In this paper, firstly, acceleration-time histories were generated by varying strong motion duration in the frequency domain for application to a seismically isolated nuclear power structure, so as to examine the effects of strong motion duration on the behavior of the structure. Secondly, real recorded earthquakes were modified to match the target response spectrum based on the revised SRP 3.7.1(2007) and the modified time histories were applied to the analysis of a seismically isolated nuclear power structure. The obtained values of acceleration and displacement responses of the structure were, finally, compared with the values obtained in case of applying acceleration-time histories generated in the frequency domain to the structure.

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 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 14C의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주 목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 14C에 대한 신뢰할만 한 특성을 평가하는데 있다. 14C는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. 14C는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 14C는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처리 기간인 산성산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 14CO2나 H14CO3-형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 14C 농도를 측정, 평가하였다. 원자로 계통 내에서의 14C 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다. 용액중의 14C 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 14C가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 14C의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다. 적층해석에서 차폐체의 응력은 항복응력에 비하여 1/3정도의 작은 값을 보였다. 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험에 대하여 안전함을 입증하였다.

고리 원전 사용후핵연료 저장조의 저장용량을 확보하기 위하여 2002년부터 사용후핵연료 운반용기를 이용하여 400다발 이상의 PWR 사용후핵연료 집합체를 원전부지 내에 수송, 저장하였다. 이를 위하여 KN-12 운반용기, 관련장비 및 수송차량으로 구성되는 수송시스템을 구성하였다. KN-12 운반용기는 국내 원자력법 및 IAEA의 수송규정에 따라 설계, 제작되고, 정부로부터 인허가를 획득하였으며, 취급장비 역시 관련규정에 따라 구비하였다. 수송 저장작업은 2 대의 운반용기를 동시에 투입하여 수행하였으며, 모든 작업공정에 대하여 엄격한 품질관리 및 방사선 안전관리를 수행하여 수송 안전성을 확보하고 신뢰도를 제고하였다.

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.??

본 연구에서는 원전기기의 내진안전성을 증가시키기 위해 면진장치를 적용한 기기의 진동대 실험을 수행하였다. 원전구조물과 유사한 진동수 특성을 가지는 실험모형을 제작하여 실험에 사용하였으며 구조물 내부의 기기를 모형화 하기 위하여 400kg의 강체를 사용하였다. 탁월주파수 특성이 상이한 3종류 지진파를 이용하여 진동대 실험을 수행하였다. 면진장치로는 마찰진자형 베어링(FPS)을 사용하였다. 입력지진의 최대가속도를 0.1g, 0.2g, 0.25g의 3단계로 변화시키면서 실험을 수행하였고 또한 1방향, 2방향 및 3방향 가진에 의한 거동을 분석하였다. 실험결과 지진파의 연직성분이 FPS의 면진성능에 영향을 미치는 것을 알 수 있었으며 펄스타입의 속도성분이 큰 근거리 지진인 경우 면진효과가 감소하는 것을 알 수 있었다.

최근 수행된 우리나라 원전 부지에 대한 지진재해도 해석 결과 작성된 등재해도 스펙트럼에서 고진동수 성분의 지진동이 매우 우세하게 나타나고 있다. 일반적으로 지진취약도 해석에서는 설계 스펙트럼에 내재된 보수성을 평가하기 위해 스펙트럼 형상계수가 사용된다. 본 연구에서는 입력지반운동 스펙트럼의 형상이 변화함에 따른 층응답스펙트럼의 형상 변화를 분석하였다. 이때 입력 스펙트럼으로부터 직접 층응답스펙트럼을 작성할 수 있는 직접법을 사용하였다. 본 연구 결과 건물 내부에 설치된 기기의 취약도해석에서는 입력스펙트럼에 내재된 보수성을 구조물의 고유진동수에 대한 스펙트럼 형상계수가 아닌 기기의 고유진동수에 따른 층응답스펙트럼 형상계수로 고려하는 것이 정확한 취약도해석 결과를 주는 것으로 나타났다.

원전 격납건물은 내진 안정성을 확보하기 위해 설계단계에서 여유나 보수성을 부여하게 된다. 원전 구조물의 내진성능 평가는 이러한 여유나 보수성을 배제한 실질적인 성능 및 응답을 기준으로 평가하게 된다. 본 연구에서는 내진성능 평가에 고려되는 구조물의 성능 및 응답관련 계수들 중 그 기여도가 비교적 큰 비탄성 에너지 흡수계수의 산정방법에 대한 비교를 수행하였다. 또한 각종 방법에 따라 산정된 비탄성 에너지 흡수계수에 따른 HCLPF(high confidence of low probability of failure)값의 변화를 분석하였다. 연구결과 원전 격납건물의 비탄성 에너지 흡수계수는 1.5~1.75로 나타났다. 구조물의 내진성능을 명확히 평가하기 위해서는 먼저 구조물의 비선형 거동 및 연성도를 정확히 평가하여야 함을 알 수 있다.

The current load combination criteria for design of nuclear power plant structures(NPP) are not based on the probability • based design concept but rely on the conventional design concept. ln this paper. a load combination criteria for design of NPP containment structures are proposed based on a FEM - based random vibration analysis. More accurate reliability analyses under various dynamic loads such as earthquake loads were made possible by incorporating the FEM and random vibration theory‘ which is different from the conventional reliability analysis method. ln this paper‘ the load factors for the design of NPP structures in Korea are pro∞sed by considering appropriate load combination criteria for design

원전기기의 지진 안전성 평가를 위해서는 설치된 위치에서 발생가능한 지진하중을 고려하여 내진해석을 수행한다. 내진해석을 수행하기 위해서는 대상기기의 실제거동을 반영하는 해석모델을 구축하는 하는 것이 중요하다. 원전의 내진검증 기술 기준인 IEEE 344에서는 기기의 동적 특성을 결정하는데 도움을 주기 위해서 탐색시험을 수행할 것을 권고한다. 탐색시험의 종류는 기저 가진에 의한 방법과 임피던스 방법에 의한 방법을 제시하였다 본 연구는 원전의 한 대상기기를 선정하고 기술 기준에서 제시하는 공진탐색시험을 수행하고 그 결과에 대해 분석하고 현장 적용성 방법에 대해 검토하였다.

지진 발생시 원자력 발전소의 안전성을 평가하기 위해 수행되는 확률론적 지진 안전성평가를 위해서는 원전의 기기별로 지진 수준에 따른 파괴확률로서 표현되는 지진취약도 평가가 필요하다. 지진취약도 평가를 위해서는 대상 기기의 설계정보와 함께 실제 설치 상태에 대한 현장조사 등을 통해 예상되는 파손모드를 결정이 필요하며 주요 변수에 대한 불확실성 및 임의성 등 변동성 요인을 반영하여 결정된다. 본 연구에서는 구조적 파손이 지배하는 경우에 대하여 각 변수별로 변동성 요인을 도출하고 분산도 반영에 따른 지진취약도 영향 요인을 분석하고자 한다.