Many piping systems installed in the power plant are directly related to the safety and operation of the plant. Various dampers have been applied to the piping system to reduce the damage caused by earthquakes. In order to reduce the vibration of the piping system, this study developed a steel coil damper (SCD) with a straightforward structure but excellent damping performance. SCD reduces the vibration of the objective structure by hysteretic damping. The new SCD damper can be applied to high-temperature environments since it consists of steel members. The paper introduces a design method for the elastoplastic coil spring, which is the critical element of SCD. The practical applicability of the design procedure was validated by comparing the nonlinear force-displacement curves calculated by design equations with the results obtained from nonlinear finite element analysis and repeated loading test. It was found that the designed SCD’s have a damping ratio higher than 25%. In addition, this study performed a set of seismic tests using a shaking table with an existing piping system to verify the vibration control capacity on the piping system by SCD. Test results prove that the SCD can effectively control the displacement vibration of the piping system up to 80%.

Seismic qualification of instruments and devices mounted on electrical cabinets in a nuclear power plant is performed in this study by means of the in-cabinet response spectrum (ICRS). A simple method and two rigorous methods are proposed in the EPRI NP-7146-SL guidelines for generating the ICRS. The simple method of EPRI can give unrealistic spectra that are excessively conservative in many cases. In the past, the time domain analysis (TDA) methods have been mostly used to analyze a structure. However, the TDA requires the generation of an artificial earthquake input motion compatible to the target response spectrum. The process of generating an artificial earthquake may involve a great deal of uncertainty. In addition, many time history analyses should be performed to increase the accuracy of the results. This study developed a numerical analysis program for generating the ICRS by frequency domain analysis (FDA) method. The developed program was validated by the numerical study. The ICRS calculated by FDA thoroughly matched with those obtained from TDA. This study then confirms that the method it proposes can simply and efficiently generate the ICRS compared to the time domain method.

Steel plate concrete (SC) composite structure is now being recognized as a promising technology applicable to nuclear power plants as it is faster and suitable for modular construction. It is required to identify its dynamic characteristics prior to perform the seismic design of the SC structure. Particularly, the damping ratio of the structure is one of the critical design factors to control the dynamic response of structure. This paper compares the criteria for the damping ratios of each type of structures which are prescribed in the regulatory guide for the nuclear power plant. In order to identify the damping ratio of SC shear wall, this study made SC wall specimens and conducted experiments by cyclic lateral load tests and vibration tests with impact hammer. During the lateral loading test, SC wall specimens exhibited large ductile capacities with increasing amplitude of loading due to the confinement effects by the steel plate and the damping ratios increased until failure. The experimental results show that the damping ratios increased from about 6% to about 20% by increasing the load from the safe shutdown earthquake level to the ultimate strength level.

최근 국내에서는 원자력발전소의 모듈화 공법에 적용하기 위하여 SC(steel plate concrete) 구조를 개발하는 연구를 진행하고 있다. 이 연구에서는 전단보강이 없는 비보강 SC 전단벽의 횡방향 내진성능 및 강성특성에 대하여 분석하기 위하여 전단벽 모형시편을 제작하고, 이를 대상으로 정적가력실험을 수행하였다. 실험 결과를 이용하여, 이 논문에서는 비보강 SC 구조의 횡력에 대한 파괴모드의 유형을 분석하고, 단면강도와 부재의 강성 특성을 검토하였다. 그리고 SC 구조용 설계기준에서 제시하는 단면의 강도 계산식과실험결과를 비교하였다. 연구결과, 비보강 SC 전단벽의 파괴 형태의 하나는 콘크리트와 강판의 부착 상실로 인한 휨전단파괴라는 사실을발견하였다. SC 구조 전단벽의 벽체 길이방향 거동은 파괴 시까지 벽체 외측의 강판이 내부 콘크리트를 구속하는 효과를 기대할 수 있으므로 연성능력이 향상되는 것이 확인되었다

원자력발전소(이하, 원전)에 설치되는 안전관련 전기기기들의 합리적인 내진검증을 위해서는 사전에 정확한 동특성분석이 필요하다. 이 연구에서는 원전에 설치되는 전기기기 캐비닛 구조를 대상으로 입력 진동의 수준에 따른 모드특성의 변화를 평가하였다. 이를 위해, 실제 전기기기 캐비닛을 시편으로 선정하고 가진 시험기를 이용하여 입력진동에너지의 크기를 변화시켜 가면서 진동시험을 수행하였다. 시험은 캐비닛의 문짝을 부착한 경우와 탈거한 경우로 구분하여 수행하였다. 진동시험을 통하여 계측된 시편의 가속도응답신호와 입력운동신호로부터 진동의 크기에 따라 진동수응답함수를 작성하였다. 다항식회귀분석기법을 이용한 모드분석기법으로 시편의 진동수응답함수를 분석하여 모드특성을 추출하고, 진동수준에 따른 시편의 동특성 변화를 검토하였다. 연구결과, 대상 기기는 입력진동의 크기가 증가할수록 모드진동수와 모드감쇠비가 비선형적으로 변화하는 것을 확인하였다. 문짝이 부착된 경우에는 문짝이 탈거된 경우에 비하여 캐비닛의 모드감쇠가 증가한다.

원자력발전소에 설치되는 주요 전기기기들의 내부 부품을 내진검증하기 위해서는 캐비닛내부응답스펙트럼이 필요하고, 이는 캐비닛의 각 위치에서 정확한 지진응답을 구한 후에 생성이 가능하다. 반면에 대부분의 전기기기는 질량과 강성 분포가 복잡하기 때문에 해석적 방법에 의해 동적 분석을 수행하는 것이 어렵다. 이러한 여건을 감안하여 이 연구에서는 해석과 시험을 조합하여 기기의 지진응답을 예측하는 간편한 절차를 제안하였다. 제안된 절차는 먼저 충격시험을 통하여 규명된 실험모드특성을 이용하여 독립된 모드방정식을 구성하고, 이로부터 모드응답을 계산한 다음, 각 모드응답을 중첩함으로써 구조물의 지진응답을 예측한다. 제안된 절차의 신뢰성을 검증하기 위해서, 별도로 제작된 단순 강재 프레임 시편에 제안된 절차를 적용하여 지진응답을 예측하고, 이를 실제 진동대시험을 통하여 계측한 결과와 비교하였다. 이 연구를 통하여 충격시험에 의해 얻어진 실험모드특성을 이용하여 구조물의 지진응답을 비교적 정확하게 예측할 수 있음을 확인하였다.