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비금속부품 내환경검증 수명평가
Evaluation of the Environmental Qualification for Non-metallic Parts 원문보기

한국동력기계공학회지 = Journal of the korean society for power system engineering, v.20 no.5, 2016년, pp.52 - 59  

방극진 (한수원(주) 중앙연구원 안전검증센터) ,  홍준희 (충남대학교 기계공학과)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Environmental Qualification has been almost developed except those of Non-Material Sub-components for valves and pumps though the time has only passed about 10years since EQ test launch of Korea. However EQ test has been performed by a few of engineers under the conditions that experience of EQ test...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구에서는 국내 및 해외에서 지금까지 시한성 품목으로 간주되어 기기검증 수행 사례가 없는 비금속기기 표준시편 5종을 선정하여 원자력발전소 수명기간 동안 정상운전 및 사고 환경 조건에서도 구조적인 고유의 기기성능을 유지하는지를 기기검증 기준에 따라 형식시험에 의한 실증시험 방법으로 확인하고자 하였다. 먼저, 미국 연방규제기준(10CFR50.
  • 원전 LOCA/HELB와 같은 설계기준사고(DBE) 환경 모의시험의 목적은 시험 대상 시편이 검증 수명 말기에 DBE 환경 즉, 규정된 시험 온도, 압력, 습도, 화학살수(Chemical Spray) 등의 환경에 서 규정된 성능을 발휘할 수 있는지 입증하는 것 이다.

가설 설정

  • 여기에서 (R)L을 재료 열적 수명의 종료를 정의하는 반응 수준으로 가정 한다. 즉 어떤 비금속 재료의 절연 및 탄성체 재질의 연신율(%)을 노화 되지 않은 재료에 대해 연신율의 반(50 %)으로 감소하는 경우를 수명종료로 한 것이다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
기기검증 제도는 어떻게 수행되는가? 원자력발전소의 안전성 관련 기기들은 설계당시부터 발전소 정상운전 및 설계기준 사고환경에서도 고유의 기기성능이 유지되는지를 입증하는 기기검증(Environment Qualification, EQ)제도가 법제화되어 있다. 이는 2011년 3월 11일 일본 후쿠시마 원전사고가 발생한 이후 정부에서는 국내 원자력안전 강화대책의 일환으로「원자력안전위 회의 설치 및 운영에 관한 법률」을 제정, 2011년 10월 26일자로 대통령직속 중앙행정기관으로 원자력안전위원회를 출범시키면서 전 원전에 대한 기기검증이 활발히 전개되었다.
장기간 가속열노화 및 수명 시험은 어떻게 수행되는가? 장기간 가속열노화 및 수명 시험은 열화시험설비(Thermal Chamber, Thermal Oven 등)를 이용하여 시험 시편에 대해 선정된 시험온도에 충분한 시간 동안 노출시킨다. 노출시간은 최저 온도에서 최소한 5,000시간 이상이어야 하며, 최고온도에서 100시간 이상이어야 한다.
본 연구에서 Nitrile Diaphragm 표면에 Crack이 발견된 원인은 무엇인가? 9의 최종검사에서와 같이 Nitrile Diaphragm 표면에 Crack이 발견되었다. 이의 원인은 열적가속 및 DBE환경 노화시험 단계에서 Nitrile Diaphragm의 작동성시험에 가해지는 누적된 피로 노화현상으로 확인되어 Crack 자국의 형상 및 크기가 주어진 검증 수명기간에 부적합한 것으로 판정하였다. 본 연구를 통해서 비금속시편의 노화에 따른 활성화에너지값 변화 추이분석은 최초의 내환경검증 적용시험을 위해서 일반 산업계에서 적용하고 있는 Table 1의 System-1000DB 자료를 기준으로 시편의 활성화에너지값을 적용하였으며, 내환경검증에 따른 노화시험 후에 Table 2의 열중량분석법(TGA)에 의한 활성화에너지 실증시험값을 비교·분석하였다.
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참고문헌 (6)

  1. "Nuclear Safety and Security Commission Annual Report", May 2013 

  2. IEEE Standard 323 and KEPIC END 1100 "Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations Rev 1", September 2003. 

  3. IEEE Standard 382 and KEPIC END 3700 "Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating Stations Rev 1", November 2010. 

  4. EPRI. "Plant Support Engineering : Nuclear Power Plant Equipment Qualification Reference Manual Rev.1", September 2010. 

  5. KIMM. Technology Development of Environmental Qualification Test of Cable, "Motor and valve for Nuclear Power Plant Rev. 0", May 2007. 

  6. KEPIC. "Evaluation of the Thermal Aged Database for Nuclear Safty Non-Material Components Rev. 0", November 2015. 

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