The nuclear accident due to the recent earthquake in Japan has triggered awareness of the importance of safety with regard to nuclear power plants (NPPs). An earthquake is one of the most important parameters which governs the safety of NPPs among external events. Application of a base isolation system for NPPs can reduce the risk for earthquakes. At present, a soil-structure interaction (SSI) analysis is essential in the seismic design of NPPs in consideration of the ground structure interaction. In the seismic analysis of the base-isolated NPP, it is restrictive to consider the nonlinear properties of seismic isolation devices due to the linear analysis of the SSI analysis programs, such as SASSI. Thus, in this study, SSI analyses are performed using an iterative approach considering the material nonlinearity of the isolators. By performing the SSI analysis using an iterative approach, the nonlinear properties of isolators can be considered. The difference between the SSI analysis results without iteration and SSI with iteration using SASSI is noticeable. The results of the SSI analysis using an effective linear (non-iterative) approach underestimate the spectral acceleration because the effective linear model cannot consider the nonlinear properties of isolators. The results of the SSI analysis show that the horizontal response of the base-isolated NPP is significantly reduced.

In order to perform a soil-isolation-structure interaction analysis of seismically isolated nuclear power plant (NPP) structures, the nonlinear behavior of a seismic isolation system may be converted to an equivalent linear model used in frequency domain analysis. Seismic responses for seismically isolated NPP containment structures subjected to a simple artificial acceleration history and different site class earthquakes are evaluated for the equivalent-linear and nonlinear models that have been applied to lead-rubber bearing (LRB) modeling. It can be observed that the maximum displacements of the equivalent linear model are larger than that of the nonlinear model. From the floor response spectrum analysis for the top of NPP containment structures, it can be observed that the spectral acceleration of an equivalent linear model at about 0.5 Hz frequency is about 2~3 times larger than that of a nonlinear model.

In order to increase the seismic safety of nuclear power plant (NPP) structures in high seismicity regions, seismic isolation techniques can be adapted to NPP structures. In this paper, the applicability of multi-step analysis of seismically isolated NPP containment structures with lead-rubber bearings (LRB) is evaluated. The floor response spectrum of NPP containment structures with equivalent linear LRB and nonlinear LRB are compared. In addition, the force-displacement relationships for equivalent linear LRB and nonlinear LRB are compared.

면진장치는 지진력을 감소시키기 위하여 사용되어왔다. 원자력발전소에 면진장치가 적용된다면, 운영기간동안 구조물과 기기들은 동일한 내구성 및 성능이 확보되어야 한다. 본 연구에서는 면진된 원전의 지진에 대한 안전성을 확보하기 위하여 면진구조물의 장기거동을 해석적으로 분석하였다. 경년열화에 의한 면진장치 특성을 분석하였고, 다른 온도환경에서 면진장치의 경년열화에 의한 구조물의 지진응답을 분석하였다. 해석결과에 의하면 면진장치의 경년열화에 의하여 면진구조물의 고유진동수는 증가하였다. 그러나 면진 구조물의 최대가속도와 최대변위는 온도에 따라 크게 변하지 않았다. 면진장치의 열화에 의하여 구조물의 손상은 발생하지 않았지만 목표진동수 영역에서 스펙트럼가속도는 온도에 따라 증가하였다. 따라서 면진구조물에서 면진장치는 온도에 따른 지진응답의 증가를 고려하여 설치 및 제작해야 할 것으로 판단된다.

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.

면진장치는 상부구조물의 지진력을 감소시키는데 크게 기여하지만, 고감쇠고무 적층받침에 사용되는 고무재료는 시간이 경과함에 따라 열화되어 상부구조물의 동특성과 기기들의 지진응답에 영향을 줄 수 있다. 따라서 면진장치의 경년열화를 고려한 구조물의 지진응답을 분석하는 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존 문헌을 통하여 분석된 고무의 경년열화 특성을 사용하여 면진장치를 모델링하였다. 면진된 원전의 지진응답을 평가하기 위하여 격납건물과 보조건물을 대상 구조물로 선정하고, 진동수 성분이 다양한 입력지진동을 사용하여 구조물의 고유진동수, 최대지진응답, 층응답스펙트럼을 시간의 경과에 따라 분석하였다. 해석결과에 의하면 면진장치의 경년열화에 의하여 지진응답이 소폭 증가하였으며, 면진장치가 설치된 후 20년까지 지진응답의 증가율이 크게 나타나므로 이 기간에 상세한 검사가 시행되어야 할 것이다.

Several researches have been studied to enhance the seismic performance of nuclear power plants (NPPs) by application of seismic isolation. If a seismic base isolation system is applied to NPPs, seismic performance of nuclear power plants should be reevaluated considering the soil-structure interaction effect. The seismic fragility analysis method has been used as a quantitative seismic safety evaluation method for the NPP structures and equipment. In this study, the seismic performance of an isolated NPP is evaluated by seismic fragility curves considering the soil-structure interaction effect. The designed seismic isolation is introduced to a containment building of Shin-Kori NPP which is KSNP (Korean Standard Nuclear Power Plant), to improve its seismic performance. The seismic analysis is performed considering the soil-structure interaction effect by using the linearized model of seismic isolation with SASSI (System for Analysis of Soil-Structure Interaction) program. Finally, the seismic fragility is evaluated based on soil-isolation-structure interaction analysis results.

이 논문은 원전구조물의 내진설계에 적용되는 인공지진파의 강진지속시간과 포락함수에 대한 현행 국내 설계기준의 개선과 보완을 위해서 필요한 기반연구에 관한 내용을 다루고 있다. USNRC와 ASCE 4-98에서 제안한 응답스펙트럼과 강진지속시간에 대한 규정이 현재 통상적으로 사용되고 있으며, 첫 번째로 두 기준에 대한 비교와 검토를 수행하였다. 다음으로 총 209개의 암반사이트에서 실제 계측된 규모 5.0 이상인 강진기록을 ASCE 4-98의 강진지속시간기준에 적용한 결과를 통계 처리하여 지진규모에 대한 함수로 표현되는 강진지속시간의 실험적 예측모델을 제시하였다. 마지막으로 강진지속시간이 원전구조물의 지진응답특성에 미치는 영향을 파악하기 위하여 6초에서 20초까지 약 2초 간격으로 강진지속시간을 달리하는 10가지 Case에 대한 인공지진파를 각 30개씩 작성하고, 이들을 적용하여 대만 Hualien 지진시험구조물과 국내 울진 원자력발전소 원자로 격납구조물에 대한 광범위한 지진응답해석을 수행하고 그 결과를 분석하였다.

본 논문에서는 원전내부의 내진범주 1급 계전기를 포함하고 있는 캐비닛 구조물의 최적내진보강에 대한 연구를 수행하였다. 지진시 계전기는 구조적인 파괴보다는 떨림에 의한 기능적 파괴가 발생한다. 이를 방지하기 위해서는 캐비닛구조물의 응답을 적정 수준이하로 감소시켜야 하므로 다양한 감쇠보강의 설치패턴에 따라 최적의 감쇠계수를 {\mu}-GA(micro-Genetic Algorithm)기법을 이용하여 산정하였다. 대상캐비닛 구조물은 해석의 정확도와 계산의 효율성을 만족시키기 위해 이용한 프레임구조로 모델링되었다. 구조물의 응답은 감쇠기의 비선형거동을 고려한 비선형 시간이력해석에 의해 얻어진 가속도응답스펙트럼으로 나타내었다. 목적함수는 구조물의 해석에서 얻어진 응답스펙트럼의 최대값과 목표 포괄기기내진력 스펙트럼 (GERS; General Equipment Ruggedness Spectra)의 최대응답비를 기초로 작성되었다. 해석결과 적절한 보강패턴을 선정한 경우 좋은 적합도의 향상을 보였으며 특히 감쇠지수의 값이 작은 경우 적합도의 개선효과가 뛰어났다.??

고무받침동을 이용한 기초분리공볍 은 상부구조윤의 고유주기를 기초분리가 되지 않은 구조불보 다 길게 하 여줌으로써 지진에 의해서 발생하는 밑면 전단력을 감소시키 는 원리플 이용하고 있다. 이 원리 는 지진 지역에 있는 일반 건물구조물에 세계각국 에서 성공적으로 사용되고 있으며， 특히 교량구조물 에도 그 역할 이 입 증되 어 미국， 일 본 퉁을 증심으로 적용이 급증하고 있다. 본 논문은 동열한 원리 를 우리나라에서 건설되고 있는 원 전구조물에 적용하여 기초분리된 원전 격납구조괄의 시동 윷 고찰하고 자 한다 이와 같은 지동해석을 실시하 는 데 있어서 ， 시간영역 해석 은 않은 시간과 정비괄 요 하게 되어 현실 적으로 사용하기에 여러 어려움이 존재하 게 되는데 반해 ， 주파수영 역 해석 은 이버한 단점을 극복하게 되어 실용적이며 효과적 인 결과를 제공하게 된 다 즉， 입력 지진파에 의한 기초분 랴 원 전 격납구조뀔 의 가 동을 예측함에 있어서 시스템 복소주파 응답함수 및 지진파의 파워스펙트럼 계산윤 몽 하여 보다 합리직인 접끈이 가능함을 보이고자 한다.

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.

원자력발전소 콘크리트 구조물은 해안가에 접해 있으며, 해수를 취수하여 냉각수로 사용하기 때문에 염해에 의한 내구성은 매우 중요하다. 이를 위해 3년간의 염해 장기침지시험을 실시하여 염화물이온확산계수의 변화 및 재령계수(m)을 평가한 결과 4,000 Class인 구조물 기초의 m은 0.35~0.39로 KCI나 ACI 제안값과 유사한 결과를 나타내었고 5,000 Class인 필수 냉각수 구조물 및 터널은 0.44~0.53, 6,000 Class인 원자로 격납건물은 0.62로 FIB 제안값과 유사하였다. 실측된 재령계수로 내구수명을 예측한 결과 원전의 모든 안전관련 콘크리트 구조물은 설계수명 60년 이상을 만족하는 것으로 나타났다.

There are several techniques to build the lumped-mass stick model, which are tributary-area based conventional model, frequency adaptive model, and advanced model combining the conventional and frequency adaptive models. The present study is to compare the seismic response accuracy of the models including FE model. The target structure is a nuclear containment structure and 45 earthquake ground motions are considered for the seismic analysis. The results show that the advanced lumped-mass model provides similar and more consistent responses to the FE model, compared to other models.

건설해체공사와 유사한 특성을 갖는 원전 제염해체공사에서 구조적 리스크 관리는 매우 중요하다(DOE). 하지만 제염해체작업 중 발생할 수 있는 구조적 재난재해 및 위험요소는 크게 고려하지 않고 있다. 이로 인해, 구조적 재난 및 재해에 의해 발생할 수 있는 작업자 리스크 역시 체계적으로 정립되어 있지 않다. 또한, 재난 및 재해 그리고 리스크 분류체계는 작업의 특성(작업프로세스, 활용장비, 작업 위치 등)별로 분류되어 있지 않아 실제 해체공사를 위한 매뉴얼로 활용하기에 무리가 있다. 따라서 차폐 콘크리트 구조물 제염해체공사의 건설해체공사와의 유사성을 기반으로 작업의 특성별로 분류한 리스크를 도출하는 것은 원자력 발전소 해체공사 리스크 관리에 필수적으로 판단한다.

This paper addresses simplified method for nonlinear soil–structure interactions (SSI) analysis of base-isolated nuclear power plant (NPP) structure under incident seismic waves. The accuracy and applicability of the method are evaluated by comparing with nonlinear time history responses obtained by the boundary reaction method (BRM).

This paper addresses simplified method for nonlinear soil–structure interactions (SSI) analysis of base-isolated nuclear power plant (NPP) structure under incident seismic waves. The accuracy and applicability of the method are evaluated by comparing with nonlinear time history responses obtained by the boundary reaction method (BRM).

This study was examined the variation of unit water content and fine aggregate ratio in concrete for nuclear power structure using a large amoung of crushed sand.

To examine the in-place strength development of concrete of nuclear containment structures with the wall thickness of 1200 mm, mock-up wall specimens were prepared. For maturity evaluation, the temperature rise in the wall specimens owing to hydration heat of cementitious materials was also measured. The in-place strength of concrete was measured using core specimens collected at different locations of mock-up walls. Test results showed that in-place compressive strength development was 1.5 times higher than the strength measured from the standard cylinders. This indicates the maturity effect is needed to be considered in predicting the compressive strength development of concrete in mass structures.

면진장치 중에 하나인 마찰진자시스템(FPS)은 진자의 성질을 활용하여 면진된 구조물의 고유주기를 임의로 결정할 수 있는 지진격리장치이며, 면진장치의 진자운동으로 인하여 곡률반경과 중력에 의한 고유복원력과 마찰에 의한 감쇠력을 갖는다는 장점이 있다. 마찰진자시스템은 곡률반지름과 재료의 마찰계수를 기본적인 설계변수로 하며 면진장치를 설계할 때 중요하게 작용되는 변수 중 하나이다. Coulomb 마찰이론에 따르면, 마찰계수는 상재압이나 마찰속도에 따라 그 값은 변하지 않는 일정한 값을 지닌다고 정의하고 있다. 하지만 실제로 진자운동의 속도, 상부하중 및 유지시간, 외·내 온도 등과 같은 영향을 주는 인자에 따라 마찰계수는 변한다. 여기서 마찰계수는 크게 정지마찰계수, 운동 마찰계수로 나뉠 수 있으며, 정지마찰계수는 마찰에 의한 면진장치 거동 시, 실제 면진된 구조물이 거동하는데 큰 영향을 끼치지 않는 것으로 알고 있다. 하지만, 운동 마찰계수는 마찰진자시스템의 거동에 의한 속도에 의존하여 느린 속도에서의 저속마찰계수, 평균속도 이상에서의 고속마찰계수로 분류될 수 있으며, 구조물에 적지 않은 영향을 끼치는 것으로 알고 있다. 본 연구에서는 마찰진자시스템의 마찰계수의 변화에 따라 면진된 원전 구조물의 구조적 응답 비교를 실시하고 Coulomb 마찰이론의 일정한 마찰계수를 갖는 모델과 비교·분석하여 면진장치에서의 마찰계수 영향성에 대해 검토하고자 한다.

The ex-vessel steam explosion may occur when, during a severe reactor accident, the molten core pours into the water in the reactor cavity. These dynamic loads on the cavity wall could potentially lead to the significant failure of the cavity wall. But the phenomenon like this steam explosion includes big uncertainty in estimating the impulsive pressure loading of RCB. In this study, risk based integrity assessment method of the NPP structure subjected to steam explosion load was suggested to capture these uncertainties involved during the structural integrity assessment of the Nuclear power plant.