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pp.54-62
최근 국내에서 발생한 경주지진 및 포항지진이 도심지 및 원자력발전소 주변에서 발생함에 따라 인근 주요 구조시스 템에 피해를 발생시킨 바 있다. 이에 따라, 본 연구는 원전 배관계통의 지진 거동 특성을 실험 및 해석적으로 규명하고, 이를 바탕으로 내진성능을 평가하는 연구를 수행하는 것을 목적으로 한다. 이를 위하여, 원전 배관계통을 대상으로 한 진동대 시험 결과를 바탕으로 배관 수치해석 모델을 수립하고 이를 시험 결과를 통하여 검증한다. 또한, 이러한 검증된 수치해석모델을 기반으로 배관계통의 내진성능을 평가한다. 수치해석 모델 검증 결과, 수립된 수치모델의 고유진동수, 감쇠비 및 변위 응답이 진동 대시험 결과와 유사한 것으로 나타났다. 이러한 검증된 수치모델을 바탕으로 평가된 내진성능 값은 기존 원전 배관의 내진성능 값의 범위와 비교적 유사한 값으로 평가되었다. 이는 설계기준지진을 크게 상회하는 값이지만, 원전 주요 기기 임을 감안할 때 추가적인 내진성능 상향이 확보되면 원전 지진 안전성 향상에 많은 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다. 본 연구의 결과는 추후 원전 배관계통 내진성능평가를 위한 정량적인 자료로 활용이 가능할 것으로 판단된다.
The recent earthquakes in Gyeongju and Pohang have damaged the major local structures and buildings since they occurred in urban areas and near nuclear power plants. Thus, this study aims to reveal, experimentally and analytically, the earthquake behavior of the piping systems of nuclear power plants and to assess their seismic performance. Based on shaking table test results, the numerical analysis model of a piping system was developed and validated; then, it was used to assess its seismic performance. The validation showed that the fundamental frequency, damping ratio, and displacement response of this numerical model were consistent with the shaking table test results. In addition, the seismic performance estimated by using this model was relatively similar to the performance range of existing nuclear plant piping systems. Thus, these results of this study could serve, in future studies, as quantitative data for assessing the seismic performance of piping systems in nuclear power plants.
1. 서 론
2. 배관 진동대 시험
2.1 시험개요
2.2 시험구성
3. 모델 검증 및 지진응답 평가
4. 내진성능평가
4.1 내진성능평가 방법론
4.2 배관의 내진성능 평가결과
5. 요약 및 결론
REFERENCES
국문초록
