모든 원자력관련시설들은 지진으로부터 공공에 아무런 피해를 주지 않는 안전한 설계를 위하여, 일반구조물인 건물, 교량 등의 설계$\cdot$건설을 위하여 정해져 있는 내진설계법규보다도 훨씬 보수적으로 내진설계를 규정하는 원자력법규에 따라 설계 건설되고 있다. 국내의 원자력법규에 정해진 설계기준지진은 안전정지지진(Safe Shutdown Earthquake, SSE)이라 하며, 국내의 원자력발전소 및 원자력관련시설은 안정정지지진의 지반가속도 크기를 0.2g(g는 중력가속도, 1g= 1,000gal=980cm/$sec^2$)로 정하여 사용되고 있다.
본 논문에서는 유한요소 모델을 사용한 유체-구조 해석을 통하여 원자력 발전소 임시 받침대의 내진에 대한 안전성을 평가하였다. 임시받침대는 수중에 존재하기 때문에 유체-구조 연성을 통하여 유체의 영향을 고려하였다. 유체의 영향은 구조물의 단위길이당 추가질량으로 정의하여 적용하였다. 각각의 운전기준지진(OBE)과 안전정지지진(SSE)의 설계조건을 층응답스펙트럼(Floor Response Spectrum: FRS)으로 적용하여 진동해석과 내진해석을 수행하였다. 해석된 임시받침대의 최대변위는 운전기준지진에서 0.29mm 이고, 운전정지지진에서 최대변위는 0.36 mm 이다. 최대응력은 운전 기준지진에서 17.9 MPa, 안전정지지진에서 19.6 MPa 이며, 이 값은 재료의 항복강도의 23 %, 14 % 수준이다.
국내 원전은 내진성 확보를 위해 부지의 선정단계에서는 원전의 예상입지를 중심으로 320km 내의 지진특성과 과거지진기록을 면밀히 분석$\cdot$반영하고, 부지중심으로 반경 8km 내에 대해서는 정밀지질조사를 실시하여 단층대나 연약지반 등 지진발생 가능지역은 제외시키고 있으며, 구조물의 설계와 설치시에는 과거의 지진발생기록을 근거로 하여, 발전소 인근지역에서 발생이 가능한 최대 지진과 부지의 지반특성, 그리고 구조물의 하중 등을 복합적으로 고려하여 내진설계하고 있다. 가동중에는 각종 자동지진감시계통이 지진발생 여부를 지속적으로 계측한 후에, 설계지진값의 절반인 지반가속도 0.1g 이상의 지진을 감지하면 자동경보장치를 작동시켜 즉각 운전이 정지되도록 설계되어 있다.
경수로형 원자력발전소 표준화 작업의 일환으로 만들어진 한국표준형 원자력 발전소는 그 건설부지를 한반도뿐만 아니라 인접 아시아국가의 여러곳을 목표로 하고 있으며 이와 관련하여 안전정지지진의 레벨을 0.3g로 증가시키려는 시도가 계획되고 있다. 본 연구에서는 이와 같은 지진레벨 증가가 기존의 0.2g로 설계된 원자로 내부 구조물과 핵연료집합체에 미치는 영향을 평가하였다. 운전기준지진 및 안전정지지진의 응답을 비교함으로써 비선형 응답특성을 조사하였고 한국표준형 원자력발전소의 원자로 내부구조물 및 핵연료집합체의 설계 타당성에 대하여 언급하였다.
철도나 고속철도에서 사용되는 장대레일은 연결부 근처에서 상부구조물간의 변위불일치로 인하여 부가적인 응력이 발생되게 되는데, 이 현상은 단순교에서보다 연속교에서 더 현저하게 나타난다. 철도는 가속과 정지 시의 안전뿐만 아니라 지진상태에서도 탈선이 일어나지 않고 안전하게 정지할 수 있도록 철도구조물의 응력과 변위에서 안전을 보장할 수 있어야 한다. 철도의 안전도를 확보하기 위해 시-제동하중, 온도하중에 의한 레일의 응력에 대한 해석방법은 많은 연구가 이루어져 왔으나, 그 방법이 정적 비선형해석을 바탕으로 하고있어 동적 비선형해석을 필요로 하는 지진하중은 고려되지 못하였다. 그러나, 철도교량의 장대레일과 같이 비선형 거동을 보이는 시스템에서는 교량상판의 상대변위와 레일의 응력과는 선형적인 관계가 정립되지 못하므로, 지진시 열차의 안전한 정지를 확인 하기 위해서는 지진에 대한 영향이 제대로 반영되도록 정적하중인 제동하중과 동적하중인 지진하중을 동시에 재하하여 레일의 응력을 계산하는 동적해석 방법이 요구된다. 본 연구에서는 장대레일을 사용할 때 문제가 되는 레일의 응력을 해석하기 위해 대만고속철도 설계시방서 기준을 만족하는 재료비선형이 고려된 동적해석방법을 개발하였으며 그 방법을 현재 대만에서 연약부지 위에 건설중인 고속철도 연속교에 대한 해석에 적용하였다.
본 논문에서는 유한요소모델을 사용하여 원자력 발전용 해수여과장치에 대한 동적 내진해석을 수행하였다. 장치의 검증을 위해서 운전기준지진(Operating Basis Earthquake, OBE)과 안전정지지진(Safe Shutdown Earthquake, SSE)이 설계하중으로 작용하였을 때 부재에 미치는 영향을 평가하였다. 해석대상은 유한요소법을 사용하여 수학적 모델링을 완성하였고, 층응답스펙트럼(Floor Response Spectrum, FRS)에 따른 지진하중과 사하중 등을 적용하여 해석을 수행하였다. 해석된 해수여과장치의 최대변위는 OBE 조건에서 2.5mm이고, SSE 조건에서 최대변위는 4.6mm이다. 최대응력은 OBE 조건에서 24MPa, SSE 조건에서 44MPa이며, 이 값은 재료의 항복강도의 각각 18%, 27% 수준이다. 이에 따라 지진하중 조건에 따른 해수여과장치의 구조적 안전성이 제시되었다.
최근 우리나라에서도 지진 발생빈도가 급격히 증가하면서 지진에 대한 관심도가 높아지고 있다. 지진발생 시 대응과 복구도 중요하지만, 관리 취약점을 사전에 찾아내어 예방 및 사전 대비 활동을 수행하는 것이 필요하다. 한국수자원공사에서는 지진으로부터 안전한 시설관리를 위해 지진가속도계측기를 운영하여 실시간 지진데이터를 수집하고 있으며, 대외기관에서 지진데이터를 활용할 수 있도록 데이터를 전송하고 있다. 운영 중인 지진감시시스템의 관리 취약점을 사전에 줄이고자 지진데이터의 수집지연시간을 최소화하고, 빅데이터를 활용한 지진데이터의 실시간 품질분석 체계·기반 구축으로 고품질의 데이터 생산이 가능하다. 이에 따라 댐 안전관리 및 고품질의 지진데이터를 확보하여 대외기관에 신속한 데이터를 제공함으로써 지진재해로부터 국민의 생명과 재산을 보호할 수 있을 것으로 기대된다.
본 논문에서는 유한요소모델을 사용하여 원자력 발전용 해수 여과장치에 대한 동적 내진해석을 수행하였다. 장치의 검증을 위해서 운전기준지진(Operating Basis Earthquake, OBE)과 안전정지지진(Safe Shutdown Earthquake, SSE)이 설계하중으로 작용하였을 때 부재에 미치는 영향을 평가하였다. 해석대상은 유한요소법을 사용하여 수학적 모델링을 완성하였고, 층응답스펙트럼(Floor Response Spectrum, FRS)에 따른 지진하중과 사하중등을 적용하여 해석을 수행하였다. 해석된 해수여과장치의 최대변위는 OBE 조건에서 2.5 mm 이고, SSE 조건에서 최대변위는 4.6 mm 이다. 최대응력은 OBE 조건에서 24 MPa, SSE 조건에서 44 MPa이며, 이 값은 재료의 항복강도의 각각 18%, 27% 수준이다. 이에 따라 지진하중조건에 따른 해수여과장치의 구조적 안전성이 제시되었다.
최근 원자력 지진 PSA(Probabilistic Safety Assessment)를 토대로 산업시설물의 지진 PSA를 수행하는 연구가 진행되었다. 해당 연구는 원자력 발전소와 산업시설물의 차이를 파악하고, 최종적으로 운영정지를 목표로 하는 고장수목(Fault Tree)를 구축한 후 시각적 확률도구인 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)으로 변환하였다. 본 연구는 선행연구를 기반으로 지진으로 유발된 구조손상으로 인해 발생 가능한 화재・폭발에 대해 PSA를 수행하고자 하였다. 이를 위해 화재・폭발을 사건수목(Event Tree)으로 표현하고, BN으로 변환하였다. 변환된 BN은 화재・폭발 모듈로서 선행연구에서 제시된 고장수목 기반 BN과 연계되어 최종적으로 지진 유발 화재・폭발 PSA를 수행할 수 있는 BN 기반 방법론이 개발되었다. 개발된 BN을 검증하기위해 수치예제로서 가상의 가스플랜트 Plot Plan을 생성하였고, 가스플랜트의 설비 종류가 구체적으로 반영된 대규모 BN을 구축하였다. 해당 BN을 이용하여 지진 규모에 따른 전체시스템의 운영정지 확률 및 하위시스템들의 고장확률 산정과 더불어 역으로 전체시스템이 운영 정지되었을 때 하위시스템들의 영향도 분석과 화재・폭발 가능성을 산정하여 다양한 의사결정을 수행할 수 있음을 제시함으로써 그 우수성을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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