Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components,” ASME B&PV Sec. XI. (2) Karasawa, H., Izumi, M., Suzuki, T., Nagai, S., Tamura, M. and Fujimori, S., 2000, “Development of under-sodium Three-dimensional Visual Inspection Technique Using Matrix-arrayed Ultrasonic Transducer,” J. Nucl. Sci. & Tech., Vol. 37, No. 9,. Transaction of the KPVP, Vol. 12, No. 1. pp. 769~779. (3) Swaminathan, K., Asokane, C., Sylvia, J. I., Kalyanasundaram, P. and Swaminathan, P., 2012, “An Ultrasonic Scanning Technique for In-Site ‘Bowing’ Measurement of Protorype Fast Breeder Reactor Fuel Sub-Assembly,” IEEE Trans. on Nucl. Sci., Vol. 59, No. 1, pp. 174~181. (4) Joo, Y. S., Park, C. G., Lee, J. H., Kim, J. B. and Lim, S. H., 2011, “Development of ultrasonic waveguide sensor for under-sodium inspection in a sodium-cooled fast reactor,” NDT&E Int., Vol. 44, pp. 239~246. (5) Kim, H. W., Joo, Y. S., Park, C. G., Kim, J. B. and Bae, J. H., 2014, “Ultrasonic Imaging in Hot Liquid Sodium Using a Plate-type Ultrasonic Waveguide Sensor,” J. of Nond. Eval., Vol. 33, pp. 676~683. (6) Schmidt, T. R., 1984, “The remote field eddy current inspection technique,” Mater. Eval., Vol. 42, No. 2, pp. 225~230. (7) Poguet, J., Fleury, G. Burat, O. and Moreau, G., 1998, “Circular phased array probes for inspection of Superphoenix steam generator tubes,” Proc. of EPRI Phased Array Inspection Seminar. (8) Xu, Y., Tagawa, A., Fujiki, K., Ueda, M. and Yamashita, T., 2009, “Development of a SH Wave Single Unit Electromagnetic Acoustic Transducer (EMAT) for MONJU Reactor Vessel In-Service Inspection,” 17th Int. Conf. on Nuclear Engineering, ASME, Brussels, pp. 269~278..

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