확률론적 지진취약도 평가는 구조물 혹은 기기의 손상확률을 각 취약도 변수별 조합을 통해 이루어진다. 지진취약도로부터 구해지는 2개 이상 기기의 동시손상확률 계산은 기존에는 각 기기의 손상확률을 독립으로 가정해왔다. 하지만 기기별 손상확률에 상관성이 있으며, 이를 평가한 결과 상관성에 따라 동시손상확률이 변화할 수 있는 결과를 보였다. 이 지진상관성을 무시하면 비보수적인 결과가 나오고 따라서 이를 고려해서 계산되어야 한다. 이 연구에서는 지진상관계수를 해석적으로 평가하기 위해 몇 가지 확률 변수를 선정하여 각 변수별로 혹은 통합하여 평가하고 그 차이를 비교했다. 그리고 단순화된 모델과, 복잡한 모델에 대한 상관계수 차이도 비교 하였다. 이들 방법에 따른 상관계수의 결과와 차이를 분석했다. 그 결과 각 변수별로 평가하는 것과 통합하여 평가할 때 변수별 영향의 차이에 따라 상관성이 변화함을 확인하였고, 모델이 단순할수록 상관성이 높아짐을 확인하였다.

Analysis of the 2016 Gyeongju earthquake and the 2017 Pohang earthquake showed the characteristics of a typical high-frequency earthquake with many high-frequency components, short time strong motion duration, and large peak ground acceleration relative to the magnitude of the earthquake. Domestic nuclear power plants were designed and evaluated based on NRC's Regulatory Guide 1.60 design response spectrum, which had a great deal of energy in the low-frequency range. Therefore, nuclear power plants should carry out seismic verification and seismic performance evaluation of systems, structures, and components by reflecting the domestic characteristics of earthquakes. In this study, high-frequency amplification factors that can be used for seismic verification and seismic performance evaluation of nuclear power plant systems, structures, and equipment were analyzed. In order to analyze the high-frequency amplification factor, five sets of seismic time history were generated, which were matched with the uniform hazard response spectrum to reflect the characteristics of domestic earthquake motion. The nuclear power plant was subjected to seismic analysis for the construction of the Korean standard nuclear power plant, OPR1000, which is a reactor building, an auxiliary building assembly, a component cooling water heat exchanger building, and an essential service water building. Based on the results of the seismic analysis, a high-frequency amplification factor was derived upon the calculation of the floor response spectrum of the important locations of nuclear power plants. The high-frequency amplification factor can be effectively used for the seismic verification and seismic performance evaluation of electric equipment which are sensitive to high-frequency earthquakes.

원자력발전소에는 전력생산과 안전과 관련된 수많은 기기들이 존재하고 있다. 기본적으로 원자력발전소의 구조물과 기기는 지진시 탄성거동올 목표로 안전율을 매우 높게 적용하여 설계해 왔다. 그러나 최근 발생한 지진의 규모가 증가함에 따라 설계수준을 초과한 지진에 대한 기기의 안전성을 재평가할 필요가 있다. 본 연구에서는 구조물의 비선형 거동에 의한 층응답을 분석하였고, 비선형해석에 의한 구조물의 비탄성구조응답계수를 재평가하였다. 기기의 지진취약도 평가시 구조물의 비탄성구조응답이 어떤 영향을 주는지 분석하기 위하여 재평가된 구조물의 비탄성구조응답계수와 기존에 사용되어온 구조물 비탄성구조응답계수를 적용하여 지진취약도 평가를 수행하였다. 해석결과에 따르면 비탄성구조응답계수는 기기의 고유진동수, 기기의 위치 그리고 구조물의 동특성에 따라 영향을 받는 것으로 나타났다.

IBC와KBC 기준의 지반계수는 지반증폭 만이 고려되고 구조물-지반 상호작용 영향이 고려되지 않은 지반계수로 합리적인 구조물의 지진거동을 예측하는데 어떤 한계가 있다. 이 연구에서는 선형과 비선형 지반 위에 세워진 구조물의 탄성지진응답해석을 의사 3-D 해석으로 수행하여 구조물-지반 상호작용 영향이 고려된 지반계수의 상 하 한계값을 평가하였다. 지반의 특성은 지반 A, B, C의 경우에는 선형으로 가정하였고, 지반 D와 E의 경우에는 비선형으로 가정하여 Ramberg-Osgood 모델을 사용하여 전단파속도를 기준으로 전단탄성계수와 감쇠비 계산식을 규정하였다. 지진해석은 중 약진 지진기록 12개를 선정하여 최대 지진가속도를 0.1g와 0.2g로 조정하고, 구조물-지반 체계에 대한 의사 3-D 해석 시에는 30m 지반 하부 암반에서의 지진기록으로 변환하여 사용하였다. 구조물의 탄성 지진응답해석을 통해서 얻은 결과로부터 구조물-지반 상호작용 영향을 고려한 새로운 표준응답스펙트럼과 단주기 영역 및 주기 1초에서의 지반계수 F_{a}와 F_{v}의 상 하 한계값을 제시하였으며, KBC 기준을 위한 새로운 지반계수도 제안하였다.