$\require{mediawiki-texvc}$

연합인증

연합인증 가입 기관의 연구자들은 소속기관의 인증정보(ID와 암호)를 이용해 다른 대학, 연구기관, 서비스 공급자의 다양한 온라인 자원과 연구 데이터를 이용할 수 있습니다.

이는 여행자가 자국에서 발행 받은 여권으로 세계 각국을 자유롭게 여행할 수 있는 것과 같습니다.

연합인증으로 이용이 가능한 서비스는 NTIS, DataON, Edison, Kafe, Webinar 등이 있습니다.

한번의 인증절차만으로 연합인증 가입 서비스에 추가 로그인 없이 이용이 가능합니다.

다만, 연합인증을 위해서는 최초 1회만 인증 절차가 필요합니다. (회원이 아닐 경우 회원 가입이 필요합니다.)

연합인증 절차는 다음과 같습니다.

최초이용시에는
ScienceON에 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 로그인 (본인 확인 또는 회원가입) → 서비스 이용

그 이후에는
ScienceON 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 서비스 이용

연합인증을 활용하시면 KISTI가 제공하는 다양한 서비스를 편리하게 이용하실 수 있습니다.

다지점 진동대를 이용한 원자력발전소 배관계통의 내진성능실험
Seismic Capacity Test of Nuclear Piping System using Multi-platform Shake Table 원문보기

한국지진공학회논문집 = Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea, v.17 no.1 = no.89, 2013년, pp.21 - 31  

정진환 (부산대학교 사회환경시스템공학부) ,  계만수 (MIDAS IT 중국지사) ,  서영득 (부산대학교 사회환경시스템공학부) ,  최형석 (부산대학교 지진방재연구센터) ,  김민규 (한국원자력연구원)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, dynamic characteristics and seismic capacity of the nuclear power plant piping system are evaluated by model test results using multi-platform shake table. The model is 21.2 m long and consists of straight pipes, elbows, and reducers. The stainless steel pipe diameters are 60.3 mm (2 ...

주제어

AI 본문요약
AI-Helper 아이콘 AI-Helper

* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 비교적 대구경의 길이가 긴 배관계통에 대한 본격적인 실험적 연구가 JNES (Japan Nuclear Energy Safety)와 NUPEC (Nuclear Power Engineering Corporation)에 의해 수행되었다[4]. 다년간 다양한 배관 구조에 대한 실험적 연구를 진행하였으며, 이러한 실험은 원전배관계통의 극한강도, 탄소성 응답을 보다 잘 이해하고, 배관 설계기준에서 내진 여유도를 확인함으로써 수정된 ASME 응력 기준을 평가하기 위해 실시되었다. 이 연구에서는 재료실험, 요소실험, 배관계통에 대한 진동대 실험 등이 수행되었고, 재료와 형태가 다른 배관요소에 대한 정, 동적 실험을 실시하였으며, 실험결과, 지진하중으로 인한 배관요소의 손상형태는 저 진동수의 피로 파괴라는 것이 확인되었다.
  • 본 실험의 목적은 실제 원전에서 사용되고 있는 배관요소 중 일부를 모사하여 진동대 실험을 수행하고 동적 특성 및 내진성능을 분석하는 것이다. 원전 배관계통에서의 중요도와 진동대의 실험 가능 면적 등을 고려하여 실험체를 제작하였다.
  • 지진 시 배관에 전달되는 힘은 격납건물 내부에서 이러한 지지점이 위치하는 높이의 증폭된 응답을 고려해야 할 것으로 판단되었다. 본 연구에서는 부산대학교 지진방재연구센터에 설치된 2기의 진동대[6]를 이용하였으며, 실험배관계통의 하단부와 상단부를 각기 다른 진동대에 연결하여 격납건물 내에서 높은 위치에 설치된 배관 지지부에 보다 큰 가속도가 발생하는 것을 모사할 수 있도록 계획하였다.
  • 이상의 연구들로 볼 때 전체적인 원전기술의 발전에 비하여 배관계통에 대한 동적 거동이해 및 이와 관련된 연구, 특히 지진하중과 같이 큰 하중이 작용하는 경우 배관의 탄소성 거동을 이해하기 위한 실험적 연구가 미흡한 실정이며 이에 대한 연구의 필요성이 큰 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원전 배관계통에 지진이 발생했을 시의 거동을 실제 현장에서 적용되고 있는 배관계통을 대상으로 진동대 실험을 수행하고 그 결과를 분석함으로써, 배관의 동적 특성과 현재 국내 원전 배관계통에 적용되고 있는 설계기준에 대한 안전성 및 내진 여유도를 분석하였다.

가설 설정

  • 고유진동수는 진동대에서 계측된 가속도 신호를 입력으로 하고 배관에 설치된 AM 가속도계들의 계측신호를 출력으로 하여 전달함수[14]를 산정하는 방법으로 측정하였다. 2기의 진동대에 의해서 가진되었기 때문에 입력신호 2개가 존재하지만, 3.1절에서 언급한 것과 같이 2기의 진동대가 동일한 운동을 한 것으로 가정하고 좌측 진동대의 가속도 신호를 입력신호로 사용하여 전달함수를 산정하였다.
  • 이러한 설정은 선정된 배관이 설치된 위치가 격납건물 내에서 동일한 평면에 위치하고 경계부의 높이만 다르기 때문에 두 지점 간에 위상 차이는 크지 않을 것으로 판단하였기 때문이다. 또한, 각 지지점 설치 위치에서의 가속도 응답을 실제 원전에서 격납건물 내부의 설치조건을 모두 고려한 상세해석을 수행한 후 결정하는 것이 보다 실제와 유사한 결과를 얻을 수 있으나, 본 연구에서는 지지되는 층의 높이 차이에 의한 상대적인 가속도비를 10%로 가정하여 실험하였다.
본문요약 정보가 도움이 되었나요?

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자력발전소(이하 ‘원전’) 배관의 파괴를 발생시키는 원인 하중에는 무엇이 있는가? 원자력발전소(이하 ‘원전’) 배관의 파괴를 발생시키는 원인 하중은 주로 관내의 유체 압력, 고정하중, 온도팽창 그리고 지진하중 등으로 알려져 있는데, 이중에서 지진하중을 제외한 여타 하중들은 원전 가동 시 배관에 항시 작용하므로 그 물리적 특성과 적절한 경계조건을 고려하면 비교적 정확 하게 평가할 수 있다. 그러나 작용빈도는 작으나 하중의 크기가 상대적으로 큰 지진에 대해서는 고려해야 할 하중들이 지진의 발생위치로부터 복잡한 과정을 거쳐서 전달되므로 지진하중에 의해 배관에 발생하는 응력을 정확히 예측하기 어려우며, 이로 인해 과도하게 안전 여유도를 갖도록 배관을 설계하는 경향이 있다[1].
지진하중을 제외한 여타 하중들의 특징은 무엇인가? 원자력발전소(이하 ‘원전’) 배관의 파괴를 발생시키는 원인 하중은 주로 관내의 유체 압력, 고정하중, 온도팽창 그리고 지진하중 등으로 알려져 있는데, 이중에서 지진하중을 제외한 여타 하중들은 원전 가동 시 배관에 항시 작용하므로 그 물리적 특성과 적절한 경계조건을 고려하면 비교적 정확 하게 평가할 수 있다. 그러나 작용빈도는 작으나 하중의 크기가 상대적으로 큰 지진에 대해서는 고려해야 할 하중들이 지진의 발생위치로부터 복잡한 과정을 거쳐서 전달되므로 지진하중에 의해 배관에 발생하는 응력을 정확히 예측하기 어려우며, 이로 인해 과도하게 안전 여유도를 갖도록 배관을 설계하는 경향이 있다[1].
질의응답 정보가 도움이 되었나요?

참고문헌 (16)

  1. Machida H, Yoshimura S. Probabilistic fracture mechanics analysis of nuclear piping considering variation of seismic loading. International Journal of Pressure Vessels and Piping. 2002;79(3):193-202. 

  2. Keowen RS, Laske A, Johnson, Merz KL. Differences in dynamic response of typical class II piping due to restraint method and input amplitude. Nuclear Engineering and Design. 1988;107:215-226. 

  3. Touboul F, Sollogoub P, Blay N. Seismic behaviour of piping systems with and without detect : experimental and numerical evaluations. Nuclear Engineering and Design. 1999;192:243-260. 

  4. Zhang T, Brust FW, Shim DJ, Wikowski G, Nie J, Hofmayer C. Analysis of JNES Seismic Tests on Degraded Piping. NUREG/CR-7015, BNL-NUREG -91346-2010. 

  5. Park Y, DeGrassi G, Hofmayer C, Bezler P. Analysis of nuclear piping system seismic tests with conventional and energy absorbing supports. 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14), Lyon, France. 2008. 

  6. Cheung JH, Kim NS, Kim IT, Choi HS, Park CY, "KOCED Seismic Simulation Test Center" Journal of the Korean Society of Civil Engineers , 2009.Aug, Vol 57, No. 8, 43-49. 

  7. ASME B, Pressure Vessel Code SectionXI. American Society of Mechanical Engineer. 2007. 

  8. Choi HS, Cheung JH, Kim SH, Ahn JH. Structural Dynamic Displacement Vision System using Digital Image Processing. NDT & E International. 2011 Jun;44(7):597-608. 

  9. MTS STEX Manual. University at Buffalo Job No. US1.17858, EQT. 

  10. DeGrassi G, Nie J, Hofmayer C. Seismic Analysis of Large-Scale Piping Systems for the JNES-NUPEC Ultimate Strength Piping Test Program. NUREG/CR-6983, BNL-NUREG-81548-2008 

  11. ASCE Standard. Seismic Analysis of Safety-Related Nuclear Structure and Commentary. ASCE 4-98. American Society of civil Engineers. 1999. 

  12. ASCE. Seismic Analysis of Safety-Related Nuclear Structures and Commentary. ASCE Standard 4-98, 1999. 

  13. Cho SG, Kim DK, GO SH. Effects of Excitation Level on the Dynamic Characteristics of Electrical Cabinets of Nuclear Power Plants. Journal of the Earthquake Engineering society of Korea. 2010 Jun;14(3):23-30. 

  14. Cho SG, So GH. Analysis of Ecperimental Modal properties of an Electric Cabinet via a Forced Vibration Test using a shaker. Journal of the Earthquake Engineering society of Korea. 2011 Dec;15(6):11-18. 

  15. ASME CODE Section III, Division I, Subsection NB. ASME standard. 2007. 

  16. Chio SJ, Seo YD, Choi HS, Kim IT, Cheung JH. Loading Experiments of the damaged TP 316 Stainless Pipe. KSCE Conference of the Civil Engineering society of Korea. 2011:69-72. 

저자의 다른 논문 :

LOADING...

관련 콘텐츠

오픈액세스(OA) 유형

GOLD

오픈액세스 학술지에 출판된 논문

저작권 관리 안내
섹션별 컨텐츠 바로가기

AI-Helper ※ AI-Helper는 오픈소스 모델을 사용합니다.

AI-Helper 아이콘
AI-Helper
안녕하세요, AI-Helper입니다. 좌측 "선택된 텍스트"에서 텍스트를 선택하여 요약, 번역, 용어설명을 실행하세요.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.

선택된 텍스트

맨위로