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.

원자력발전소 기기 내진설계 및 지진해석은 비연계모델을 대상으로 수행된다. 그러나 이러한 비연계해석은 실제 구조물-기기 간 상호작용 등의 실제 현상을 모사할 수 없기 때문에 연계해석에 비하여 정확하지 못한 결과를 발생시키게 된다는 한계를 가진다. 이러 한 배경 아래 이 연구는 실제 원전 격납건물 구조물 및 관련 부계통을 대상으로 질량비와 고유진동수비를 고려하여 지진 연계해석과 비연계해석을 수행하고, 이를 바탕으로 부계통에서의 응답을 비교 분석하였다. 결과적으로 지진 연계해석 결과가 비연계해석 결과보 다 대다수 작은 값을 주는 것을 확인하였다. 이러한 결과는 기존 연구인 단순한 연계모델에 대한 해석 결과와 유사하지만, 부계통 응답 차이는 훨씬 더 두드러지게 나타나는 것을 확인하였다. 또한, 이는 지진파의 입력 주파수의 영향보다는 부계통의 설치위치에 영향을 받는 것으로 확인되었다. 마지막으로 비연계 및 연계 지진해석의 차이가 부계통의 질량비가 크고, 고유진동수가 거의 일치하는 영역 에서 발생하는 이유는 이 영역에서 주계통과 부계통 동적 상호작용이 크게 나타나기 때문인 것으로 보인다.

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.

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.

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.

Most of equipment in nuclear power plants (NPPs) is anchored to the concrete structure or other components with concrete anchors. It is need to be considering the boundary condition by concrete-anchor connection. In this paper, the seismic analysis was conducted varying anchoring type as non-linear stiffness condition from preliminary analysis.

Nuclear power plants in operation are composed of many electrical equipment, and various types of safety related components are installed in the electrical equipment. These internal components are repeatedly replaced due to aging and their performance improvements during the operation of nuclear power plants. Replacement of safety-related shall demonstrate that no malfunction occurs even under amplified seismic load at the level where the components are mounted on the electrical equipment. Therefore, it is necessary to derive the accurate seismic load from the level where the target components are mounted on electrical equipment through the equipment seismic analysis. To perform seismic analysis of electrical equipment, dynamic characteristics should be extracted through in-situ test and utilize to improve the electrical equipment seismic analysis model. In this study, in-situ test of typical NPP’s electrical equipment is performed to derive a natural frequency and mode shapes in the horizontal direction.

Most of systems and components in nuclear power plants (NPPs) are anchored to the concrete structure and other components by means of post installed anchors. In order to develop more accurate seismic analysis model of equipment in NPPs, a deep consideration of concrete-anchor connection behavior is required. In this paper, the nonlinear finite element analysis was conducted for the concrete-anchor connection zone details. From the analysis results including strength and load-displacement relation was derived according to design variables including geometry and material properties.