대부분의 원전 설비의 내진 해석에는 해석이 비교적 간편하고, 설계에 보수성을 적절히 반영할 수 있어 대부분 기기가 설치된 위치에서의 층응답스펙트럼 혹은 In-structure response spectrum을 이용한 응답스펙트럼 해석을 주로 이용하고 있다. 설비 공급자 는 설계 시방서에 층응답스펙트럼 선도의 형태로 입력 지진파 자료를 받게 되는데, 필요시 이를 바탕으로 인공 지진파을 만들어 해석 혹은 시험을 수행한다. 설계지반응답스펙트럼의 경우 RG 1.60에 주어지고 SRP 3.7.1의 요건에 따라 인공 지진파 시간 이력을 생성하 나, 층응답스펙트럼의 경우 명확은 기준이 없어 이를 따르고 있다. 층응답스펙트럼은 구조물의 동특성이 반영되기 때문에 지반응답스 펙트럼에 비해 형태가 복잡하여 기존의 P-CARES 등의 인공 지진파 생성 프로그램을 이용할 경우 SRP 3.7.1의 요건에 맞는 시간 이력 인공 지진파를 얻기 위해서는 상당한 노력이 필요하다. 본 연구에서는 수치 최적화를 이용하여 복잡한 형태의 층응답스펙트럼이 라도 SRP 3.7.1의 요건 내에서 그 형태를 따르는 인공 지진파 시간 이력을 효율적으로 생성할 수 있는 절차를 개발하였다.

본 연구에서는 TMD 설계 방법에 따른 배관의 지진응답 감소효과를 분석하였다. 구체적으로, 실제 원전 배관에 대한 진동대 시험 결과를 바탕으로 수치 배관 모델을 수립하고 검증하였다. 검증된 배관 모델을 바탕으로 TMD 설치 위치를 결정하고, 여러 가지 방법을 사용하여 TMD 설계값을 도출하였다. 더불어, 본 연구에서는 기존 설계식들을 기하평균한 값을 TMD 설계값으로 활용하였다. 최종적으로, 기존 배관을 기반으로 설계된 TMD가 지진의 무작위성과 지진 및 대상물질의 불확실성 아래에서도 효용성을 검증하였다. 또한, 연구에서 제안한 기하평균 모델을 기반으로 설계된 TMD의 작동성을 확인하였다. 결과적으로, TMD 설계 공식 및 방법에 따른 성능 차이를 비교한 결과, 기하평균 모델의 경우, 기존 설계식들의 특징을 포괄하는 양상이 보였다. 이러한 기하평균 모델은 추후 반복 적인 수치해석을 수행할 때 초기값으로 사용될 수 있을 것으로 보인다. 더불어, 이러한 분석 결과는 향후 원전 배관 계통의 TMD 설계 를 통해 내진 성능을 개선하는 데 유용한 자료로 활용될 것으로 기대된다.

The electric discharge experiment, known as the Miller-Urey experiment, is one of the experiments to understand the origin of life on Earth. The experiment involved simulating the Earth’s early atmosphere by introducing methane(CH4), ammonia(NH3), and nitrogen(N2) gases, and applying energy through electric discharge. Resulting solution was found to contain amino acids such as glycine(C2H5NO2), alanine( C3H7NO2), histidine(C6H9N3O2), proline(C5H9NO2), and valine(C5H11NO2). These amino acids were compared with the results of the recent experiment (Parker et al. 2014). Interestingly, the electric discharge produced C2 swan band and CN emission and it was newly found in gas phase. These two emission bands are commonly observed in comets.

Regulatory Guide (RG) 1.60 presents the response spectra for the seismic design, especially for the safe shutdown earthquake (SSE), of nuclear power plants. This guide is applicable to a two-step process involving the issuance of construction permits and operating licenses (10 CFR Part 50) as well as the issuance of combined construction and operating licenses (COLs), early site permits (ESPs), and standard plant design certifications (10 CFR Part 52) [1]. New reactor designs, however, require modified design response spectra (MDRS) by broadening the high-frequency range from design response spectra (DRS) in RG 1.60. In order to generate artificial time histories to meet the acceptable criteria described in NUREG-0800 [2], it9s necessary to develop the power spectral density of the MDRS. In this paper, we generate the artificial earthquake time histories of the MDRS for further research.

원자력발전소(원전) 내부에 설치되어 있는 주요 기기는 원전의 안정적인 운영을 돕는 주요 2차 구조 물이다. 경주 지진, 포항 지진과 같은 강한 지진이 발생하였을 때, 원전 주요 기기의 손상은 원전의 안정한 정지에 문제를 초래할 수 있다. 따라서, 원전 주요 기기의 지진응답을 저감시키기 위한 연구가 필수적으로 요구된다. 이러한 배경 아래, 본 연구에서는 원전 주요 기기의 내진성능 향상을 위하여 동 흡진장치(Dynamic Absorber)를 활용하였다. 연구에서 사용된 동흡진장치는 스프링, 댐퍼, 및 질량체로 구성된다. 이러한 동흡진장치를 설계하기 위하여 기존에 제안된 방법론들을 활용하였으며, 각 방법론 들을 기반으로 설계된 동흡진장치의 지진응답 저감효과를 비교 및 분석하였다. 구체적으로, 진동대 시 험 결과를 바탕으로 유한요소 모델을 검증하였다. 또한, 이를 기반으로 기존 동흡진장치의 설계방법론 에 따른 원전 주요 기기의 지진응답 저감 효과를 비교 및 분석하였다. 결과적으로 각 방법론들은 원전 주요기기의 가속도, 변위, 응력 응답을 평균적으로 약 30% 정도 감소시키는 효과를 보였다.

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.

In this paper, we study the applicability of Tuned Mass Damper(TMD) to improve seismic performance of piping system under earthquake loading. For this purpose, a mode analysis of the target pipeline is performed, and TMD installation locations are selected as important modes with relatively large mass participation ratio in each direction. In order to design the TMD at selected positions, each corresponding mode is replaced with a SDOF damped model, and accordingly the corresponding pipeline is converted into a 2-DOF system by considering the TMD as a SDOF damped model. Then, optimal design values of the TMD, which can minimize the dynamic amplification factor of the transformed 2-DOF system, are derived through GA optimization method. The proposed TMD design values are applied to the pipeline numerical model to analyze seismic performance with and without TMD installation. As a result of numerical analyses, it is confirmed that the directional acceleration responses, the maximum normal stresses and directional reaction forces of the pipeline system are reduced, quite a lot. The results of this study are expected to be used as basic information with respect to the improvement of the seismic performance of the piping system in the future.

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화 하는 방법이 확률론적 지진 안전성 평가(seismic probabilistic safety assessment)이다. 이에 따라 지진 PSA는 국내외 다수의 원자력 발전소에 적용되어 지진 재해에 대한 원전의 안전성을 확률론적으로 평가하고 이에 대비토록 하고 있다. 그러나 원전에 비해 상대적으로 규모가 작은 연구용 원자로와 같은 경우에는 지진 PSA가 적용된 예가 거의 없다. 따라서, 본 연구에서는 지진 PSA기법을 실제 완공된 연구로에 적용하여 안전성을 분석하였다. 또한, 이를 바탕으로 연구로를 구성하는 시 스템의 지진 내력에 대한 최적화 연구를 수행하였다. 그 결과, 지진 재해 하에서 연구로에 발생할 수 있는 노심 손상 가능성을 정량화하였고, 현재 설계안과 비교하여 적은 비용으로 최대의 안전성을 확보하는 최적 지진 내력 분포를 도출하였다. 이 러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단 된다.