본 연구에서는 구조물의 재료, 구조물의 단면, 지진 하중등의 불확실성을 고려한 저형 전단벽의 최대 전단력를 예측하는 뉴 런-네트워크 모델을 개발하였다. 이를 위해 실험 데이터를 통해 검증된 박스타입 저형 전단벽 수치해석 모델을 구축하였고, 가정된 분 포를 통해 200개의 구조물의 재료, 단면변수를 라틴 하이퍼 큐브 샘플링을 통해 추출하였다. 또한 이전 연구에서 사용된 인공지진파를 데이터를 기반으로 10개의 다른 PGA 레벨별 총 200개의 인공지진파 데이터를 구축하였다. 뉴런-네트워크 모델의 Training 및 testing을 위해 200개의 데이터셋에 상응 수치해석 모델을 구축하고 최대 전단력을 산출하였다. 이렇게 구축된 데이터셋을 이용하여 최종적으로 뉴런-네트워크 모델을 확정하였다. 마지막으로 구축된 모델로부터 얻어진 취약도와 기존에 사용되는 방법들로부터 얻은 취약도를 비교, 분석하여 본 연구에서 구축된 모델의 정확도를 보여주었다.

상⋅하수도 관로 시설은 대표적인 국가기반 시설물로서 국민생활에 있어서 매우 중요한 라이프 라인이다. 지진으로 인한 관로시설의 손상은 급수의 차단을 유발하여 심각한 피해를 초래할 가능성이 매우 크다. 그러므로 상⋅하수도 관로 시설은 지진으로부터 반듯이 안전하게 보호되어야 할 필요가 있다. 지진 및 지반침하로 인한 설계변위를 초과하는 상대변위는 구조물과 연결되는 배관의 이음부에서 손상을 발생시킨다. 벨로우즈형 신축이음관은 온도차에 의한 배관의 팽창 및 변형을 흡수하고 기계진동에 의한 배관의 손상을 막기 위한 장치이다. 본 연구에서는 매설된 상⋅하수도 관로를 보호하고자 지진변위와 지반침하 대응을 목적으로 벨로우즈를 적용하였다. 적층형 하이드로포밍 메탈 벨로우즈는 기존의 벨로우즈와 달리 지진과 같은 저주 기피로하중에 대한 내구성이 우수하다. 따라서 3ply 벨로우즈형 신축이음관을 대상으로 반복가력 굽힘시험을 수행하고 지진안전성과 내침하성능을 평가하였다. 그 결과, 3ply 벨로우즈형 신축이음관은 8.8°이상의 횡방향 변형각에 대응할 수 있는 것으로 나타났다.

Nuclear power plant’s safety against seismic events is evaluated as risk values by probabilistic seismic safety assessment. The risk values vary by the seismic failure correlation between the structures, systems, and components (SSCs). However, most probabilistic seismic safety assessments idealized the seismic failure correlation between the SSCs as entirely dependent or independent. Such a consideration results in an inaccurate assessment result not reflecting real physical phenomenon. A nuclear power plant’s seismic risk should be calculated with the appropriate seismic failure correlation coefficient between the SSCs for a reasonable outcome. An accident scenario that has an enormous impact on a nuclear power plant’s seismic risk was selected. Moreover, the probabilistic seismic response analyses of a nuclear power plant were performed to derive appropriate seismic failure correlations between SSCs. Based on the analysis results, the seismic failure correlation coefficient between SSCs was derived, and the seismic fragility curve and core damage frequency of the loss of essential power event were calculated. Results were compared with the seismic fragility and core damage frequency of assuming the seismic failure correlations between SSCs were independent and entirely dependent.

This paper proposes damage indices efficient on evaluating the seismic safety of cable-stayed bridges, especially dual-plane, cable-stayed bridges with H-type pylons. The research assumes that the location of accelerometers is already defined as given in the 2017 Ministry of the Interior and Safety (MOIS) guideline. In other words, the paper does not attempt to suggest optimal sensor location for the seismic safety evaluation of cable-stayed bridges. The proposed damage indices are based on those for building structures widely applied in the field already. Those include changes in natural frequencies and changes in relative lateral displacements. In addition, the study proposes other efficient damage indices as the rotation changes at the top of pylons and in the midspan of the girder system. Sensitivity analysis for various damage indices is performed through dynamic analysis using selected earthquake ground motions. The paper compares the effectiveness of the damage indices.

The seismic safety of nuclear power plants has always been emphasized by the effects of accidents. In general, the seismic safety evaluation of nuclear power plants carries out a seismic probabilistic safety assessment. The current probabilistic safety assessment assumes that damage to the structure, system, and components (SSCs) occurs independently to each other or perfect dependently to each other. In case of earthquake events, the failure event occurs with the correlation due to the correlation between the seismic response of the SSCs and the seismic performance of the SSCs. In this study, the EEMS (External Event Mensuration System) code is developed which can perform the seismic probabilistic safety assessment considering correlation. The developed code is verified by comparing with the multiplier n, which is for calculating the joint probability of failure, which is proposed by Mankamo. It is analyzed the changes in seismic fragility curves and seismic risks with correlation. As a result, it was confirmed that the seismic fragility curves and seismic risk change according to the failure correlation coefficient. This means that it is important to select an appropriate failure correlation coefficient in order to perform a seismic probabilistic safety assessment. And also, it was confirmed that carrying out the seismic probabilistic safety assessment in consideration of the seismic correlation provides more realistic results, rather than providing conservative or non-conservative results comparing with that damage to the SSCs occurs independently.

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화 하는 방법이 확률론적 지진 안전성 평가(seismic probabilistic safety assessment)이다. 이에 따라 지진 PSA는 국내외 다수의 원자력 발전소에 적용되어 지진 재해에 대한 원전의 안전성을 확률론적으로 평가하고 이에 대비토록 하고 있다. 그러나 원전에 비해 상대적으로 규모가 작은 연구용 원자로와 같은 경우에는 지진 PSA가 적용된 예가 거의 없다. 따라서, 본 연구에서는 지진 PSA기법을 실제 완공된 연구로에 적용하여 안전성을 분석하였다. 또한, 이를 바탕으로 연구로를 구성하는 시 스템의 지진 내력에 대한 최적화 연구를 수행하였다. 그 결과, 지진 재해 하에서 연구로에 발생할 수 있는 노심 손상 가능성을 정량화하였고, 현재 설계안과 비교하여 적은 비용으로 최대의 안전성을 확보하는 최적 지진 내력 분포를 도출하였다. 이 러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단 된다.

Seismic intensity deduced from instrumental data has been evaluated using the empirical relationship between intensity and peak ground acceleration (PGA) during an earthquake. The Japan Meteorological Agency (JMA) developed a seismic intensity meter, which can estimate the real-time seismic intensity from seismic motions observed at a local site to evaluate the damage during the earthquake more correctly. This paper proposes a practical application of the JMA intensity to dams during the 2013 earthquake in Yeongcheon, Korea. In the present paper, seismic intensity was estimated from the relationships between accelerations observed at Yeongcheon Dam. Estimated seismic intensities were in the range of 0 to 3, which was verified from the displacements of dams and the variation of the ground water level observed at Yeongcheon dam during the earthquake. The JMA intensity, which is determined by considering the frequency, duration of cyclic loading, etc., was 0 (zero) and there was no damage to Yeoncheon dam during the earthquake.

This study presents a structural safety analysis method for a plant annunciator panel under the seismic effect. Seismic qualification analysis for the nuclear plant annunciator panel is carried out to confirm the structural integrity and the results are represented by required response spectra. For the numerical analysis, finite element method is adopted. Mode combinations are also used to obtain the reliability of the spectrum analysis. The analysis results shows that the nuclear plant annunciator panel is designed as a dynamically rigid assembly, without any resonance frequency blow 33Hz. The calculated stress of the nuclear plant annunciator panel is much less than yield stress of used steel.

본 연구에서는 HAZUS와 같은 지진위험도 추정을 위한 입력으로서 교량구조물에 대한 대표 지진취약도 함수를 도출하기 위하여 기존에 수행되었던 안전율 평가 결과를 이용하여 일련의 교량군에 대한 대표 지진취약도 함수를 도출하는 방법을 제안하였다. 지진응답해석 결과를 근거로 하여 제시된 교량 집단의 각 부재별 안전율을 정리하였으며 이 안전율 결과를 이용하여 각 파괴모드별 지진취약도 곡선을 도출하였다. 각 부재별로 평가된 지진취약도 함수를 이용하여 HAZUS의 입력으로 사용할 수 있는 손상단계별 지진취약도 함수를 도출하였다. 부재별 파괴모드를 이용하여 교량전체의 시스템 취약도를 도출하기 위하여 고장수목을 사용하였다. 결과적으로 본 연구에서는 기존의 안전율결과를 이용하여 취약도결과를 도출할 수 있는 방법을 제시하였다.

교량, 항만 및 각종 구조물과 산업설비에 대한 설계는 주로 결정론적 해석방법(Deterministic Analysis)에 의해 수행되고 있다. 그러나 구조물에 내재된 확률변수의 불확실성에 대한 영향을 보다 명확하게 평가할 뿐만 아니라 경제적인 설계를 위해서는 보다 개선된 평가방안이 요구된다. 이 연구에서는 터빈발전기 기초를 대상으로 합리적인 설계를 위해 확률유한요소법을 이용한 구조신뢰성해석을 수행하였다. 이를 위해 확률유한요소법을 신뢰성이론에 적합하도록 정식화하였으며, 대상 구조물의 부재강성 및 지진하중 등을 확률변수로 고려하여 동적응답해석 및 구조신뢰성해석을 효율적으로 수행할 수 있는 개선된 해석프로그램을 작성하였다. 작성된 해석프로그램을 이용하여 주요부재의 변위 및 부재력 응답에 대한 분산특성을 검토하였다. 아울러, 구조신뢰성해석에 따른 신뢰성지수 및 파괴확률을 제시함으로써, 대상 구조물의 구조 안전성을 정량적으로 평가하였다. 이 연구결과는 향후, 터빈발전기 기초의 개선된 설계방안을 설정함에 있어 기초자료를 제공할 것으로 기대된다.

본 논문은 지진발생시 빌딩프레임상의 각 부재의 흡수에너지율이 일정하도록 유도하논 다시말하면 각각 의 부재의 손상지수값이 고흐름게 분포토록 하는 새로운 셜셰볍인 손상제어 전산섣겨!법의 유용성을 입증코 져 하는 것이다. 이를 위하여 우선 사용된 기본적인 이략모덴 및 손상모텔의 정확성을 평가하기 위하여 one-bay one-story 프레임의 실험적인 하증 변위꼭션을 해석적으로 재생하여 비교분석하였다 그리고 본 섣계법을 각종 프레임에 적용한 결과 1) 구조윤의 특정 및 사용된 지진 형상에 관계 없이 손상제어 설계된 프레임은 일반적으로 종래의 방법으로 설계된 프레임보다 같은 지진하중허에서 더 작은 손상값으로 저항 하였으며 ， 2) 손상제어 섣겨!된 프레임의 하층 I!’- 부재뜰은 더 큰 항복강도쓸 나타내는 현상끌 보였으며 상층부 부재듬은 반대 현상을 보였다.

과거 지진가속도계측기는 “지진·화산재해대책법” 제6조, 제7조에 따라 2010년 고시된 “지진가속도계측기 설치 및 운영기준”에 의거 시설물 관리주체가 설치 및 운영 되었다. 하지만 시설물 관리주체에서는 구조물별 가속도 관측을 수행하고 있으나 지진 발생 시, 이를 활용하지 않거나 최대 가속도 데이터만 저장, 이용하고 있는 실정으로 데이터의 활용도를 제고할 수 있는 방안 마련의 필요성이 제기되었다. 따라서 “지진가속도 응답신호를 활용한 공공시설 안전관리 기술개발” 연구를 통해서 지진가속도 응답신호 종합분석 시스템이 개발되었다. 하지만 안전성평가를 위한 연구는 “지진가속도계측기 설치 및 운영기준” 제9조에서 정의하는 9개항의 시설물 중 건축물에 해당하는 시설물에 제한적으로 적용되었기에 추가적인 연구가 필요한 실정이다.

일정 규모 이상의 사장교와 현수교에는 자유장, 주탑, 보강거더에 지진가속도계가 부착되어 있다. 이 연구에서는 부착된 센서를 활용하여 지진발생 시에 긴급하게 지진안전성을 평가하는 방법을 제안하였다. 표준화된 시스템으로 긴급한 평가가 이루어지므로 센서 단위의 평가가 효과적이며, 경주, 포항지진에 대한 특수교량의 데이터 분석을 통하여 평가 방안을 도출하였다. 자유장, 교각기초, 앵커리지와 같이 지반 또는 지반과 인접한 위치에 설치된 가속도계는 최대가속도로 평가를 수행하고 주탑상부, 보강거더 등 구조물에 부착된 가속도계는 가속도의 변환을 통한 변위비교로 평가를 수행하는 것을 제안하였다.

최근 한반도 지진 발생 회수, 규모 증대 및 전과 다른 내륙에서 발생 등, 외적으로는 지진 하중의 위험성이 증가하고 있으며, 이와 더불어, 국내 사회기반시설물의 노후화에 따른 내적인 취약성 역시 가중 되고 있다. 지진 발생 시 긴급 대처와 유연한 대책 마련을 위한 과학적이고 합리적인 안전성 평가 기술은 시설물 자체 손상을 넘어 붕괴 시 많은 2차 피해를 야기할 수 있는 대표적인 사회기반시설인 댐 저수지 및 교량에 있어 매우 미진한 상태이다. 또한, 중요시설물의 관리 주체는 시설물별 가속도 관측을 수행하고 있으나, 설치된 장비의 성능 및 비용을 고려시 상대적 활용도가 매우 낮은 실정으로, 이러한 활용도를 제고하는 기술개발이 요구되는 상항이다.

내진보강사업 대가산정 가이드라인(행정안전부, 2019)의 일반사항, 대가산정 방법 및 액상화 평가에 관해 설명하고, 건축시 설물, 토목시설물 및 산업시설물 각각에 관한 일반사항, 내진성능평가 대가산정, 내진보강설계 대가산정, 내진보강공사 대가 산정에 대해 소개하였다.

국토교통부는 경주 및 포항지진을 계기로 지진으로부터 국민의 생명과 재산, 주요 기간시설물을 보호하기 위해 2018년 4월 한국시설안전공단 내에 국가내진센터를 신설하였다. 국가내진센터는 정부의 내진정책 및 제도의 이행주체로써 시설물의 내진성능을 체계적으로 확보할 수 있도록 관련 기준 제･개정, 기술자 양성, 내진성능통합관리체계 구축･운영, 지진안전 시설물 인증제도 운영 등 시설물의 지진안전과 관련한 중추적 역할을 수행하고자 한다.

한국건설기술연구원 내의 지진안전연구센터는 2018년 4월 지진 연구 특화부서로 출범하여 현재 박사급 인력 16명을 포함 하여 총 19명의 지진 관련 연구원이 근무하고 있다. 비교적 짧은 연혁에도 불구하고 교량의 내진 장치 연구, 액상화 연구, 환경 시설물의 내진 연구 등 다양한 내진 연구를 수행하고 있다. 향후 산업 시설, 문화재 내진 연구, 활성 단층 조사 결과의 체계적 활용 분야, 노후 인프라의 내진성능 및 리질리언스 향상 분야로 연구 부분을 확장하고자 한다.

이 연구에서는 교량 주요부재의 내진보강 우선순위를 합리적으로 결정하는데 그 목적이 있다. 평가대상으로 케이블 교량을 선정하였으며 정량적 지표인 주요부재의 취약도를 평가하기 위해 확률분포에 근거한 신뢰도를 활용하였다. 확률변수인 안전계수는 주하중(고정하중, 활하중)과 부하중(지진, 내풍, 온도 등)을 고려하였고 지진하중은 교량의 사용수명 동안 발생 가능한 진진을 적용하였다. 이러한 신뢰도를 근간으로 각 주요부재의 취약도 점유율을 확인한 결과 받침(23.8%)이 가장 취약하였으며 받침콘크리트(20.5%), 교각(18.9%), 기초(17.3%), 보강형(14.6%), 케이블(5.0%) 순으로 나타났다.

In this study, nonlinear time history analysis was performed using OpenSEES, a general structural analysis program, after selecting the target bridges. The degree of damage was classified by the damage status definition proposed by Alkex(2008). The seismic evaluation of the target bridges was carried out through the analysis results.

이 연구에서는 사장교 및 현수교에 부착된 지진가속도계측기를 활용하여 교량의 안전성을 긴급하게 평가할 수 있는 기법을 제안한다. 실측된 지진가속도계측기의 상시 응답을 이용하여 구조해석 모델의 고유주파수와 비교를 통해 최대한 유사한 동적특성을 갖도록 모델링을 개선한다. 설계지진에 대한 지진해석을 수행하여 지진가속도계측기 설치 위치별 최대 변위를 도출하며, 도출된 변위는 사전에 관리기준치로서 시스템에 기 입력된다. 지진발생 시 실시간으로 측정된 가속도 시간이력을 필터링 후 2중적분을 통해 변위시간이력으로 변환한 뒤 최대 변위를 추출한다. 최종적으로 시스템에 기 입력된 관리기준치와 추출된 변위와의 비교를 통해 안전성을 평가한다. 경주지진 시 기록된 데이터를 활용한 12개 특수교량의 긴급 안전성평가 수행을 통해 제안된 방법의 적용성을 확인한다.