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ISSN : 2093-5145(Print)
ISSN : 2288-0232(Online)
Journal of the Korean Society for Advanced Composite Structures Vol.11 No.1 pp.54-62
DOI : https://doi.org/10.11004/kosacs.2020.11.1.054

Evaluation Model of Seismic Response Behavior and Performance of Nuclear Plant Piping Systems

Shinyoung Kwag1, Seunghyun Eem2, Jinsung Kwak3, Jinho Oh4
1Assistant Professor, Department of Civil & Environmental Engineering, Hanbat National University, Daejoen, Korea
2Assistant Professor, School of Convergence Fusion System Engineering, Kyungpook National University, Gyeongsangbuk-do, Korea
3Senior researcher, Research Reactor System Design Division, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea
4Principal researcher, Research Reactor System Design Division, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea

본 논문에 대한 토의를 2020년 03월 31일까지 학회로 보내주시면 2020년 04월호에 토론결과를 게재하겠습니다.


Corresponding author: Eem, Seunghyun School of Convergence & Fusion System Engineering, Kyungpook National University, 2559, Gyeongsangdae-ro, Sangju, Gyeongsanbuk-do, Korea Tel: +82-54-530-1483, Fax: +82-54-530-1489 E-mail: eemsh@knu.ac.kr
January 15, 2020 February 6, 2020 February 10, 2020

Abstract


The recent earthquakes in Gyeongju and Pohang have damaged the major local structures and buildings since they occurred in urban areas and near nuclear power plants. Thus, this study aims to reveal, experimentally and analytically, the earthquake behavior of the piping systems of nuclear power plants and to assess their seismic performance. Based on shaking table test results, the numerical analysis model of a piping system was developed and validated; then, it was used to assess its seismic performance. The validation showed that the fundamental frequency, damping ratio, and displacement response of this numerical model were consistent with the shaking table test results. In addition, the seismic performance estimated by using this model was relatively similar to the performance range of existing nuclear plant piping systems. Thus, these results of this study could serve, in future studies, as quantitative data for assessing the seismic performance of piping systems in nuclear power plants.



원전 배관 지진응답 거통특성 및 내진성능 평가

곽 신영1, 임 승현2, 곽 진성3, 오 진호4
1한밭대학교 건설환경공학과 조교수
2경북대학교 융복학시스템공학부 플랜트시스템전공 조교수
3한국원자력연구원 연구로공학부 선임연구원
4한국원자력연구원 연구로공학부 책임연구원

초록


최근 국내에서 발생한 경주지진 및 포항지진이 도심지 및 원자력발전소 주변에서 발생함에 따라 인근 주요 구조시스 템에 피해를 발생시킨 바 있다. 이에 따라, 본 연구는 원전 배관계통의 지진 거동 특성을 실험 및 해석적으로 규명하고, 이를 바탕으로 내진성능을 평가하는 연구를 수행하는 것을 목적으로 한다. 이를 위하여, 원전 배관계통을 대상으로 한 진동대 시험 결과를 바탕으로 배관 수치해석 모델을 수립하고 이를 시험 결과를 통하여 검증한다. 또한, 이러한 검증된 수치해석모델을 기반 으로 배관계통의 내진성능을 평가한다. 수치해석 모델 검증 결과, 수립된 수치모델의 고유진동수, 감쇠비 및 변위 응답이 진동 대시험 결과와 유사한 것으로 나타났다. 이러한 검증된 수치모델을 바탕으로 평가된 내진성능 값은 기존 원전 배관의 내진성능 값의 범위와 비교적 유사한 값으로 평가되었다. 이는 설계기준지진을 크게 상회하는 값이지만, 원전 주요 기기 임을 감안할 때 추가적인 내진성능 상향이 확보되면 원전 지진 안전성 향상에 많은 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다. 본 연구의 결과는 추 후 원전 배관계통 내진성능평가를 위한 정량적인 자료로 활용이 가능할 것으로 판단된다.



    1. 서 론

    최근 지진이 거의 발생하지 않을 것이라고 생각되었 던 한국 내에서 규모 5 이상의 지진이 경주(2016)와 포항(2017)에서 연속으로 발생하였다. 이로 인해 건 물의 주요 구조 요소인 기둥 및 벽, 등에 균열이 발 생하거나, 혹은 이들이 붕괴되는 등의 구조적인 안 전에 직접적인 영향을 주는 피해가 발생하였다. 특 히, 2016년 경주지진 및 2017년 포항지진 시 진원과 가까운 원자력발전소 (원전) 및 도심지에서 관측된 지진동의 크기가 주요 건축구조물의 설계 지진동 크 기를 초과함에 따라, 많은 사람들로 하여금 지진으 로 인해 상당한 피해를 입을 수 있다는 인식이 사회 에 폭 넓게 확산되었다. 구체적으로, 2016년 경주지 진 시 인근 원전 4기에서 관측된 지진동의 크기가 운영기준 설계지진(Operating Basis Earthquake: OBE) 수준을 넘어섬에 따라 발전소를 수동으로 정지하였 다. 또한, 이러한 지진은 도심지 내 건물 비구조 요 소인 천장, 배관에도 손상을 일으켜 간접적으로 사 람의 안전에 영향을 줄 뿐 아니라, 경제적으로도 큰 손실이 발생하였다.

    미국에서 발생한 1994 년 노스리지(Northridge) 지 진 후속 조사를 통해 배관과 같은 비구조 요소 파손 으로 인한 경제적 손실이 전체 경제적 손실의 50% 이상 차지하는 것으로 밝혀졌다(Kircher, 2003). 구체 적으로는 노스리지 지진 당시 배관 손상으로서 송수 관 3 개, 수계 파이프 라인 1500 개 이상, 가스 배관 시스템 709 개가 고장 났으며, 캘리포니아 주 실마 (Sylmar)의 올리브 뷰 의료 센터(Olive View Medical Center)는 잠시 동안 폐쇄되었다. 또한, 1995 년 일본 고베 지진 시에도 화재 스프링클러 배관 시스템의 고장이 전체 고장의 40.8%를 차지하는 것으로 밝혀 진바 있다(Sekizawa et al., 2002). 지진 시 배관시스 템 파손의 주된 이유는 배관시스템이 여러 지점에 걸쳐 설치되기 때문에 지지점마다 지진동 입력이 서 로 다르고 이로 인해 시스템 내 큰 변위가 발생하여 파손이 된다. 더욱이, 배관 시스템은 주요 동특성인 1차 고유주파수가 약 1Hz∼약 10Hz 사이에 있으며, 이는 중저층 건물의 주요 고유주파수와 유사하다. 따라서 입력 지진동 에너지가 집중되어 있는 구간에 서 중저층 건물-배관시스템의 공진효과가 발생할 수 있게 됨에 따라, 배관 시스템에 큰 변위가 발생할 가능성이 더욱 높아지게 된다.

    이에 따라, 비교적 최근에 지진동을 받는 배관의 안전성을 규명하는 연구가 다수 수행된 바 있다. 구 체적으로, Cyclic Test를 받는 배관 요소 시험을 통하 여 배관의 구조 취약 요소인 Tee joint(Ju et al., 2011), elbow(Jeon et al., 2017), 등의 한계상태를 규 명하는 연구가 수행되었다. 또한, 지진동 하에서 실 제 배관의 지진응답을 실험적 및 해석적으로 규명하 는 연구가 수행된 바 있다(Tian et al., 2015a; Tian et al., 2015b). 몇몇 연구는 이러한 연구 결과를 바탕으 로 지진 및 배관의 불확실성을 고려한 배관에 대한 지진취약도 분석 연구를 수행하여 배관의 확률론적 지진안전성을 평가하였다(Ju et al., 2013;Ju & Gupta, 2015; Soroushian et al., 2015; Kim et al., 2019). 최근에는 지진에 취약한 배관 시스템과 관련 하여, 지진격리장치, 감쇠기 등의 장치를 적용하여 직접적 내진성능 향상을 목적으로 한 연구가 수행된 바 있다(Ryu et al., 2018; Kwag et al., 2019).

    그러나, 지금까지 수행된 배관에 대한 지진 관련 한 연구는 배관 요소 수준에서의 진동대 시험 및 지 진 응답 해석 평가에 대한 연구가 대부분을 이룬다. 또한, 배관의 시스템 수준에서는, 배관시스템 자체에 대한 지진 응답 평가 및 지진취약도 평가만이 수행 되었고, 주로 일반건물-배관시스템에서의 배관 내진 성능평가 연구만이 이루어졌다. 특히나, 원전 내 배 관시스템의 내진성능 평가에 대한 연구는 거의 수행 되지 않는 실정이다.

    이러한 연구 배경 하에서, 본 연구에서는 원전 배관계통의 지진 거동 특성을 실험 및 해석적으로 규명하고, 이를 바탕으로 배관시스템의 내진성능을 평가하는 연구를 수행하는 것을 목적으로 한다. 구 체적으로, 원전 배관계통을 대상으로 한 진동대 시 험 결과를 바탕으로 배관 구조해석 모델을 수립하 고, 이를 해당 진동대 시험 결과를 통하여 검증한다. 마지막으로, 이러한 검증된 해석모델을 기반으로 배 관계통의 내진성능을 평가한다. 이러한 본 연구의 수행 결과는 향후 다양한 형식의 원전 배관시스템의 내진성능평가 연구를 위한 정량적인 자료로 활용이 가능할 것으로 판단된다. 또한, 이를 바탕으로 원전 배관시스템에 대한 내진 설계 및 내진 보강에 대한 향후 연구 과제의 기초자료로 활용이 가능할 것으로 보인다.

    2. 배관 진동대 시험

    2.1 시험개요

    한국원자력연구원 및 부산대는 원전 배관 계통을 대 상으로 진동대 시험을 수행한 적이 있다(KAERI, 2010). 시험 대상 배관 계통은 OPR-1000 형식인 신 고리 2호기에 실제 적용되어 있는 배관계통으로서 ASME CLASS-1 SA-312 GRADE TP-316 SCH. 160의 직경 50.8mm (2 in) 및 76.2mm (3in) 스테인리스 배 관과 직관, elbow, reducer, support 등으로 구성되어 있다. 이 배관 계통은 증기터빈의 주배관 비상 차단 시 연결 관로로 활용된다. 이 배관은 격납건물 내에 서 서로 다른 높이 2개 층에 걸쳐 설치되어 있다. 하단부는 50.8mm (2 in) 배관으로 76.2mm (3in) × 50.8mm (2 in) reducer에 의해 주 냉각계통과 용접으 로 연결되어 있으며, 다수의 elbow 결합을 이용하여 수직으로 방향을 전환한 후 reducer에 의해 50.8mm (2 in) 배관으로 연결되어진다. 그 이후의 배관은 모 두 76.2mm (3in) 직관과 elbow로 구성되어 있으며, 높이는 일정하다.

    결과적으로, 진동대 시험체는 선정된 배관 계통 을 자세히 모사할 수 있도록 제작되었다. 모든 시험 시, 배관은 상온의 물로 가득 차 있는 상태였고, 약 19MPa로 가압된 상태에서 진동대 시험이 진행되었 다. 구체적으로, 배관시스템에 대한 고유진동수 탐색 실험을 실시하였고, 진동대 가진은 유사한 높이의 격납건물 설계에 적용되었던 OBE 층응답스펙트럼 (Floor Response Spectrum: FRS)에 의해 작성된 인공 지진파형 시간이력을 기준으로 입력하였다. 배관시 스템 시험체의 응답을 분석하기 위하여 가속도, 변 위 및 변형률, 등의 계측을 주요 배관부에서 수행하 였으며, 각 응답에 대하여 시간영역 및 주파수영역, 등에서 다양하게 분석하였다.

    2.2 시험구성

    위에서 언급한 목표 대상 배관 계통을 바탕으로, 배 관 진동대 시험모델은 종방향으로 길이가 17.8m이 고, 이는 50.8mm (2 in)와 76.2mm (3in) 스테인리스 배관으로 구성되어 있으며, 7개의 elbow와 1개의 reducer가 사용되었다. 2기의 진동대를 이용하여 배 관계통의 하단부와 상단부를 각기 다른 진동대에 연 결하였고, 궁극적으로 이를 통하여 배관의 설치 높 이 및 이에 따른 지진동 입력 특성 변화를 고려하였 다. 격납건물의 벽체를 모사한 총 3기의 기준프레임 을 왼쪽 진동대에 2기, 오른쪽 진동대에 1기 설치하 였고, 이를 바탕으로 고정단 연결부, 행어 지지점, 단순지지 지지점을 정의하였다. 이 연구에서 제작한 배관 진동대 시험모델의 개략적인 설계도면 및 구체 적인 형상은 Fig. 1 및 Fig. 2에 각각 나타내었다. 시 험체의 고유진동수와, 응력, 변형률, 및 변위를 확인 하기 위하여 총 12개의 가속도계, 40개의 스트레인 게이지, 8개의 변위계을 설치하였다. 사용된 입력 지 진파는 발전소 높이 약 33.83m (111 ft)의 격납건물 벽체에 적용되는 OBE FRS으로부터 작성된 인공지 진파를 활용하였다(Fig. 3 참조). 개략적인 시험 결과 로서, 측정 고유진동수는 계측된 응답의 FFT (Fast Fourier Transform) 분석을 통하여 1차 1.96Hz, 2차 2.23Hz, 3차 3.70Hz 및 4차 6.69Hz로 분석되었다. 측 정 감쇠비는 응답의 자유진동 신호로부터 log decrement damping formula에 의하여 3.56%로 추정되었다. 이 밖의 주요 응답 데이터는 KAERI 보고서(KAERI, 2010) 에 자세히 기술되어 있다.

    3. 모델 검증 및 지진응답 평가

    배관 진동대 시험 결과를 기반으로, 다양한 지진동 하중 조건 하에서 대상 배관계통 지진응답 특성을 분석하기 위하여 유한요소 모델을 작성하였다. 구조 해석 프로그램으로는 MIDAS GEN (MIDAS IT, 2019)을 활용하였다. 해석모델 작성 시, 배관 요소는 빔요소 (요소수: 117, 절점수: 118)를 적용하였고, 구 체적인 지점 조건 및 형상은 Fig. 4와 같다. 적용된 단면 재원은 Table 1과 같은 값을 적용하였고, 적용 물성치는 Table 2의 값과 같다. 탄성 계수 값은 배관 시편재료 시험결과(KAERI, 2010)를 바탕으로 산출한 값을 사용하였고, 관련한 자세한 실험체의 재료시험 결과는 관련 문헌에 자세히 기술되어 있다. 관 내부 에 존재하는 물의 관성력을 고려할 수 있도록, 작성 된 모델에 이를 부가질량으로 적용하였다. 구조해석 은 시간이력기반 지진응답해석으로 수행하였고, 시 간이력해석 시 감쇠행렬은 Rayleigh 감쇠 접근법을 활용하여 생성하였다. 구체적으로 1.5Hz와 100Hz에 서 감쇠비를 0.04로 사용하여, 관련 질량비례 계수 (α) 및 강성비례 계수 (β)를 각각 0.743 및 1.254E-4 로 산정하였고, 이를 기반으로 최종 Rayleigh 감쇠행 렬을 도출하였다.

    배관 진동대 시험으로부터 얻은 고유진동수 측정 결과와 구조해석에 의한 고유진동수 산출 값은 Table 3에서 서로 비교하여 나타내었다. Table 3에서 볼 수 있듯이, 시험 및 구조해석에 의한 고유진동수 및 감쇠비 결과 값이 서로 비교적 유사한 값을 가짐 을 확인할 수 있다. Fig. 5는 대상 배관 계통의 고유 진동수와 관련된 주요 모드 형상을 구체적으로 보여 주고 있다. Fig. 6은 Fig. 3의 NS방향 (Y축 방향) OBE FRS 포괄 인공지진파 입력으로부터, elbow 5 및 reducer 사이 지점 (즉, DV3)에서 변위계를 통하 여 측정된 변위와 시간이력해석을 통한 DV3 지점의 변위 결과를 비교하여 시계열 영역에서 보여주고 있 다. Fig. 6으로부터 확인할 수 있듯이, 배관계통 진동 대 시험 및 해석의 지진 변위응답 결과가 정확하게 일치하지는 않지만, 응답 주기, 파형 및 진폭 등이 비교적 유사한 형태임을 확인할 수 있다. 결과적으 로 요약하면, 이러한 배관 진동대 시험을 바탕으로 이를 비교적 잘 모사하는 해석모델을 작성하였고, 또한 계측 고유진동수 및 지진 변위응답 시험 결과 와의 비교를 통하여 작성된 해석모델의 신뢰성을 검 증하였다.

    4. 내진성능평가

    배관 진동대시험을 통하여 검증된 배관 해석모델을 기반으로 배관계통의 내진성능을 평가하였다. 배관 계통 내진성능 평가를 위한 방법으로는 원자력 산업 계에서 일반적으로 사용하는 EPRI 변수분리에 의한 지진취약도 평가 방법(EPRI, 2018)을 활용하였다.

    4.1 내진성능평가 방법론

    지진동 및 대상 기기의 무작위성 및 불확실성을 고 려하여, 지진동의 세기에 따른 기기의 조건부 파괴 확률을 구하는 과정을 지진취약도 분석(Kwon et al., 2019; Son et al., 2019)이라 한다. 이를 분석하기 위 하여, 여러 가지 접근방법이 있지만, 현재 원자력 산 업계에서는 이미 개발된 미국 EPRI 에서 고안한 변 수분리방법에 의한 지진취약도 평가 방법을 일반적 으로 사용하고 있다. 이 방법은 단일 기기의 지진취 약도 함수를 아래와 같은 로그정규 누적확률밀도함 수로 도출하고, 이를 세가지 주요 인자를 통하여 나 타낸다.

    P f ( a ) = Φ [ ln ( a / A m ) + β r Φ 1 ( Q ) β u ]
    (1)

    여기서, a는 지진동의 세기(보통 최대지반가속도 (PGA)를 사용)를 의미하고, Am은 중앙내진성능 값을 나타낸다. Am은 설계기준지진(Safe Shutdown Earthquake: SSE)을 기반으로 기기 지진내력과 실제적인 응답의 중앙값의 비로 표현된다. 구체적으로 Am = F * SSE 로 표현되며, F는 여러 가지 요소로 발생할 수 있는 설계지진내력과 실제적인 지진응답 사이의 설계 여 유도 (혹은, 안전율)를 의미하고, SSE는 설계기준 지 진동 세기를 나타낸다. βr은 지진 혹은 기기 고유의 무작위성을 의미하는 로그표준편차이고, βu는 정보 의 부족으로 인한 불확실성을 나타내는 로그표준편 차이다. 구체적으로, Am, βrβu는 아래와 같은 식 (2), (3), (4)로 세분화하여 나타낼 수 있다.

    A m = ( F R S F s F μ ) A S S E
    (2)

    β r = β r,RS 2 + β r,S 2 + β r , μ 2
    (3)

    β u = β u , R S 2 + β u , S 2 + β u , μ 2
    (4)

    여기서, FRS 는 모델링 방법, 구조해석 방법, 등 의 여러가지 가정의 영향으로 인한 설계 안전률이 다. Fs는 설계 응력(강도)과 실제 시스템 응력 사이 에 존재할 수 있는 설계 안전률이고, Fμ는 시스템의 비선형 거동으로 인한 설계 안전률이다. βr,iβu,i 는 각각의 설계 안전률과 관련된 불확실성 및 무작 위성에 대한 로그표준편차이다. 이러한 설계 안전률 및 로그표준편차 조합의 수학적 근거는 로그정규분 포를 따르는 독립적인 확률변수 곱의 중앙값은 중앙 값들의 곱과 같다라는 로그정규확률 분포의 특징에 바탕을 둔다.

    4.2 배관의 내진성능 평가결과

    배관 계통의 내진성능 평가 시, 현재의 해석모델 상 태를 배관의 중앙 값 성능으로 가정하였고, 이와 관 련한 다양한 무작위성 및 불확실성은 기존의 연구결 과를 활용하여 정의하였다. 이 연구에서 고려하는 배관 계통이 설치된 신고리 2호기는 OPR-1000 형식 의 원전으로서 내진설계기준 SSE가 0.2g이고, 운전 설계기준 OBE는 0.1g이다. 이에 따라, 기본적으로 활용한 지진 입력은 SSE FRS (OBE FRS의 2배)를 사용하였고, 지지점 높이에 따른 FRS 증폭효과를 고 려하기 위하여 상단부 지지점에는 하단부 지지점의 1.1배를 증폭한 SSE FRS를 사용하였다. 최종적으로, 이러한 지진 입력 시, 가장 취약한 배관 요소에서의 발생 응력 값을 기준으로 배관 지진취약도를 평가하 였다. Fig. 7은 정의된 SSE FRS를 포괄하는 시계열 지진입력 시 발생한 배관 최대 응력의 분포를 자세 히 보여주고 있고, 이는 elbow 4 근처 배관요소에서 발생 응력이 가장 큰 것으로 확인되었다. 구체적으 로, 발생한 최대응력 값은 100.91MPa이고, 이 값은 재료시험결과로부터 추정된 항복응력 값인 231MPa (KAERI, 2010) 이하인 것으로 평가되었다. 이러한 평가 결과의 의미는 설계 입력 지진 시, 배관 elbow 4 인근에서 최대응력이 발생하긴 하지만, 이 값은 항복응력 값 이하로서 대상 배관시스템은 모든 요소 에서 설계 지진 시 선형 거동을 하는 것으로 예측된 다는 것이다.

    배관 지진취약도 평가를 위한 한계 기준은 ASME 설계 기준의 허용응력 수준으로 정의하였다. 이 연구에서 사용된 배관(ASME CLASS 1 SA-312 GRADE TP 316)은 Section Ⅲ, Division Ⅰ, Subsection NB (ASME, 2007)의 적용이 가능하며, 이를 응력 기 준을 활용하였다. 여기서, 지진 하중에 의해서 배관 에 작용하는 주응력은 3 * Sm 수준 (Level D)으로 제 한된다. 이 연구에서는 Sm 값은 ASME 스테인레스강 (16Cr-12Ni-2Mo)의 설계응력강도(Design stress intensity, -30∼40도 금속 온도) 값인 138MPa를 이용하였다.

    이러한 배관 주요 내진취약부의 응력값과 코드 한계기준을 활용하면 Fs 는 4.10으로 평가되었다. 구 체적으로, 이 값은 설계지진 입력 시 elbow 4 인근 에서 발생한 최대응력 값인 100.91MPa과 지진하중 시 설계 주응력 값인 414MPa의 비로 산정하였다. 추가적으로, FRS를 모델링 방법, 구조해석 방법 등에 의한 설계 여유도가 없을 것으로 가정하여 보수적으 로 1로 설정하였고, Fμ는 고려하는 배관계통이 연성 파괴 모드를 보일 것으로 예측되므로 1.5로 선정하 였다. 마지막으로, 각각의 안전률과 관련된 로그표준 편차는 EPRI(2013)의 원전 배관의 내진성능의 변동 성 지침에 따라, βr 은 0.30 값으로, βu 는 0.50 값으 로 각각 사용하였다. Fig. 8은 도출된 안전률 값과 로그표준편차 값을 기반으로 식 (1)를 이용하여 산 정한 최종 배관계통 지진취약도 곡선을 보여주고 있 다. 구체적으로 하늘색 파선은 평균 지진취약도 곡 선을 나타내고, 파랑색 점선, 빨간색 실선, 및 검은 색 1점 쇄선은 각각 95%-신뢰도, 50%-신뢰도, 및 5%-신뢰도 구간 지진취약도 곡선을 의미한다. 이러 한, 지진취약도 곡선들은 지진하중 및 구조모델의 여러 무작위성 및 불확실성 아래서 지진강도가 높아 짐에 따라 대상 배관시스템이 어느 정도에 파괴확률 을 가지는지를 확률적으로 보여주는 결과이다. 하나 의 예로서, PGA 크기가 1.23g 일 때, 평균적으로는 배관의 파괴확률이 50% 값이지만, 95%-신뢰도 구간 에서는 거의 100%, 혹은 5%-신뢰도 구간에서는 거 의 0%인 것을 볼 수 있어 파괴확률 값의 변동성이 상당히 큰 것을 확인할 수 있다.

    이러한 배관 지진취약도 곡선을 고신뢰도저파손확 률 (High-Confidential-Low-Probability-of-Failure: HCLPF) 개념을 도입하여 이를 값으로 나타내면 0.33g 값이 된다. HCLPF 값은 원전 기기/구조물/시스템 내진성 능평가 시, 이를 하나의 내진 성능 값으로 표현할 때 주로 사용하는 개념이고, 구체적으로 95%-신뢰도 지진취약도 곡선에서 5%-파괴확률 값에 해당하는 지진동 세기 값을 의미한다. 마지막으로, βrβu 의 변화에 따른 HCLPF 내진 성능의 변화를 Fig. 9 에 나타내었다. 로그표준편차 값은 식 (1) 및 Fig. 8 에서 확인할 수 있는 바와 같이 지진취약도 곡선 상 의 파괴확률 및 HCLPF 내진 성능에 큰 영향을 발생 시키게 된다. 그러나, 이러한 로그표준편차 값은 연 구자의 판단에 따라 큰 범위 상에 존재하게 되고, 이러한 배경 아래 Fig. 9에서 로그표준편차 값의 변 화에 따른 내진성능 변화를 살펴보았다. 이러한 접 근과정과 결과는 향후 다양한 배관시스템의 내진성 능 평가 시, 로그표준편차 값이 내진성능에 미치는 영향을 예측하는 데 적절히 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

    내진 성능평가 결과로부터 고려하는 배관이 설계 기준지진인 0.2g에 따라 설계되었지만, 설계 시 공학 자가 고려하였던 안전 여유도와 여러 과정 속의 무 작위성 및 불확실성으로 인하여 실제 배관의 내진성 능은 Fig. 8의 확률분포와 같고, 확률분포의 로그표 준편차(즉, 변동성)의 변화에 따라 HCLPF 내진성능 값이 0.24g-0.89g로 추정된다. 이러한 내진 성능은 EPRI에서 평가한 주요 중소형 원전 배관의 내진 성 능과 유사한 것으로 보이고, 이에 대한 구체적인 값 은 EPRI SPRA 기술보고서(EPRI, 2013)를 통하여 자 세히 확인할 수 있다. 이는 설계기준지진 SSE 0.2g 보다 상회하는 값이지만, 원전 주요 기기임을 감안 할 때 이 배관에 대한 추가적인 내진성능 상향이 확 보되면 원전 지진 안정성 향상에 적지 않은 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

    5. 요약 및 결론

    본 연구에서는 지진 하중 하에서 원전 배관계통의 지진 거동 특성을 파악하고, 이를 바탕으로 배관 내 진성능을 평가하였다. 구체적인 이 연구의 요약 및 결론은 아래와 같다.

    • (1) 기존 배관 진동대시험 결과를 바탕으로 유한 요소 해석모델을 작성하였고, 이를 검증하였 다. 해석모델 검증은 배관 진동대시험의 고유 주파수 측정 결과 및 특정 지점의 변위를 해 석모델 해석 결과와 비교하여 수행하였다. 비 교 결과, 수립된 모델 해석결과는 계산된 고 유진동수 및 감쇠비가 진동대시험 결과와 유 사한 것으로 나타났다. 또한, 해석모델의 지 진변위 응답결과가 응답 주기, 파형 및 진폭 등의 측면에서 진동대시험 결과 값과 비교적 유사한 형태임을 확인할 수 있었다.

    • (2) 이러한 검증된 배관 해석모델을 바탕으로 EPRI 변수분리에 의한 지진취약도 평가 방법 을 활용하여 대상 배관 내진성능을 평가하였 다. 평가 결과, 대상 배관계통의 지진취약도 곡선 주요 변수 값인 Am, βr, 및 βu 는 각각 1.23g, 0.30 및 0.50으로 산정되었다. 또한, HCLPF 값은 0.33g로서, βrβu 의 변화에 따라, 0.24g - 0.89g 값의 범위를 갖는 것이 확인되었다. 이렇게 계산된 내진성능 값은 기 존 원전 배관의 내진성능 값의 범위와 비교적 유사한 것으로 평가되었다. 이는 설계기준 지 진을 상회하는 값이지만, 원전 주요 기기 임을 감안할 때 추가적인 내진성능 상향이 확보되 면 원전 지진 안전성 향상에 많은 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

    • (3) 결과적으로, 이러한 연구 결과는 다른 형식의 원전 배관계통 내진성능을 평가를 위한 정량 적인 자료로 활용이 가능할 것으로 판단된다. 또한, 이를 바탕으로 원전 배관계통에 대한 내진 설계 및 내진 보강 시 기초자료로 활용 이 가능할 것으로 보인다. 마지막으로, 후속 연구에서는 전체 원전 지진 안전성 향상 측 면에서, 원전 배관 내진성능 상향에 대한 추 가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.

    Figure

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    Plan and Side View of Pipe Shaking Table Test (unit: mm)
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    Test Setup of Pipe Shaking Table Test
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    Floor Response Spectrum (OBE Level)
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    Analysis Model
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    Mode shapes of Pipe
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    Seismic Response Comparison of Analysis and Test Results
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    Maximum Stress Location of the Pipe
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    Seismic Fragility of Pipe System
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    HCLPF Variation by βr and βu

    Table

    Section Properties of Pipe
    Mechanical Properties of Pipe
    Mode Comparison of Numerical Results and Test Results

    Reference

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