최근 국내 원자력발전소의 격납건물 벽체와 Containment Liner Plate(CLP) 사이에서 다양한 크기의 공극이 발견됨에 따라 원전 격납건물의 보수를 위해 내부 공극의 분포와 크기를 정밀하게 평가할 수 있는 진단기법의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 이 연구에서 는 격납건물 벽체에서의 탄성파 전파거동을 계산하는 2차원 유한요소해석 기법을 제시한다. 격납건물 벽체를 기반으로 해석영역을 구성하고 경계면에서의 반사파를 제거하기 위해 수치적 파동흡수 경계층인 perfectly matched layer를 도입하였다. Galerkin 기반 혼합 유한요소법을 이용해 2차원 유한영역에서 탄성파 파동방정식의 해를 구하여 충격하중에 대한 격납건물 벽체의 변위와 응력을 계산하였다. 제시한 수치적 기법을 이용하여 격납건물 콘크리트 벽체의 CLP 부착 유무와 공동의 위치 및 크기 변화에 따른 탄성파 전파거 동을 살펴보았다. 이 연구의 결과는 원전 격납건물 내부의 공동을 진단하는 탄성파 전체파형 역해석 기법 개발에 활용될 수 있다.

Recently, many people have become interested in seismic stability enhancement and a chain of research and development be proceed for application of nuclear power plant according to increase the frequency and magnitude of earthquake event. Such as seismic isolation system is applied to general structure (architecture, bridge and LNG tank etc.) from ancient times. But the application results is limited for Nuclear power plant. In this paper, we proposed a stability of variable axial load from beyond design basis earthquake in Nuclear power plant. Also, the change of stiffness in isolator from the application of generally design equation is not equal to according to change in axial load compare with the experimental result in variable axial load. Therefore we proposed the empirical formula of design equation from test result of full-scale multi-lead rubber bearing for seismic analysis with real behavior (variable axial load) in the earthquake motion.

This paper presents the performance improvement of an EQS (Eradic Quake System) device applied to a nuclear power plant. For the nuclear facility, the EQS device needs to be ensured to have high quality, flexibility of design and reliability. To improve the reliability of the design, the hysteresis of the device must be exactly predicted. The friction coefficient of PTFE (PolyTetraFluoroEthylene) and the stiffness of the MER-Spring are considered as the factors influencing the hysteresis curve. In this paper, those factors are analysed to predict the behavior of the device and to improve the equipment of the EQS device. The results of the improved EQS device have been verified via a tests to be comparable with the predicted results. The estimation results indicate that considering those factors is more appropriate than the results of the previous design and method.

본 논문에서는 면진시스템이 원전에 적용될 경우 원전구조물의 생애주기 성능에 미치는 영향을 소개한다. 최근 내진설계와 더불어 강진발생 예상 지역에 적용을 목적으로 개발되는 면진시스템은 구조물을 장주기화하여 응답가속도를 줄이고 상대변위를 늘려줌으로써 구조물의 안전성을 증진시키는 것으로 알려져 있다. 따라서, 구조물의 안전성이 중요시되는 원전구조물에 면진시스템을 적용하기 위한 연구가 국내에서 진행 중에 있다. 본 연구에서는 원전구조물의 생애주기 성능분석에 있어서 특징을 분석하고, 면진시스템이 적용될 경우 원전구조물의 생애주기성능에 있어서 미치는 영향을 평가함으로써, 도출된 결과를 면진시스템 적용의 정량적인 타당성 평가에 활용할 수 있다.

Rubber laminated bearings with lead core are highly affected by changes in temperature because key materials which are rubber and lead have temperature dependencies. In this study, two full scale LRB(D800, S=5) are manufactured and temperature dependency tests on shear properties are accomplished. The shear properties at the 3rd cycle are used at -10℃, 0℃, 10℃,20℃, 30℃, 40℃ respectively. The double shear configuration, simultaneously testing two pieces, is applied for compression shear test in order to minimize the friction effects due to the test machine, described in ISO 22762-1:2010. Characteristic strength, post-yield stiffness, effective stiffness, equivalent damping ratio are estimated and presented coefficient due to the temperature changes.

이 논문에서는 원전 격납건물의 극한내압능력 및 파괴모드 평가를 위해 개발된 비선형 유한요소해석 프로그램 NUCAS 코드에 대하여 기술하였다. NUCAS는 미시적인 재료모델을 도입한 퇴화 쉘 요소와 탄소성 재료모델을 도입한 저차고체요소로 구성되어 있고, 퇴화 쉘 요소와 저차고체요소는 유한요소에서 발생할 수 있는 강성과대(overstiffness) 및 묶임현상(locking phenomenon)을 방지하기 위해서 각각 가변형도법(assumed strain method)과 개선된 가변형도법(enhanced assumed strain method)을 적용하였다. 개발된 NUCAS코드의 성능을 검증하기 위해서 다양한 철근콘크리트 구조물의 벤치마크 테스트를 수행하였고, 그 결과로부터 이 논문에서 개발한 유한요소해석 프로그램의 해석결과는 실험결과와 잘 일치하였다.

격납건물은 원자로 사고발생시 방사능물질의 외부 유출을 막는 최후의 방벽이므로 가동 중 원전의 격납건물에 대한 안전성평가는 반드시 수행되어야 된다. 이러한 맥락에서 이 논문은 원전 격납건물의 비선형해석을 위해 탄소성 모델을 바탕으로 개발된 8절점 가변형도 쉘 요소와 이를 이용한 구조물의 비선형해석에 대하여 기술하였다. 비선형해석을 위해 콘크리트의 압축거동에 Drucker-Prager 파괴기준을 적용하였고 파괴포락선의 형상을 결정짓는 재료매개변수는 이축응력 실험으로부터 도출하였다. 개발된 쉘 유한요소는 퇴화 고체기법과 횡 전단변형도를 고려하기 위하여 Reissner-Mindlin(RM)가정을 도입하였고 쉘의 두께가 얇거나, 즉 종횡비가 작거나, 균일하지 않은 유한요소망을 사용할 경우 구조물의 강성이 과대하게 평가되는 묶임현상(locking phenomenon)을 제거하기 위해 본 논문에서는 가변형도법을 도입하였다. 개발된 철근콘크리트 쉘 요소의 성능검증을 위해서 벤치마크 테스트를 수행하였고 그 결과 이 논문에서 도출한 유한요소해석 결과는 실험결과와 잘 일치 하였다

2016년 원자력안전위원회는 스트레스테스트 추진계획 및 수행지침을 확정하였으며, 극한 자연재해에 대한 구조물 · 계통 · 기기 건전성 평가 시 현장점검을 실시하여 지진건전성에 영향을 줄 수 있는 변형 또는 상태 변화 발생여부를 확인하도록 하고 있다. 지진 현장점검은 ASME/ANS PRA Standard-2009 또는 EPRI NP-6041에서 제시한 방법을 활용하도록 하고 있다. 가동원전 스트레스테스트 수행 시 지진 현장점검은 극한자연재해에 대한 구조물 · 계통 · 기기 건전성 평가를 위해 필수적으로 수행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 가동원전에 대한 구조물·계통 · 기기의 지진 현장점검 방법에 대해 기술하였다.

원전 격납건물은 프리스트레스 콘크리트 구조로 사고발생시 내부의 방사능물질이 외부로 유출되지 않도록 강재 철판을 내 측 콘크리트 면에 설치하여 압력경계를 유지하고 있다. 강재 철판은 건설시에는 콘크리트 거푸집이고 가동중에는 차폐역할 을 하게 된다. 최근 가동원전 격납건물 라이너플레이트에 일부 부식이 발생된 사례가 있는데 공칭두께 대비 10% 이상의 두께 감육부는 공학적 평가를 통해 계속사용 또는 교체를 한다. 본 논문에서는 공학적 평가를 위한 구조해석 모델 개발 시간 단축을 위해 라이너플레이트의 설계조건과 형상을 고려한 자동화시스템을 개발하였다.

There are two kinds of post-tensioning system for nuclear power plants. one is bonded-type and the other is unbonded-type post-tensioning system. It is difficult to directly evaluate the effective tensile force of tendon in the case of bonded-type. Therefor, it can be evaluated by system identification(SI) method. In order to use SI technique, it should be obtained the strain measurement results of the containment building wall. This paper is mainly focused on the stain measurement according to the internal pressure of containment building using fiber optic sensor and tried to use it as a basic data of the SI technique in the future.

In this study, Lead Rubber Bearing(LRB) characteristics calculated by the design of the seismic isolation system, according to the seismic isolation structure with the application of nuclear power plants. Experiments were carried out to analyze the compression characteristics of prototype LRB under variable shear displacement.