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발전로 계통설계와 ASME Code의 적용과의 상호연관성을 이해하기 위하여, 관련되는 내용으 로서, 계통설계의 개요, 원자력발전소의 기기 및 구조물의 등급분류 및 실례를 개괄적으로 살펴 보았다. 앞에서 본 바와 같이 계통설계 결과로서 부여되는 기기 및 구조물의 등급은 바로 적용 ASME Code 또는 기타 산업기술기준을 결정하는 근거가 되는데, 이것은 원자력 규제법규나 지침 등에 근거하고 있음을 알 수 있었다. 이와 같은 내용에 대한 정확한 이해는 각 기기나 구조물의 설계에 꼭 필요함은 물론, 원자력발전소의 인허가를 위시한 규제업무를 충분한 안전성을 확보 하면서, 합리적으로 수행하는데 매우 유용하리라고 판단된다. 뿐만 아니라 앞으로 국내에서 독 자적인 기술기준을 마련하여 적용하고자 할 때 이러한 사항들이 일관성 있고 균형있게 반영되 어야 할 것으로 생각된다.

There are two basic concepts in industrial radiographic examination; one is a radio-graphic sensitivity, and the other is a acceptance criteria. The comparison of these main points are studied for KS Standard and ASME Boiler and Pressure Vessel Code. From the results of the experiment, higher radiographic sensitivity is required in KS Standard when the thickness of material to be examined is less than 20mm in single wall technique. The acceptance criteria for linear type indications are described on same concept in two standards, whereas the acceptance criteria for rounded indications of KS Standard which mainly depends upon the object thickness are more severe than those of ASME BPV Code.

The comparison and analysis of flaw detectability, flaw sizing methods and allowable criteria in accordance with the applicable codes, ASME and RCC-M Code, in ultrasonic examination of pressure vessel in nuclear power plants were studied. Accordding to the codes, calibration blocks were made. The artificial flaws such as disc and band types in test specimens were machined. They were detected and evaluated with etch code requirements and measured values were compared with the actual flaws.

Fitness-for-Service is a useful technology to determine replacement timing, next inspection timing or in-service when nuclear power plant's buried pipes are damaged. If is possible for buried pipes to be aged by material loss, cracks and occlusion as operating time goes by. Therefore Fitness-for-Service technology for buried pipe is useful for plant industry to perform replacement and repair. Fitness-for-Service for buried pipe is studied in terms of existing code and standard for Fitness-for-Service and a current developing code case. Fitness-for-Service for buried pipe was performed according to Code Case N-806 developed by ASME (American Society of Mechanical Engineers).

품질보증 활동은 제품의 품질등급을 그 규격기준에 따라 규정하고, 발주자가 지정하는 품질의 제품을 실현하는 것이지만, 압력용기 등의 특정 제품에 대해서는 공적인 제3자가 기관에 의한 검사 인증제도가 요구되는 경우가 있다. 미국에서는 압력용기 등의 규격체계는 민간 Base의 ASME Code를 중심으로 하고, 운용에 있어서의 품질보증제도는 ASME Stamp에 의한 제작공장 인증과 적검사기관을 대행하는 보험회사와의 협조에 의한 개별제품인증이 행해진다. 소위 체제 지향의 품질 관리방식을 채택하고 있다. 미국 외의 구라파제국의 이와는 상대적으로 제품지향의 제품질관리를 하였다고 할 수가 있다. 그러나 87년에 제정되어 세계적으로 확산되고 있는 ISO-9000 시리즈는 미국식의 체제지향의 품질관리로서 양자간 접근방식이 대동소이하다. 그러므로 ASME Code의 품질관리에 대하여 그 본질과 구조 및 활동 내역 등을 고찰해 보는 것은 품질관리의 시대적 조류 파악에 도움이 될 것이다.

The extension of design life among power plants is increasingly becoming a world-wide trend. Kori #1 unit in Korea is operating two cycle. It has two man-ways for tube inspection in a steam generator which is one of the important components in a nuclear power plant. Especially, stud bolts fur man-way cover have damaged by disassembly and assembly several times and degradation for bolt materials for long term operation. It should be evaluated and compared by ASME Code criteria for integrity evaluation. Integrity evaluation criteria which has been made by the manufacturer is not applied on the stud bolts of nuclear pressure vessels directly because it is controlled by the yield stress of ASME Code. It can apply evaluation criteria through FEM analysis to damaged female threads and to evaluated safety fer helical-coil method which is used according to Code Case-N-496-1. From analysis results, we found .that it is the same results between stress intensity which got from FEM analysis on damaged female threads over 10％ by manufacture integrity criteria and 2／3 yield strength criteria on ASME Code. It was also confirmed that the helical-coil repair method would be safe.

A structural integrity evaluation program (STEP) was developed for the high temperature reactor design evaluation according to the ASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME B&PV), Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components, Division 5, High Temperature Reactors, Subsection HB. The program computerized HBB-3200 (the design by analysis procedures for primary stress intensities in high temperature services) and Appendix T (HBB-T) (the evaluation procedures for strain, creep and fatigue in high temperature services). For evaluation, the material properties and isochronous curves presented in Section II, Part D and HBB-T were computerized for the candidate materials for high temperature reactors. The program computerized the evaluation procedures and the constants for the weldment. The program can generate stress/temperature time histories of various loads and superimpose them for creep damage evaluation. The program increases the efficiency of high temperature reactor design and eliminates human errors due to hand calculations. Comparisons that verified the evaluation results that used the STEP and the direct calculations that used the Excel confirmed that the STEP can perform complex evaluations in an efficient and reliable way. In particular, fatigue and creep damage assessment results are provided to validate the operating conditions with multiple types of cycles.

설계의 신뢰성은 응력해석을 통하여 확인될 수 있으며, 해석결과는 대상 부품의 구조적 건전성을 입증하는 근거가 된다. 본 보고서는 ANSYS의 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6핵연료채널의 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석 절차 개발을 소개하였다. 응력해석은 ASME Code Section III NB-3200 의 $\ulcorner$Design by Analysis$\lrcorner$에 기초한 해석절차에 따라 수행하였으며, 체계적인 해석을 위해 자료 처리용 ANSYS 매크로 및 FORTRAN 프로그램을 개발하였다. 해석은 각 조건에 따라 기계적응력과 열응력해석으로 분리하여 수행한 후 조합되었으며, ANSYS 피로해석 모듈을 이용하여 선정된 절점들의 기계적응력과 열응력의 합에 대한 최대응력강도범위를 계산하였다. 응력해석 결과, CANDU 6 핵연료채널의 구조적 건전성이 입증되었으며, ANSYS를 이용한 ASME Code해석절차가 확립되어 CANDU 원자로 해석의 신뢰성을 크게 향상 시켰음은 물론 독자적인 수행을 위한 발판을 마련하였다.

ASME B&PV Code Section III NB-3200의 규정은 원자로 관련 1등급 부품의 설계시 지켜야할 사항이다. 이 규정은 운전조건별로 허용응력에 대한 분류를 하여 허용한도를 규정하고 있다. 따라서 응력해석시 이 규정을 적용하기 위해 해석결과의 검색, 추출정리, 추가계산 등 응력해석 후속작업을 위한 통합 program을 awk 언어를 사용하여 개발하였다. 이 통합 Program은 ASME에 규정된 응력별로 여러 개의 awk program module로 작성하였고 각각의 모듈을 통합하는 UNIX script file로 구성되어있다. 각각의 모듈은 독립된 batch 작업이 가능하고, 이것을 모두 연계한 batch 작업 역시 가능하도록 하였다. 문서작성시 도표작성을 용이하게 하기 위해 후처리결과가 하나의 디렉토리에 저장되도록 하였다.

국내 원자력발전소 가압경수로 및 가압중수로에 대한 가동중검사 수행 동안 초음파 검사로 검출된 결함을 ASME 코드에서 기술한 center line beam 방법과 CSA 코드에서 기술한 6 dB drop 방법을 이용한 결함의 깊이 방향 크기 및 길이를 측정 비교 분석하므로서 두 방법을 정확히 이해하고 결함 평가에 대한 신뢰성 향상 및 원전의 건전성을 확보하고자 한다.

To record and evaluate the flaws which were found during pre-service/in-service inspection performance of nuclear power plants in Korea, the center line beam method described in ASME code and 6 dB drop method stated in CSA code were used. The measured through wall dimensions and lengths by these methods were compared and analyzed in this report. With the measured data analysis, the ekact understanding and use of these methods improves the reliability of flaw sizing and assures the integrity of nuclear power plant components.