This study investigates the risk reduction effect and identifies the optimal capacity of Multi-barrier Accident Coping Strategy (MACST) facilities for nuclear power plants (NPPs) under seismic hazard. The efficacy of MACST facilities in OPR1000 and APR1400 NPP systems is evaluated by utilizing the Improved Direct Quantification of Fault Tree with Monte Carlo Simulation (I-DQFM) method. The analysis encompasses a parametric study of the seismic capacity of two MACST facilities: the 1.0 MW large-capacity mobile generator and the mobile low-pressure pump. The results demonstrate that the optimal seismic capacity of MACST facilities for both NPP systems is 1.5g, which markedly reduces the probability of core damage. In particular, the core damage risk is reduced by approximately 23% for the OPR1000 system, with the core damage fragility reduced by approximately 72% at 1.0g seismic intensity. For the APR1400 system, the implementation of MACST is observed to reduce the core damage risk by approximately 17% and the core damage fragility by approximately 44% under the same conditions. These results emphasize the significance of integrating MACST facilities to enhance the resilience and safety of NPPs against seismic hazard scenarios, highlighting the necessity for continuous adaptation of safety strategies to address evolving natural threats.

원전 내 전기기기의 내진성능 평가는 안전성 확보에 매우 중요하다. 이 연구에서는 원전에 설치되는 전기기기의 동특성 및 현장조사 결과를 참고하여 모형 캐비닛과 앵커기초를 설계 및 제작하였다. 제작된 모형 캐비닛을 대상으로 진동대실험을 수행하였다. 실험 결과를 바탕으로 유한요소모델을 작성하고 지진응답해석을 수행하였다. 입력지진동이 커짐에 따른 실험 및 해석 결과를 비교하여 모형 캐비닛의 지진거동특성을 분석하였다. 두 결과에 대한 모형 캐비닛의 지진거동은 다르며 내진성능에 큰 차이가 발생할 수 있다. 따라서 캐비닛과 콘크리트 기초 사이의 상호작용을 고려할 수 없는 경우 캐비닛의 지진거동 특성은 실험적으로 평가하는 것이 적절할 것으로 판단하였다.

In assessing the seismic safety of nuclear power plants, it is essential to analyze the structures using the observed ground motion. In particular, spatial variation in which the characteristics of the ground motion record differ may occur if the location is different within the site and even if the same earthquake is experienced. This study analyzed the spatial variation characteristics of the ground motion observed at the structure and site using the earthquake records measured at the Hamaoka nuclear power plant. Even if they were located on the same floor within the same unit, there was a difference in response depending on the location. In addition, amplification was observed in Unit 5 compared to other units, which was due to the rock layer having a slower shear wave velocity than the surrounding bedrock. Significant differences were also found in the records of the structure’s foundation and the free-field surface. Based on these results, the necessity of considering spatial variation in the observed records was suggested.

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.

After the manual shutdown of the Wolseong nuclear power plant due to an earthquake in Gyeongju in 2016, anxiety about the earthquake safety of nuclear power plants has become a major social issue. The shear wall structure used as a major structural element in nuclear power plants is widely used as a major structural member because of its high resistance to horizontal loads such as earthquakes. However, due to the complexity of the structure, it is challenging to predict the dynamic characteristics of the structure. In this study, a three-story shear wall structure is fabricated, and the in-structure response characteristics of the shear wall structure are evaluated through shaking table tests. The test is performed using the Gyeongju earthquake that occurred in 2016, and the response characteristics due to the domestic earthquake are evaluated.

원자력시설 SPRA 방법으로서 기기 사이 부분 종속 관계를 정확하게 고려하기 위하여 샘플링기반접근법이 개발된 바 있다. 그러나 이는 샘플링 기반 방법이므로 정확한 지진 리스크 산정을 위하여 많은 수의 샘플을 추출해야 하는 단점이 있다. 이에 따라 본 연구에서 는 기존 방법을 개선하기 위한 효과적인 방법을 제안한다. 본 연구에서 제안한 방법의 주요한 특징은 다음과 같다. 기존 샘플링방법인 몬테카를로샘플링(MCS) 방법을 대신하여 다차원에서 효과적인 샘플링이 가능한 라틴하이퍼큐브샘플링(LHS) 방법을 샘플링기반 SPRA에 도입한다. 또한, 기존 지진세기 세분화 정도를 최종 지진 리스크 결과와 연계하여 결정한다. 제안된 방법이 결합된 샘플링기반 SPRA 접근법을 실제 원전 예제에 적용한 결과, 제안된 방법이 기존의 방법과 비교하여 결과 정확도에 있어서 거의 비슷하나 총 샘플 추출수 기준에서 효율성을 약 2배 가량 높이 것을 확인하였다. 또한, 샘플링 개수가 적은 영역에서 LHS 기반 방법이 MCS 기반 방법보다는 해의 정확도를 높이는 것을 확인할 수 있었다.

이 연구의 목적은 인공신경망 기법을 이용하여 사면의 내진 성능을 비교적 정확하면서도 효율적으로 예측하는 모델을 도 출하는데 있다. 사면의 내진 성능은 지진입력 및 사면모델의 무작위성 및 불확실성으로 인하여 정량화하기 쉽지 않다. 이러한 배경 아래 사면에 대한 확률론적 지진 취약도 분석이 몇몇 연구자에 의해 수행되었고, 이를 기반으로 다중 선형회귀분석 을 통하여 사면 내진성능에 대한 닫힌식이 제안된 바 있다. 그러나 전통적인 통계학적 선형회귀분석은 다양한 조건의 사면과 이에 따른 내진 성능 사이의 비선형적 관계를 정확하게 표현하지 못하는 한계를 보였다. 이에 따라 본 연구에서는 이러한 문제점을 극복하고자 인공신경망 기법을 사면 내진성능 예측 모델을 생성하는데 적용하였다. 도출된 모델의 유효성은 기존 의 다중 선형 및 다중 비선형 회귀분석을 통한 모델과 비교하여 검증하였다. 결과적으로 이전 연구의 전통적인 통계학적 회귀 분석을 통한 모델과 비교 결과, 기본적으로 인공신경망 기법을 통하여 도출된 모델이 사면의 내진성능을 예측하는데 있어 우수한 성능을 보여주었다. 이러한 정확도 높은 모델은 향후 확률에 기반한 사면의 지진취약도 지도를 개발하고, 주요 구 조물의 인근 사면으로 인한 리스크를 효과적으로 평가하는데 활용될 수 있을 것이라 기대된다.

In this paper, we address some issues in existing seismic hazard closed-form equations and present a novel seismic hazard equation form to overcome these issues. The presented equation form is based on higher-order polynomials, which can well describe the seismic hazard information with relatively high non-linearity. The accuracy of the proposed form is illustrated not only in the seismic hazard data itself but also in estimating the annual probability of failure (APF) of the structural systems. For this purpose, the information on seismic hazard is used in representative areas of the United States (West : Los Angeles, Central : Memphis and Kansas, East : Charleston). Examples regarding the APF estimation are the analyses of existing platform structure and nuclear power plant problems. As a result of the numerical example analyses, it is confirmed that the higher-order-polynomial-based hazard form presented in this paper could predict the APF values of the two example structure systems as well as the given seismic hazard data relatively accurately compared with the existing closed-form hazard equations. Therefore, in the future, it is expected that we can derive a new improved APF function by combining the proposed hazard formula with the existing fragility equation.

Base isolation is considered as a seismic protective system in the design of next generation Nuclear Power Plants (NPPs). If seismic isolation devices are installed in nuclear power plants then the safety under a seismic load of the power plant may be improved. However, with respect to some equipment, seismic risk may increase because displacement may become greater than before the installation of a seismic isolation device. Therefore, it is estimated to be necessary to select equipment in which the seismic risk increases due to an increase in the displacement by the installation of a seismic isolation device, and to perform research on the seismic performance of each piece of equipment. In this study, modified NRC-BNL benchmark models were used for seismic analysis. The numerical models include representations of isolation devices. In order to validate the numerical piping system model and to define the failure mode, a quasi-static loading test was conducted on the piping components before the analysis procedures. The fragility analysis was performed by using the results of the inelastic seismic response analysis. Inelastic seismic response analysis was carried out by using the shell finite element model of a piping system considering internal pressure. The implicit method was used for the direct integration time history analysis. In addition, the collapse load point was used for the failure mode for the fragility analysis.

원전의 항공기 충돌 리스크 평가에 사용되는 대표매개변수를 선정하기 위한 방법론을 개발하였다. 대상 원전은 국내의 대표적인 경수로형 원전 중 하나로 선정하여 3차원 유한요소 해석 모델을 구축하였다. 콘크리트 재료모델에는 소성손상모델이 적용되었으며, 강재는 다중선형곡선거동을 가지는 것으로 모델링하였다. 운동에너지, 전체 충격량, 최대 충격량, 최대 하중 등 4종의 대표매개변수 후보군을 선정하였다. 각각의 매개변수 후보군은 모두 충돌 속도와 질량의 함수로 표현되므로, 충돌속도 50~200m/s, 항공유량 30~90%의 범위에 대하여 매개변수값을 도출하고 충돌 해석을 수행하여, 충돌 시의 구조 응답과의 상관관계를 분석하였다. 모든 해석에서 항공기의 기종은 보잉767 기종으로 선정하였다. 충돌해석에는 Riera의 하중-시간이력 함수를 이용한 해석기법을 적용하였다. 매개변수와 충돌 시 응답의 상관관계 적합성은 결정계수값을 이용하여 분석하였다. 4 종의 대표매개변수 후보군 중 최대 하중값이 가장 직관적일 뿐만 아니라 본 연구에서의 해석 케이스에서는 응답과의 상관성도 가장 뛰어난 것으로 나타남에 따라, 항공기충돌 리스크 평가를 위하여 가장 적합한 매개변수라 할 수 있을 것으로 판단되었다.

A methodology to evaluate the seismic performance of interface piping systems that cross the isolation interface in the seismically isolated nuclear power plant (NPP) was developed. The developed methodology was applied to the safety-related interface piping system to demonstrate the seismic performance of the target piping system. Not only the seismic performance for the design level earthquakes but also the performance for the beyond design level earthquakes were evaluated. Two artificial seismic ground input motions which were matched to the design response spectra and two historical earthquake ground motions were used for the seismic analysis of piping system. The preliminary performance evaluation results show that the excessive relative displacements can occur in the seismically isolated piping system. If the input ground motion contained relatively high energy in the low frequency region, we could find that the stress response of the piping system exceed the allowable stress level even though the intensity of the input ground motion is equal to the design level earthquake. The structural responses and seismic performances of piping system were varied sensitively with respect to the intensities and frequency contents of input ground motions. Therefore, for the application of isolation system to NPPs and the verification of the safety of piping system, the seismic performance of the piping system subjected to the earthquake at the target NPP site should be evaluated firstly.

본 연구에서는 비선형 유한요소 해석 기법을 적용한 격납건물의 내압취약도 평가를 수행하였다. 대상 구조물은 국내 대표적인 가압경수로형 원전 격납건물 중 하나로 하였다. 비선형 극한내압 해석을 위해 대규모 개구부를 고려한 격납건물의 3차원 유한요소 모델을 도출하였다. 재료 특성 및 구조적 성능에 내포된 불확실성을 고려하기 위하여 각 변수들의 변동성에 대한 극한내압 성능의 민감도 해석을 수행하였다. 민감도 해석 결과를 통해 확률론적 내압 취약도 평가를 위한 불확실성 변수 및 분포 특성을 도출하였다. 현재의 텐던 긴장력 상태를 고려하기 위하여 가동 중 검사 보고서에 기록된 텐던 긴장력 값을 중앙값으로 적용하였다. 누설(leak)과 파단(rupture)을 파괴모드로 정의하고, 각각에 대한 극한내압 취약도 평가를 위하여 한계상태를 정의하였다. 각 파괴모드에 대한 대상 격납건물의 내압취약도를 내압 성능 중앙값, 고신뢰도 저파괴확률 성능값, 신뢰도 수준에 따른 취약도 곡선을 통하여 제시하였다. 누설 및 파단 파괴모드에 대한 고신뢰도 저파괴확률값은 각각 0.7991 MPa, 0.8691 MPa로 평가되었다.

암반지반에 주어진 등재해도 스펙트럼에 상응하는 원전부지 토사지반에서의 등재해도 스펙트럼을 도출하기 위한 확률론적 방법론을 제시하였다. 이를 위해 지진 운동 및 지반의 불확실성을 고려한 지반응답 해석을 통해 토사지반 지표에서의 지진동 증폭계수를 산정하였다. 증폭계수는 가장 상관관계가 높은 지반운동의 스펙트럴 가속도 규모와의 회귀분석을 통해 계산되었다. 이 방법론을 적용하여 국내 KNGR (Korean Next Generation Reactor) 및 APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) 원전의 포괄부지 지반 중 B1,B4, C1 및 C3 지반을 대상으로 등재해도 스펙트럼을 도출하였다. 등재해도 스펙트럼을 통해 지진동 발생 빈도 별 위험 주파수 대역을평가하고 분석하였다. 이 결과는 원전의 종합적 지진리스크 평가 결과를 보다 합리적으로 개선하는 데에 활용될 수 있으며, 향후 다양한종류의 토사지반에 대한 등재해도 스펙트럼을 평가하는 데에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

비선형 이력거동을 가지는 교량 구조계에 지진하중이 작용하였을 때 파괴확률을 추정할 수 있는 기법을 제시하였다. 교량 구조계는 지진하중이 작용할 때 이중선형 이력거동을 보이는 단자유도 진동계로서 모델링하였다. 교량의 파괴는 상단의 변위 응답이 지진 지속시간 동안 정해진 한계 상태 값을 최초로 넘어설 때 발생하는 것으로 정의하였다. 지진하중에 대한 비선형 구조계의 최초통과확률을 추정하기 위하여, 단위시간 동안 한계상태를 넘어서는 빈도수를 계산하는 crossing theory를 적용하였다. 단위시간 동안의 한계상태 초과 빈도수 추정을 위하여 필요한, 비선형 구조계의 응답과 응답의 미분값 간의 결합확률밀도함수를 추정하기 위한 기법으로서, Non-Gaussian closure 기법을 제시하였다. 다양한 지반운동 특성을 가지는 다수의 인공지진 가속도 시간이력을 생성하여 교량의 동적 특성에 따른 파괴확률을 추정하였다. 제시된 기법을 사용한 결과 얻어진 파괴확률 값을 crude Monte-Carlo 시뮬레이션을 통하여 얻어진 정해 및 기존의 방법을 적용하여 얻어진 파괴확률 값과 비교함으로써 제시된 파괴확률 추정 기법의 정확성과 효율성을 검증하였다.

본 연구에서는 HAZUS와 같은 지진위험도 추정을 위한 입력으로서 교량구조물에 대한 대표 지진취약도 함수를 도출하기 위하여 기존에 수행되었던 안전율 평가 결과를 이용하여 일련의 교량군에 대한 대표 지진취약도 함수를 도출하는 방법을 제안하였다. 지진응답해석 결과를 근거로 하여 제시된 교량 집단의 각 부재별 안전율을 정리하였으며 이 안전율 결과를 이용하여 각 파괴모드별 지진취약도 곡선을 도출하였다. 각 부재별로 평가된 지진취약도 함수를 이용하여 HAZUS의 입력으로 사용할 수 있는 손상단계별 지진취약도 함수를 도출하였다. 부재별 파괴모드를 이용하여 교량전체의 시스템 취약도를 도출하기 위하여 고장수목을 사용하였다. 결과적으로 본 연구에서는 기존의 안전율결과를 이용하여 취약도결과를 도출할 수 있는 방법을 제시하였다.

지진응답 제어를 위하여 사장교 구조물에 장착된 준능동MR 댐퍼의 경제적 효율성 평가기법을 제안하였으며, 다양한 지반운동 특성에 대하여 비용효율성을 극대화하는 MR 댐퍼의 최적용량에 대한 분석을 수행하였다. MR 댐퍼의 비용효율성 평가를 위하여 생애주기비용 개념을 적용하였으며, 생애주기비용을 이루는 비용항목 중 손상비용의 기대값을 평가하기 위하여 지진재해로 인한 사장교의 파괴확률을 추정하였다. 사장교의 파괴로 인한 직 간접 손상비용의 규모를 매개변수로 하여 비용효율성을 평가하였다. 비용효율성 평가지수는 MR 댐퍼의 장착으로 인한 추가 투자비용과 사장교 구조물의 손상비용으로 이루어진 함수로서, 탄성받침이 사용된 기존의 설계에 대한 경제적 효율성을 나타내도록 정의하였다. 사장교의 지진응답 제어를 위하여 장착된 MR 댐퍼는 경제적으로 효율적인 대안인 것으로 나타났다. 지반운동의 특성과 손상비용 규모에 대한 MR 댐퍼의 최적 용량을 분석한 결과, 지진위험도 및 손상비용 규모가 커짐에 따라 가장 높은 비용효율성을 가지는 MR 댐퍼용량이 증가하는 것을 확인할 수 있었다.

다양한 지진 규모 및 주파수 특성을 가지는 지반운동에 대하여 사장교에 장착된 준능동 제어시스템의 제어효과를 분석하고 비용효율성을 평가하였다. Dyke 등에 의하여 제시된 벤치마크 사장교 제어문제에 준능동 제어시스템을 설계하였으며, LQG 최적제어기에 기반한 bi-state 제어방법을 적용하였다. 제어시스템의 비용효율성은 제어시스템을 장착하지 않은 교량의 생애주기 비용에 대한 제어시스템을 장착한 교량의 생애주기비용의 비로서 정의하였으며, 손상비용 규모와 준능동 제어장치의 가격을 매개변수로 하여 그 변화에 따른 비용효율성 평가를 수행하였다. 분석 결과, 제어시스템의 경제적 효율성은 준능동 제어장지의 가격에 크게 민감하지 않은 반면, 손상비용 규모에 따라 민감하게 변화하였다. 또한 중진규모의 연약지반과 강진규모의 견고한 지반에 해당하는 지반운동에 대하여 준능동 제어시스템의 비용효율성이 높은 것으로 평가되었다.

점탄성감쇠기가 설치된 구조물의 통합최적설계기법 및 비용효율성 평가기법을 제시하였다. 구조부재와 점탄성감쇠기의 사용량을 설계변수로 하여, 생애주기비용을 최소화하도록 최적화문제를 정식화하였으며, 유전자알고리즘을 적용하여 최적의 설계변수를 검색하였다. 수치예제에 대한 통합최적설계 수행 결과를 통해 지반운동 특성에 따른 점탄성감쇠기의 최적배치 및 각 층 강성의 최적분포 경향을 분석하였으며, 점탄성감쇠기가 설치되지 않은 구조시스템과의 생애주기비용 비교를 통하여 비용효율성을 평가하였다. 점탄성감쇠기는 특히 중약진지역에서 높은 비용효율성을 보이는 것으로 나타났다.