논문 상세보기
pp.36-46
원자력 발전소에 지진격리장치를 설치하여 내진성능을 향상시킬 수 있다. 그러나 지진격리장치의 적용으로 지반과 구조물 사이에서 큰 상대 변위가 발생하게 된다. 따라서 지진격리된 구조물과 일반 구조물을 연결하는 연결배관시스템의 경우 지진리스크가 증가할 수 있다. 따라서 이러한 배관시스템의 지진취약도를 분석할 필요가 있다. 본 연구에서는 지진취약도 분석 을 위해 지진격리된 APR1400 원자력발전소와 주증기관을 대상으로 지진취약도를 분석하였다. 주증기관은 지진격리된 nuclear island의 보조 건물과 터빈 건물을 연결하는 인터페이스 배관이다. 지진취약도 분석을 위한 파괴모드는 누출관통균열로 정의하였다. 누출은 실험결과와 수치해석을 통해 손상지수로 정량화하여 취약도 분석을 위한 파괴기준으로 사용하였다. 파괴기준의 변동에 의한 취약도 곡선의 변동성을 확인하기 위하여 손상지수의 최솟값, 최댓값, 평균값 및 중앙값을 파괴기준으로 하여 지진취약도 곡선을 작성하였다.
A seismic isolation system installed in a nuclear power plant (NPP) can withstand a load caused by an earthquake. However, a larger relative displacement may occur in the system compared with its absence. Therefore, the seismic risk in an interface piping system that connects base-isolated and general structures can increase. Hence, seismic-fragility analysis of these piping systems is necessary. In this study, a seismic-fragility analysis was performed on base-isolated APR1400 NPPs and their main steam line. The main steam line is an interface pipe that connects the base-isolated auxiliary and turbine buildings. The failure mode of the seismic-fragility analysis was defined as a leak-through crack. The leakage point was quantified as a damage index through the experimental and numerical analysis results and was employed as a failure criterion in the seismic-fragility analysis. The seismic-fragility curves were assigned representative values as damage indexes, namely, average, median, maximum, and minimum, at the leak point by considering the uncertainty of the failure criterion.
1. 서 론
2. 지진격리된 원전 구조물의 지진응답해석
3. 연결배관시스템의 유한요소 모델
4. 파괴기준
5. 지진격리구간 연결배관의 지진응답 해석
6. 지진취약도 곡선
7. 요약 및 결론
REFERENCES
국문초록
