[논문]TOFD UT 기법을 활용한 원자로 상부헤드관통부 J-groove 용접부 결함 검출 가능성 평가

이정석; 이태훈; 김용식

doi:10.20466/kpvp.2015.11.2.001

TOFD UT 기법을 활용한 원자로 상부헤드관통부 J-groove 용접부 결함 검출 가능성 평가
A Feasibility Study for Flaw Detection in J-groove Weld of Reactor Upper Head Penetration Using Time of Flight Diffraction UT Technique 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.11 no.2, 2015년, pp.1 - 5

이정석 (한국수력원자력 중앙연구원) , 이태훈 (한국수력원자력 중앙연구원) , 김용식 (한국수력원자력 중앙연구원)

Abstract ▼ AI-Helper

A failure or degradation of reactor upper head penetration is a troublesome problem at Nuclear Power Plants. A flaw in the reactor upper head penetration can result in unplanned plant shutdown for repair, and cause serious economic losses on the plants. Consequently, a detection of flaws is a matter of more importance. Until now, only the base metal, not including J-groove weld, in reactor upper head penetration has been inspected in accordance with 10 CFR 50.55a and ASME code case N-729-1 requirements. Accordingly, it is rather difficult to detect manufacturing defects and repair defects in J-groove weld. This paper presents a case study on the application of Time of Flight Diffraction UT technique to examine the J-groove weld in reactor head penetration using reactor head penetration mockup with artificial flaws. We expect that this study result will offer a way to understand the non-destructive examination technology for J-groove weld in reactor upper head penetration.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

이때 수행되는 비파괴검사 기술은 관통관 내면에서 회절비행시간(TOFD, Time of flight diffraction) 초음파탐상검사 기법에 의한 자동초음파검사가 수행되며, 관통부를 구성하는 부위 중에서 모재에 대해서만 미국 전력연구소(EPRI)에서 기량검증이 인증되었다. 본 연구에서는 원자로 상부헤드관통부와 동일한 모의 시험편에 인공결함을 삽입하여 TOFD 초음파탐상검사 기법에 의한 J-홈 용접부의 결함 검출 및 크기 측정 가능성을 고찰하였으며, 또한, J-홈 용접부에서 어느 정도 깊이까지 초음파 신호가 도달 및 수신되는지 여부도 확인하였다.

제안 방법

검사 시스템의 성능을 확인하기 위해 보정시험편에 보정을 수행한 후 모의시험편에 스캐너를 장착하여 자동으로 신호를 수집하였다. 수집된 데이터를 평가한 결과 Fig.
깊이 측정은 기량검증 된 절차에 따라 B-scan에서 검출된 신호에 커서를 맞추고 A-scan 신호위상을 이용하여 측정하였다. 결함에 대한 깊이측정은 외면으로부터 가공되었으므로 측면파의 위상과 반대 위상인 것을 이용하여 측정하였다. Fig.
깊이 측정은 기량검증 된 절차에 따라 B-scan에서 검출된 신호에 커서를 맞추고 A-scan 신호위상을 이용하여 측정하였다. 결함에 대한 깊이측정은 외면으로부터 가공되었으므로 측면파의 위상과 반대 위상인 것을 이용하여 측정하였다.
모의 결함시험편 검사 데이터에 대해 전 검사각도를 B-scan을 통해 확인하였다. 또한, B-scan의 모든 위치에 대하여 A-scan 신호를 확인하면서 평가하였다. Fig.
미국에서 현재까지 기량검증이 완료되지 않아 기량검증기법을 적용할 수 없는 원자력발전소 원자로 상부헤드관통부 J-홈 용접부에 대해 TOFD 초음파탐 상검사 기법을 이용하여 모의시험편 인공결함에 대한 결함 검출 및 깊이 측정 가능성을 고찰한 결과, 다음과 같은 결과를 얻었다.
원자로 상부헤드관통부 J-홈 용접부 결함검출 가능성을 실험하기 위해 현재 표준형 원자력발전소 원자로 헤드관통부에 설치된 동일 두께 및 J-홈 용접부와 동일한 용접방법을 사용하였다. 제작된 모의시험 편의 형상은 Fig.
원자로 헤드관통관 모의시험편 내면에 탐촉자를 위치시켜 TOFD 기법을 사용하여 자동주사 방식으로 신호를 수집하였다. 인공결함에서 반사되어 돌아오는 신호를 수집하여 평가용 소프트웨어를 통해 평가하였다.

대상 데이터

결함 발생으로 손상시 안전성뿐만 아니라 불시정지로 인한 경제적 손실과 사회적 파장 등 원전 운전에 막대한 영향을 미칠 수 있다. 모재는 Alloy 600, J-홈 용접부의 용접재로 Inconel 82/182를 사용하는 원자로 상부헤드관통부는 300˚C 이상의 고온에서 일차수응력부식균열(PWSCC, Primary Water Stress Corrosion Cracking) 발생 가능성이 높은 환경으로 결함발생 사례가 국내외에서 보고되고 있다.
본 실험에서 사용된 자동 초음파탐상시스템은 실제 검사에서 사용되는 미국 Wesdyne사의 7010 스캐너와 Intraspect 신호 수집 및 평가용 소프트웨어(Ver. 6.18.2)을 사용하였다⁽⁵⁾(Fig. 4, 5 참조). 원자로 헤드관통관 모의시험편 내면에 탐촉자를 위치시켜 TOFD 기법을 사용하여 자동주사 방식으로 신호를 수집하였다.
채널은 송수신 진동자가 1쌍으로 이루어지는 TOFD의 4개 채널과 O°(수직 탐촉자) 1개 채널로 구성되어 있다.
탐촉자는 Wesdyne사의 Open Housing용 탐촉자를 사용하였다. 채널은 송수신 진동자가 1쌍으로 이루어지는 TOFD의 4개 채널과 O°(수직 탐촉자) 1개 채널로 구성되어 있다.

데이터처리

5" 이상 깊이의 FBH이 검출되지 않은 이유는 용접부의 초음파 감쇄에 의한 영향과 저면에서 모드변환된 횡파 신호와의 중첩으로 인한 신호식별이 어렵기 때문이다. 모의 결함시험편 검사 데이터에 대해 전 검사각도를 B-scan을 통해 확인하였다. 또한, B-scan의 모든 위치에 대하여 A-scan 신호를 확인하면서 평가하였다.

이론/모형

원자로 상부헤드관통부 모재와 J-홈 용접부에 발생 되는 결함을 조기에 검출하여 예기치 않는 사고를 미연에 방지하는 것이 원자로 구조물의 신뢰성 확보를 위해 매우 중요하다. 원자로 상부헤드관통부 비파괴검사는 10 CFR 50.55a⁽¹⁾ 및 ASME Code Case N-729-1⁽²⁾에 따라 정해진 주기, 검사방법 및 기량검증 절차에 따라 수행된다. 이때 수행되는 비파괴검사 기술은 관통관 내면에서 회절비행시간(TOFD, Time of flight diffraction) 초음파탐상검사 기법에 의한 자동초음파검사가 수행되며, 관통부를 구성하는 부위 중에서 모재에 대해서만 미국 전력연구소(EPRI)에서 기량검증이 인증되었다.
4, 5 참조). 원자로 헤드관통관 모의시험편 내면에 탐촉자를 위치시켜 TOFD 기법을 사용하여 자동주사 방식으로 신호를 수집하였다. 인공결함에서 반사되어 돌아오는 신호를 수집하여 평가용 소프트웨어를 통해 평가하였다.

성능/효과

1) FBH이 삽입된 원자로 상부헤드관통부 J-홈 용접부 모의시험편에 대하여 결함검출 가능성을 실험한 결과 1.4" 깊이의 가공된 결함까지는 검출이 가능하였으며, 그 깊이까지 초음파 신호가 도달 하여 수신됨을 확인하였다.
2) 검출된 결함에 대하여 깊이 측정 결과, 오차가 거의 없어 깊이 측정의 정밀도가 높은 것으로 확인되었다.
3) 상기 실험결과로 볼 때 특정 깊이까지 J-홈 용접 부위에서 발생 가능성이 높은 접합불량(lack of bond), 비드 간 융합불량(Inter bead lack of fusion), 기공 및 게재물 등의 결함에 대한 검출 가능성을 확인할 수 있었다.
수집된 데이터를 평가한 결과 Fig. 7과 같이 1.5" 이상 깊이 FBH를 제외한 4개의 FBH이 4개의 TOFD 채널에서 모두 검출이 되었다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	TOFD 검사기법은 무엇을 분석하는가	TOFD 검사기법은 송신 및 수신의 두 개로 분리된 진동자를 사용하여 표면을 흐르는 측면파(Lateral wave)와 저면에서 반사된 저면반사파(Back-wall echo) 사이에 수신된 회절파를 분석하여 결함여부를 확인 하게 된다. 용접부에 결함이 없는 건전한 부위일 경우에는 측면파와 저면반사파만이 존재하며, 결함이 존재할 경우 초음파는 결함의 선단(Tip)에서 회절이 일어나게 된다.
	원자력발전소 원자로 상부헤드관통부의 결함 발생 시 미치는 영향?	원자력발전소 원자로 상부헤드관통부는 원자로 노심에 반응도를 제어하는 제어봉의 이동통로로서 원자력발전 설비운영을 위한 핵심 기기 중의 하나이다. 결함 발생으로 손상시 안전성뿐만 아니라 불시정지로 인한 경제적 손실과 사회적 파장 등 원전 운전에 막대한 영향을 미칠 수 있다. 모재는 Alloy 600, J-홈 용접부의 용접재로 Inconel 82/182를 사용하는 원자로 상부헤드관통부는 300˚C 이상의 고온에서 일차수응력부식균열(PWSCC, Primary Water Stress Corrosion Cracking) 발생 가능성이 높은 환경으로 결함발생 사례가 국내외에서 보고되고 있다.
	원자력발전소 원자로 상부헤드관통부는 무엇인가?	원자력발전소 원자로 상부헤드관통부는 원자로 노심에 반응도를 제어하는 제어봉의 이동통로로서 원자력발전 설비운영을 위한 핵심 기기 중의 하나이다. 결함 발생으로 손상시 안전성뿐만 아니라 불시정지로 인한 경제적 손실과 사회적 파장 등 원전 운전에 막대한 영향을 미칠 수 있다.

참고문헌 (5)

USA, Code of Federal Regulation, 10 CFR 50.55a, 2008, "Codes and Standards".
American Society of Mechanical Engineering, ASME Code Case N-729-1, 2006, "Alternative Examination Requirements for PWR Reactor Vessel Upper Heads with Nozzles Having Pressure-Retaining Partial-Penetration Welds Section XI, Division 1.
Ed Ginzel, 2013, "Ultrasonic Time of Flight Diffraction," Eclips Scientific Products Inc., pp. 85-121.
Fred Whytsell, 2012, "Reactor Vessel Head Penetration Ultrasonic Examination Analysis".
Fred Whytsell, 2010, "Procedure for Ultrasonic Examination of Reactor Vessel Head Penetrations".

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