후쿠시마 원전사고 발생으로 다수기의 지진안전성에 관한 연구의 필요성이 부각되었다. 한 부지에 건설된 원자력발전소의 경우 유 사한 지진응답을 보이기 때문에 적게나마 원자력발전소 SSCs간의 지진손상에 대하여 상관성이 존재하므로 합리적 지진안전성 평가 를 위하여 지진손상 상관성을 고려하여야 한다. 본 연구에서는 쌍둥이 호기의 필수전원상실사건에 대하여 확률론적 지진안전성 평가 를 수행하였다. 적절한 지진손상 상관계수를 도출하기 위하여 확률론적 지진응답해석을 수행하여 적용하였다. External Event Mensuration System 프로그램을 활용하여 다수기의 필수전원상실사건의 고장수목을 구성하여 지진취약도 및 지진리스크를 분석하 였다. 또한 SSCs간의 지진손상 상관성을 완전독립 및 완전종속으로 고려하여 비교 분석을 수행하였다.

The emergency diesel generator of a nuclear power plant is a emergency AC power source that starts up within 10 seconds when a LOOP(Loss Of Off-site Power) occurs and supplies power to essential safety facilities. In this study, factors affecting start signal input time, engine rotation start time, 30% of engine rated speed, 80% of engine rated speed were studied to secure starting reliability. As a result, it was found that the section before the 30% of engine rated speed was affected by the mechanical management status from the start signal to the fuel oil linkage system. After the 30% of engine rated speed section, it was the maximum fuel supply section, and the time reduction effect through management improvement was insignificant.

Conditional spectra (CS) are applied to the seismic fragility assessment of a nuclear power plant (NPP) containment building for comparison with a relevant conventional uniform hazard response spectrum (UHRS). Three different control frequencies are considered in developing conditional spectra. The contribution of diverse magnitudes and epicentral distances is identified from deaggregation for the UHRS at a control frequency and incorporated into the conditional spectra. A total of 30 ground motion records are selected and scaled to simulate the probability distribution of each conditional spectra, respectively. A set of lumped mass stick models for the containment building are built considering nonlinear bending and shear deformation and uncertainty in modeling parameters using the Latin hypercube sampling technique. Incremental dynamic analysis is conducted for different seismic input models in order to estimate seismic fragility functions. The seismic fragility functions and high confidence of low probability of failure (HCLPF) are calculated for different seismic input models and analyzed comparatively.

In the past, the U.S. NRC(Nuclear Regulatory Commission) strictly required testing of the EDG for NPP through Reg.Guide 1.108 Rev 1. However, these test requirements acted as a deterioration and wear factor for diesel engines, and are now applying Reg.Guide 1.9 Rev 3, which relaxed regulatory requirements and improved performance monitoring. After applying the new regulatory guidelines in this study, the EDG analyzed the performance of the combustion chamber. As a result, there were no signs of deterioration or decreased performance of the current EDG. This is due to slow start, short operation time, the use of high quality fuel oil and proper maintenance. On the other hand, if the performance is proven, it is judged that proper period extension of cylinder maintenance is possible.

본 연구의 목적은 원자로 1400(APR 1400) 원자력 발전소(NPP)의 원자로 격납건물(RCB) 내진성능에 대해 상이한 수치모델과 지진 주파수 성분의 영향을 평가하는 것이다. 집중 질량 막대 모델(lumped-mass stick model, LMSM)과 3차원 유한요소모델(threedimensional finite element model, 3D FEM)의 두 가지 수치 모델이 시간이력해석을 수행하기 위해 개발되었다. LMSM은 기존의 집중 질량 보-요소를 사용하여 SAP2000으로 구성하였으며, 3D FEM은 각기둥 입체-요소를 사용하여 ANSYS로 작성되었다. 저주파수 및 고주파수 성분을 고려한 두 그룹의 지진파를 시간이력해석에 적용하였다. 저주파수 지진파의 응답스펙트럼을 NRC 1.60의 설계 스펙트럼과 일치되도록 조정하여 작성하였으며, 고주파수 지진파는 10Hz ~ 100Hz의 고주파수 범위를 갖도록 생성하였다. RCB의 지진응 답은 다양한 높이에서 층응답스펙트럼으로 검토하였다. 수치해석 결과, 저주파수 지진에 의한 구조물의 FRS 결과는 두 수치 모델에 서 매우 유사한 결과를 보였다. 하지만, 고주파수 지진에 의한 LMSM의 FRS 결과는 고차 고유 주파수 영역에서 3D FEM과 큰 차이를 보였으며, RCB의 낮은 높이에서 명확한 차이를 보였다. 3D FEM이 정확한 구조물의 응답을 나타내는 것으로 가정한다면, RCB의 LMSM은 고주파수 지진에 의한 FRS 결과의 고차 고유 주파수 영역에서 일정 수준의 불일치성을 내포하고 있다.

A methodology to assess seismic fragility of a nuclear power plant (NPP) using a conditional mean spectrum is proposed as an alternative to using a uniform hazard response spectrum. Rather than the single-scenario conditional mean spectrum, which is the conventional conditional mean spectrum based on a single scenario, a multi-scenario conditional mean spectrum is proposed for the case in which no single scenario is dominant. The multi-scenario conditional mean spectrum is defined as the weighted average of different conditional mean spectra, each one of which corresponds to an individual scenario. The weighting factors for scenarios are obtained from a deaggregation of seismic hazards. As a validation example, a seismic fragility assessment of an NPP containment structure is performed using a uniform hazard response spectrum and different single-scenario conditional mean spectra and multi-scenario conditional mean spectra. In the example, the number of scenarios primarily influences the median capacity of the evaluated structure. Meanwhile, the control frequency, a key parameter of a conditional mean spectrum, plays an important role in reducing logarithmic standard deviation of the corresponding fragility curves and corresponding high confidence of low probability of failure (HCLPF) capacity.

이 연구는 기초의 묻힘이 면진 원전구조물의 응답에 미치는 효과를 지표기초와 비교하여 평가하였다. 면진장치의 비선형 성을 고려한 비선형 SSI 해석은 진동수영역해석과 시간영역해석의 복합법인 경계반력법(BRM)을 이용하여 수행하였다. BRM 해석모델은 BRM을 이용한 등가선형 SSI 해석결과를 재래의 주파수영역 SSI 해석결과와 비교함으로 검증하였다. 마 지막으로 비선형 SSI해석에 의한 묻힌기초 모델의 면진장치의 변위 및 구조물 응답을 지표기초의 해석결과와 비교하였다. 비교결과, 면진장치의 변위응답은 묻힌기초효과를 고려할 경우 감소할 수 있음을 알 수 있었다.

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.

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.

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.

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 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