구조물 및 기기의 내진성능 평가를 위한 고주파수 지진에 의한 원자력발전소의 지진응답 증폭계수 Seismic Response Amplification Factors of Nuclear Power Plants for Seismic Performance Evaluation of Structures and Equipment due to High-frequency Earthquakes원문보기
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 n...
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.
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.
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문제 정의
본 연구에서는 국내 지진동특성과 국내 원자력발전소의 지진응답에 대한 고주파수 영역에서 증폭계수에 대해 연구를 수행 하였다. 국내의 지진동 특성을 반영하기 위하여 국내 확률론적 지진 재해도 분석으로부터 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 활용하였으며, 원자력발전소는 한국형 표준원자력발전소를 대상으로 하였다.
본 연구에서는 스케일링 방법으로 고주파수 영역에 대한 층응답스펙트 럼을 작성하기 위해 필요한 고주파수 증폭계수를 도출하였다. 국내 지진동 특성을 반영하기 위하여 확률론적 지진 재해도 분석에서 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 입력을 활용하였으며, OPR1000 원자력발전소의 주요건물인 원자로건물, 보조건물집합체, CCW건물 및 ESW건물의 모델을 구성하여 지진응답해석을 수행하였다.
제안 방법
각 건물의 주요위치는 기초(0 ft)를 기준으로 원자로건물은 0 ft, 11 ft, 22 ft, 32 ft, 42 ft, 53 ft, 75 ft, 110 ft, 120 ft, 130 ft, 155 ft, 180 ft, 199 ft, 보조건물은 0 ft, 19 ft, 42.5 ft, 67 ft, 86 ft, 107 ft, 124 ft, CCW건물은 21.5 ft, 57.5 ft, ESW건물은 21 ft, 40 ft 에 대해 층응답스펙트럼을 작성 하였다.
고주파수 증폭계수를 산정하기 위하여 생성한 입력지진 5세트를 기반으로 구성한 원자력발전소의 건물, 즉 원자로건물, 보조건물집합체, CCW 건물, ESW건물에 대하여 내진해석을 수행하였다. 내진해석 결과를 활용하여 각 건물의 주요기기 위치를 고려하여 각 건물 및 각 층별 5% 감쇠비에 대하여 층응답스펙트럼을 작성하였다.
본 연구에서는 스케일링 방법으로 고주파수 영역에 대한 층응답스펙트 럼을 작성하기 위해 필요한 고주파수 증폭계수를 도출하였다. 국내 지진동 특성을 반영하기 위하여 확률론적 지진 재해도 분석에서 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 입력을 활용하였으며, OPR1000 원자력발전소의 주요건물인 원자로건물, 보조건물집합체, CCW건물 및 ESW건물의 모델을 구성하여 지진응답해석을 수행하였다. 지진응답해석 결과를 바탕으로 원자력 발전소의 주요기기가 있는 위치에 대하여 층응답스펙트럼을 작성하여 높이에 따른 고주파수 증폭계수를 분석하였다.
국내 지진동 특성을 반영한 등재해도 응답스펙트럼을 활용하였으며 주요기기가 설치된 원자력발전소 주요건물 4개에 대하여 분석을 수행하였다. Fig.
본 연구에서는 국내 지진동특성과 국내 원자력발전소의 지진응답에 대한 고주파수 영역에서 증폭계수에 대해 연구를 수행 하였다. 국내의 지진동 특성을 반영하기 위하여 국내 확률론적 지진 재해도 분석으로부터 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 활용하였으며, 원자력발전소는 한국형 표준원자력발전소를 대상으로 하였다. 원자력발전소의 지진응답해석을 수행하여 얻은 층응답스펙트럼으로부터 최종적으로 고주파수 증폭계수를 산정하였다.
국내지진 특성을 반영한 원자력발전소의 지진응답해석을 수행하기 위하여 울진지역의 평균 1E-4의 연간발생빈도를 갖는 등재해도 응답스펙럼을 활용하였다. 등재해도 응답스펙트럼은 확률론적 지진 재해도 평가로부터 도출 되었으며, 국내에 원자력발전소의 확률론적 지진 재해도 평가에 사용된 11개의 지진지체모델 및 2000년 이후 개발된 감쇄식을 활용하였다 [2].
고주파수 증폭계수를 산정하기 위하여 생성한 입력지진 5세트를 기반으로 구성한 원자력발전소의 건물, 즉 원자로건물, 보조건물집합체, CCW 건물, ESW건물에 대하여 내진해석을 수행하였다. 내진해석 결과를 활용하여 각 건물의 주요기기 위치를 고려하여 각 건물 및 각 층별 5% 감쇠비에 대하여 층응답스펙트럼을 작성하였다. 각 건물의 주요위치는 기초(0 ft)를 기준으로 원자로건물은 0 ft, 11 ft, 22 ft, 32 ft, 42 ft, 53 ft, 75 ft, 110 ft, 120 ft, 130 ft, 155 ft, 180 ft, 199 ft, 보조건물은 0 ft, 19 ft, 42.
6으로부터 확인할 수 있듯이, 10 Hz 이상의 주파수 영역부터 등재해도 응답스펙트럼의 가속도 값이 설계응답스펙트럼의 가속도 값을 초과하게 된다. 따라서 본 연구에서는 10 Hz 이상에 대해서 고주파수 증폭계수를 산정하였다. 증폭계 수는 구조물의 층응답스펙트럼을 입력응답스펙트럼으로 나누어 가장 큰값으로 하였다.
5 ft, ESW건물은 21 ft, 40 ft 에 대해 층응답스펙트럼을 작성 하였다. 또한 도출하고자 하는 고주파수 증폭계수의 불확실성을 감소시키고자 입력지진 5세트에 의해 생성된 층응답스펙트럼의 평균을 구하였다. 국내의 지진동 특성을 반영한 등재해도 응답 스펙트럼을 입력으로 하여 원자력발전소 원자로건물, 보조건물집합체, CCW건물, ESW건물에 대해 도출된 층응답스펙트럼을 모두 나타내면 다음 Fig.
국내의 지진동 특성을 반영하기 위하여 국내 확률론적 지진 재해도 분석으로부터 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 활용하였으며, 원자력발전소는 한국형 표준원자력발전소를 대상으로 하였다. 원자력발전소의 지진응답해석을 수행하여 얻은 층응답스펙트럼으로부터 최종적으로 고주파수 증폭계수를 산정하였다.
따라서 본 연구에서는 10 Hz 이상에 대해서 고주파수 증폭계수를 산정하였다. 증폭계 수는 구조물의 층응답스펙트럼을 입력응답스펙트럼으로 나누어 가장 큰값으로 하였다. 즉, 고주파수 증폭계수를 산정하기 위한 과정으로 분자와 분모는 다음과 같다.
국내 지진동 특성을 반영하기 위하여 확률론적 지진 재해도 분석에서 도출된 등재해도 응답스펙트럼을 입력을 활용하였으며, OPR1000 원자력발전소의 주요건물인 원자로건물, 보조건물집합체, CCW건물 및 ESW건물의 모델을 구성하여 지진응답해석을 수행하였다. 지진응답해석 결과를 바탕으로 원자력 발전소의 주요기기가 있는 위치에 대하여 층응답스펙트럼을 작성하여 높이에 따른 고주파수 증폭계수를 분석하였다. 그 결과 , 건물 높이에 따라 수평 및 수직 방향의 증폭계수가 커지는 것을 확인 하였다.
확률론적 지진 재해도 분석으로부터 얻은 등재해도 응답스펙트럼을 입력을 기반으로 4개 구조물의 주요위치에 대하여 고주파수 증폭계수가 개발되었다. Fig.
대상 데이터
P-CARES는 랜덤신호를 생성하여 목표로 하는 응답스펙트럼에 부합하도록 입력지진신호를 생성한다. 생성한 입력지진 세트는 총 5세트이며한 세트당 수평 2방향, 수직 1방향의 시간이력 지진입력신호를 생성하였으며 Fig. 2에 한 세트를 나타내었다. 각 시간이력 지진입력신호는 지속시간이 약 20초, 시간간격으로 0.
원자력발전소 모델은 국내에 가장 많이 건설된 한국형 표준원자력발전 소인 Optimized Power Reactor 1000(OPR1000)을 대상으로 하였다. 원자력발전소를 구성하고 있는 건물 중에서 주요기기가 많이 설치된 원자로 건물, 보조건물집합체, 기기냉각수열교환기건물(CCW건물), 필수용수취수건물(ESW건물) 4개의 건물을 선정하였다.
원자력발전소 모델은 국내에 가장 많이 건설된 한국형 표준원자력발전 소인 Optimized Power Reactor 1000(OPR1000)을 대상으로 하였다. 원자력발전소를 구성하고 있는 건물 중에서 주요기기가 많이 설치된 원자로 건물, 보조건물집합체, 기기냉각수열교환기건물(CCW건물), 필수용수취수건물(ESW건물) 4개의 건물을 선정하였다. 원자로건물은 포스트-텐션 콘크리트의 원통형 벽체와 반구형 돔구조물이며, 보조건물집합체는 보조 건물, 터빈건물, 출입통제건물로 구성되어 있으며 철근콘크리트 슬라브 기초, 전단벽, 내부 격벽 및 슬라브로 구성되는 전단벽 구조물이다.
원자력발전소를 구성하고 있는 건물 중에서 주요기기가 많이 설치된 원자로 건물, 보조건물집합체, 기기냉각수열교환기건물(CCW건물), 필수용수취수건물(ESW건물) 4개의 건물을 선정하였다. 원자로건물은 포스트-텐션 콘크리트의 원통형 벽체와 반구형 돔구조물이며, 보조건물집합체는 보조 건물, 터빈건물, 출입통제건물로 구성되어 있으며 철근콘크리트 슬라브 기초, 전단벽, 내부 격벽 및 슬라브로 구성되는 전단벽 구조물이다. CCW건물과 ESW건물은 철근콘크리트 구조물이다.
이론/모형
1은 본 연구에서 활용한 수평 및 수직방향의 등재해도 응답스펙트럼을 나타내었다 [2], [13-15]. Fig. 1의 등재해도 응답스펙트럼을 만족하는 입력지진 세트를 P-CARES 프로그램을 활용하여 생성하였다 [16]. P-CARES는 랜덤신호를 생성하여 목표로 하는 응답스펙트럼에 부합하도록 입력지진신호를 생성한다.
국내지진 특성을 반영한 원자력발전소의 지진응답해석을 수행하기 위하여 울진지역의 평균 1E-4의 연간발생빈도를 갖는 등재해도 응답스펙럼을 활용하였다. 등재해도 응답스펙트럼은 확률론적 지진 재해도 평가로부터 도출 되었으며, 국내에 원자력발전소의 확률론적 지진 재해도 평가에 사용된 11개의 지진지체모델 및 2000년 이후 개발된 감쇄식을 활용하였다 [2]. Fig.
60 설계응답스펙트럼 보다 국내 지진동 특성이 반영된 등재해도 응답스펙트럼을 활용하는 것이 보다 합리적이다 [2]. 원자력발전소의 시스템, 구조 및 기기의 내진 설계 및 평가는 REG 1.60 설계응답스펙트럼을 바탕으로 이루어 졌다. 그리고 많은 원자력발전소의 기기들은 REG 1.
성능/효과
9에 나타내었다. Fig. 8과 Fig. 9를 분석하면 원자력발전소의 구조물의 높이가 증가하면서 증폭계수와 고주파수 증폭계수가 모두 증가하는 것을 확인 할 수 있으며, 증폭계수는 대부분 구조물의 첫 번째 고유주파수에서 발생함을 볼 수 있다. Fig.
고주파수 증폭계수의 결과를 살펴보면, 수평 방향 데이터의 전체적인 경향은 고주파수 증폭계수가 높이에 따라 증가하는 것을 확인 할 수 있다. 보조건물과 원자로건물의 경우 75 ft까지 증가하다가 약 75 ft 이상에서는 증/ 감이 비교적 많이 발생하지 않는 것을 확인 할 수 있다.
지진응답해석 결과를 바탕으로 원자력 발전소의 주요기기가 있는 위치에 대하여 층응답스펙트럼을 작성하여 높이에 따른 고주파수 증폭계수를 분석하였다. 그 결과 , 건물 높이에 따라 수평 및 수직 방향의 증폭계수가 커지는 것을 확인 하였다. 고주파수 증폭계수의 경우 수평방향의 경우 원자로건물과 보조건물은 높이에 따라 75 ft까지 증가하다가 유지되는 것을 확인 하였으며 그 최댓값이 3 정도이다.
수평방향 최대증폭계수는 대략 7정도이며 수직방향 최대증폭계수는 보조건물에서 발생하며 약 15이다. 높이에 따른 수평 방향의 증폭계수 변화는 원자로건물이 가장 낮으며 CCW 및 ESW 건물이 가장 큰 것을 확인할 수 있다. 수직 방향의 증폭계수는 보조건물이 가능 큰 것을 확인 할 수 있다.
두 지진에 의해 원자력시설에 대한 안전성에 대한 우려가 확산되었다. 두 지진의 특성을 분석한 결과, 두 지진의 응답스펙트럼은 상대적으로 원자력발전소의 설계응답스펙트럼 보다 고주파수 영역에서 지진응답스펙트럼의 크기가 설계 지진응답스펙트럼 세기를 초과하는 것으로 나타났다 [4, 5]. 이에 따라, 국내에서 가동 중인 원자력발전소의 지진 안전성에 대한 우려와 더불어 고주파수 지진동에 대한 안전성 확보가 시급히 해결되어야 할 문제로 대두되었다.
수평 방향으로 고주파수 증폭계수가 가장 높은 구조물은 CCW 건물이며, 수직방향으로 고주파수 증폭계수가 가능 높은 구조물은 보조건물이다. 또한 수직방향의 증폭계수와 고주파수 증폭계수를 비교할 경우, 그 차이가 없는 것을 확인 하였다. 수평방향의 경우 보조건물과 원자로건물의 증폭계수와 고주파수 증폭계수가 차이를 보이는 방면 CCW건물과 ESW건물의 경우 차이가 없는 것을 확인 하였다.
고주파수 증폭계수의 경우 수평방향의 경우 원자로건물과 보조건물은 높이에 따라 75 ft까지 증가하다가 유지되는 것을 확인 하였으며 그 최댓값이 3 정도이다. 수직방 향은 모든 건물이 높이에 따라 지속적으로 고주파수 증폭계수가 커지는 것을 확인 할 수 있었다.
후속연구
60 설계응답스펙트럼으로 발생한 구조물의 층응답스펙트럼을 바탕으로 내진 검증이 수행되어졌다. 따라서 원자력발전소 시스템, 구조 및 기기의 내진성 능은 국내 지진동 특성을 반영하여 재평가가 이루어져야 할 것으로 보인다. 국내 지진동 특성이 반영된 지진동을 사용하는 것이 합리적인 내진검증 혹은 성능 평가의 기본이라고 할 수 있다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
우리나라 원자력발전소의 내진설계는 무엇을 사용하여 왔는가?
우리나라 원자력발전소의 내진설계는 미국 Nuclear Regulatory Commission (NRC)에서 제시하고 Regulatory Guide 1.60(REG 1.60)의 설계응답스펙트럼 [9]이 사용되어왔다. 하지만 NRC의 REG 1.
원자력발전소 모델은 무엇을 대상으로 하였는가?
원자력발전소 모델은 국내에 가장 많이 건설된 한국형 표준원자력발전 소인 Optimized Power Reactor 1000(OPR1000)을 대상으로 하였다. 원자력발전소를 구성하고 있는 건물 중에서 주요기기가 많이 설치된 원자로 건물, 보조건물집합체, 기기냉각수열교환기건물(CCW건물), 필수용수취수건물(ESW건물) 4개의 건물을 선정하였다.
원자로 건물, 보조건물집합체는 어떻게 구성되어 있는가?
원자력발전소를 구성하고 있는 건물 중에서 주요기기가 많이 설치된 원자로 건물, 보조건물집합체, 기기냉각수열교환기건물(CCW건물), 필수용수취수건물(ESW건물) 4개의 건물을 선정하였다. 원자로건물은 포스트-텐션 콘크리트의 원통형 벽체와 반구형 돔구조물이며, 보조건물집합체는 보조 건물, 터빈건물, 출입통제건물로 구성되어 있으며 철근콘크리트 슬라브 기초, 전단벽, 내부 격벽 및 슬라브로 구성되는 전단벽 구조물이다. CCW건물과 ESW건물은 철근콘크리트 구조물이다.
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