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ISSN : 2093-5145(Print)
ISSN : 2288-0232(Online)
Journal of the Korean Society for Advanced Composite Structures Vol.12 No.3 pp.36-46
DOI : https://doi.org/10.11004/kosacs.2021.12.3.036

Seismic-Fragility Analysis of Crossover Piping Systems in Isolated Nuclear Power Plants Considering an Actual Failure

Jeon, Bubgyu1, Sungwan Kim1, Dawoon Yun2, Seunghyun Eem3, Daegi Hahm4
1Research Professor, Seismic Research and Test Center, Pusan National University, Yangsan, Korea
2Researcher, Seismic Research and Test Center, Pusan National University, Yangsan, Korea
3Assistant Professor, Department of Convergence & Fusion System Engineering, Kyungpook National University, Sangju, Korea
4Principal Researcher, Smart Structural Safety & Prognosis Division, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea

⋅ 본 논문에 대한 토의를 2021년 07월 31일까지 학회로 보내주시면 2021년 08월호에 토론결과를 게재하겠습니다.


Corresponding author: Kim, Sungwan Seismic Research and Test Center, Pusan National University, Busandaehak-ro 49, Mulgeum, Yangsan, Kyungnam, Korea. Tel: +82-51-510-8195, Fax: +82-51-510-8180 E-mail: swkim09@pusan.ac.kr
March 31, 2021 May 11, 2021 May 20, 2021

Abstract


A seismic isolation system installed in a nuclear power plant (NPP) can withstand a load caused by an earthquake. However, a larger relative displacement may occur in the system compared with its absence. Therefore, the seismic risk in an interface piping system that connects base-isolated and general structures can increase. Hence, seismic-fragility analysis of these piping systems is necessary. In this study, a seismic-fragility analysis was performed on base-isolated APR1400 NPPs and their main steam line. The main steam line is an interface pipe that connects the base-isolated auxiliary and turbine buildings. The failure mode of the seismic-fragility analysis was defined as a leak-through crack. The leakage point was quantified as a damage index through the experimental and numerical analysis results and was employed as a failure criterion in the seismic-fragility analysis. The seismic-fragility curves were assigned representative values as damage indexes, namely, average, median, maximum, and minimum, at the leak point by considering the uncertainty of the failure criterion.



지진격리된 원자력발전소 연결배관의 실제 손상 기반 지진취약도 분석

전법규1, 김성완1, 윤다운2, 임승현3, 함대기4
1부산대학교 지진방재연구센터 연구교수
2부산대학교 지진방재연구센터 전임연구원
3경북대학교 융복합시스템공학과 플랜트시스템전공 조교수
4한국원자력연구원 스마트안전진단연구부 책임연구원

초록


원자력 발전소에 지진격리장치를 설치하여 내진성능을 향상시킬 수 있다. 그러나 지진격리장치의 적용으로 지반과 구조물 사이에서 큰 상대 변위가 발생하게 된다. 따라서 지진격리된 구조물과 일반 구조물을 연결하는 연결배관시스템의 경우 지진리스크가 증가할 수 있다. 따라서 이러한 배관시스템의 지진취약도를 분석할 필요가 있다. 본 연구에서는 지진취약도 분석 을 위해 지진격리된 APR1400 원자력발전소와 주증기관을 대상으로 지진취약도를 분석하였다. 주증기관은 지진격리된 nuclear island의 보조 건물과 터빈 건물을 연결하는 인터페이스 배관이다. 지진취약도 분석을 위한 파괴모드는 누출관통균열로 정의하 였다. 누출은 실험결과와 수치해석을 통해 손상지수로 정량화하여 취약도 분석을 위한 파괴기준으로 사용하였다. 파괴기준의 변 동에 의한 취약도 곡선의 변동성을 확인하기 위하여 손상지수의 최솟값, 최댓값, 평균값 및 중앙값을 파괴기준으로 하여 지진취 약도 곡선을 작성하였다.



    National Research Foundation of Korea(NRF)
    NRF-2021R1A2C1013782

    1. 서 론

    경주지진과 포항지진 이후 국내에서도 원자력발전소 의 지진 안전성은 중요한 이슈이다. 지진에 의해 원 자력발전소에 피해가 발생될 경우 방대한 범위에 대 하여 심각한 피해를 초래할 수 있으므로 안전과 관 련된 주요설비의 지진안전성은 반듯이 보장되어야 한다. 지진의 발생 위치와 강도를 예측하는 것은 현 실적으로 어렵기 때문에 발생 가능한 지진의 크기와 범위를 정의하고, 이를 바탕으로 구조물의 저항능력 을 향상시켜 그로 인한 피해를 최소화하여야 한다. 교량과 건축구조물 등의 사회기반시설의 경우, 지진 안전성의 확보를 위하여 지진격리장치가 널리 사용 되고 있다. 지진격리장치는 구조물하부와 지반상부 의 경계지점에 설치해 고유진동수를 조정하여 지진 력을 감소시키는 기능을 수행한다. 프랑스는 원자력 발전소의 지진 안전성 확보를 위해 1980년대부터 지 진격리장치를 도입하여 Koeberg Nuclear Power Station 및 Cruas Nuclear Power Station 등을 상업운전 을 하고 있으며, 일본은 후쿠시마 원자력발전소 사 고 이후 지진격리장치를 적용하기 위해 실규모 지진 격리장치의 성능평가 시험과 지진취약도 분석 등의 연구를 수행하였다. 미국은 관련 지침의 마련을 위 한 연구를 활발히 진행하고 있다. 국내에서도 지진 격리장치의 기계적 특성을 평가하고 원자력발전소에 적용하기 위한 연구가 진행되었다(Jang et al., 2016). 지진격리장치의 적용은 원자력발전소의 지진 안전성 을 향상시킬 수 있으나 구조물 간의 상대변위 폭을 크게 발생시키므로 변위증가에 따른 일부 설비의 안 전성은 반드시 검토되어야 한다. 즉, 지진격리된 구 조물과 일반 구조물을 연결하는 연결배관(crossover piping system)은 큰 상대 변위에 반듯이 대응할 수 있어야 할 것이다(Kammerer et al., 2014). 이러한 지 진격리구간 연결배관의 안전성을 평가하기 위한 연 구는 국내외에서 활발히 진행되었다. 다지점 가진 진동대 시험과(Choi et al., 2012) 유한요소 모델을 이 용한 지진응답해석을 수행하여 지진격리된 연결배관 시스템의 지진 안전성 평가가 수행되었다. 이 연구 로부터 지진격리된 원자력발전소의 연결배관은 지진 격리장치가 설치되지 않은 경우와 비교하여 현저히 큰 상대 변위가 발생하는 것이 확인되었다. 그리고 장주기 성분이 우세한 지반운동에 대해서는 지반운 동 규모가 설계지반운동 규모에 불과할 때에도 허용 응력 수준을 상회하는 응력이 발생하는 것이 확인되 었다(Hahm et al., 2014). 따라서 배관시스템의 대표 적인 지진취약 요소를 대상으로 비선형 거동을 상세 하게 분석하기 위한 연구가 수행되었다. 시험으로 관찰되는 배관의 실제 손상은 균열에 의한 누출이 다. 선행연구로서 탄소강관의 엘보우를 대상으로 면 내반복가력시험에 의한 파괴시험을 수행하였으며, 이때 엘보우의 비선형 거동과 LCF(low-cycle fatigue) 에 기반한 손상지수의 분석이 수행되었다(Jeon et al., 2017;Kim et al., 2018;Kim et al., 2019(a);Kim et al., 2020). 그리고 누출관통균열을 대표할 수 있는 손상지수를 파괴기준으로 하여 지진격리장치가 설치 된 원자력 배관의 지진취약도 분석이 수행되었다 (Kim et al., 2019(b)). 선행연구에서는 원자력발전소 의 구조물 및 배관과 유사한 재료특성을 가지도록 제안된 가상의 모델인 NRC-BNL benchmark model no.4(Xu et al., 2004)를 이용하여 지진격리된 원자력 발전소의 연결배관에 대한 지진취약도 분석을 수행 하였다. 하지만 이 모델의 구조물과 배관시스템은 원자력 발전소 설계에 적용하기 위해 간략하게 제시 된 것으로 복잡한 지지조건과 형상을 가지는 구조물 과 배관시스템을 대표하기 어려우며 한국형 원자력 발전소의 구조물 및 배관시스템과 큰 차이가 있다. 선행연구에서는 방법론의 증명을 목적으로 간략화된 구조물과 배관모델이 선택되었으며 입력지진동은 5 종류의 인공지진을 수평 한방향에 대하여 고려하여 간소화된 지진취약도 분석을 수행하였다.

    본 논문에서는 대표적인 한국형 표준원자력발전 소인 APR1400(Advanced Power Reactor 1400)을 대상 으로 수평 양방향을 고려한 30 종류의 입력진동을 고려하였다. 원자력발전소 Nuclear Island의 하부에 비선형 지진격리장치를 적용하였으며, 대표적인 연 결배관인 주증기관을 대상으로 지진취약도 곡선을 작성하였다. 지진격리된 구조물과 지반의 상대변위 시간이력을 구하고 지지부에 적용하여 내압이 유지 된 배관의 비선형 지진응답해석을 수행하였으며, 누 출관통균열을 파괴모드로 정의하여 선행연구로부터 구해진 응력과 변형률의 상관관계에 기반한 손상지 수를 파괴기준으로 지진취약도 곡선을 작성하였다.

    2. 지진격리된 원전 구조물의 지진응답해석

    지진격리된 구조물과 일반 구조물을 연결하는 배관 의 경우 상대변위에 의해 손상이 발생할 가능성이 높다. 따라서 본 논문에서는 지진격리된 구조물의 지진응답해석을 수행하고 상대변위를 계산하여 배관 시스템의 경계조건에 입력하였다. 지진격리된 구조 물의 지진응답은 지진격리장치의 지진응답이 지배적 이므로 상부구조물은 직교하는 수평 2방향(x, y) 자 유도를 갖는 질점질량으로 단순화하여 Opensees프로 그램을 활용하여 지진응답해석을 수행하였다(Eem et al., 2021).

    대상 원자력발전소는 한국형 표준원자력발전소인 APR1400(Eem, 2014)이다. 지진격리장치는 격납건물 과 보조건물의 기초인 Nuclear Island에 적용된 것으 로 가정을 하였다. Fig. 1은 지진격리된 APR1400 원 자력발전소의 개념도이다. Nuclar Island를 포함한 상 부구조물의 무게는 464,500 tons 이며, 그 크기는 140m×103m 이다(Eem and Jung, 2018). 지진격리장치 는 Fig. 2와 같이 이중선형특성을 갖는 것으로 가정 하였으며 ASCE 7(ASCE, 2005) 및 FEMA451(FEMA, 2006)을 참고하여 설계되었다. 지진격리장치는 최대 지반가속도 0.5g에 대해 유효주기 2.5sec 및 감쇠비 20%를 설계값으로 하였으며, 이에 따르는 값은 Table 1에 나타내었다(Eem and Jung, 2015).

    입력지진은 Pacific Earthquake Engineering Reserch Center(PEER)에서 제공하는 지진기록을 RSPmatch 프 로그램을 활용하여 Reg. Guide 1.60(U.S.NRC, 2014)의 응답스펙트럼을 만족하도록 수정하였다. 입력지진은 수평 두 방향(x, y)을 한 set로 총 30set를 구성하였으 며, 상수배하여 최대지반가속도를 1.0g, 2.0g, 3.0g를 만족도록 90set를 생성하였다. 응답스펙트럼은 보통 기하평균으로 나타나기 때문에 방향성에 대한 불확 실성을 ASCE4(ASCE, 2016)를 참고하여 적용하였다. Fig. 3은 생성한 입력지진의 각 방향에 대한 응답스펙 트럼이다. 대상구조물과 입력지진에 대하여 Opensees 프로그램을 활용하여 지진응답해석을 수행하여 지진 격리된 구조물과 지반의 상대변위 시간이력을 도출 하였다. 동일본 대지진 당시 계측된 PGA는 약 2.75g 이고 시오가마, 히타치, 센다이 등에서 계측된 최대 지반가속도 또한 1.53g를 초과하였다(Ohno, 2013). 따 라서 입력지진은 최대 3g 까지 고려하였다.

    3. 연결배관시스템의 유한요소 모델

    연결배관은 지진격리된 APR1400 원자력 발전소 Nuclear Island위의 보조건물(Auxiliary building)과 일반 구조물인 터빈건물(Turbine building)에 다중 지지되어 배치되는 주증기관(Main Steam Line)을 대상으로 하 였다. 연결배관의 유한요소 모델은 상용 해석프로그 램인 ABAQUS 6.14 사용하여 작성하였다. Table 2는 배관의 규격이며, Fig. 4는 연결배관의 형상이다.

    배관의 재료는 원자력 발전소에서 일반적으로 사 용되는 ASME B36.10M의 탄소강 SA106, Grade B(ASME, 2015(a))로 가정하였다. 비선형 재료특성은 재료인장 시험으로부터 유도하여 Fig. 5와 같이 이중 선형으로 정의하였다(Jeon et al., 2019).

    보요소를 이용하여 작성한 배관모델은 시험결과 를 비교적 잘 모사할 수 있다(Kwag et al., 2020). 그 러나 과도한 외력에 의해 발생 하는 배관의 타원변 형(ovalization)은 고려하기 어렵다. 따라서 본 논문에 서는 배관의 타원변형에 의한 영향을 고려할 수 있 도록 ABAQUS 6.14의 쉘요소(S4R)를 이용하여 연결 배관의 유한요소 모델을 작성하였다. 전체 요소망의 개수는 17168개이고 노드의 개수는 17052개이다.

    유한요소 모델의 간소화를 위하여 Fig. 6과 같이 배관의 요소망 크기를 조절하여 구성하였다. 경계조 건은 Table 3 및 Fig. 7과 같이 가정되었다. Table 4 와 Fig. 8은 주증기관 유한요소 모델의 주요 모드와 모드형상이다.

    4. 파괴기준

    시험으로 관찰되는 배관의 실제 손상은 균열에 의한 누출이다. 따라서 본 논문에서는 배관의 기능상실과 방사능누출 등의 심각한 손상을 유발할 수 있는 누 출관통균열을 파괴기준으로 정의하였다. 일반적으로 지진하중과 같은 반복 동하중에 의한 배관요소의 손 상은 피로파괴이다(Zhang et al., 2010;EPRI, 1994). 그러나 본 논문의 가정과 같이 지진격리된구조물과 일반구조물을 연결하는 배관의 경우 적은 횟수의 반 복 하중으로도 큰 상대변위가 발생하여 파괴에 도달 할 가능성이 있다. 따라서 연결배관의 지진하중에 의한 파괴모드는 단조하중에 의한 파괴 혹은 피로파 괴로 단정할 수 없을 것으로 판단하였다. 본 논문에 서는 3in 탄소강관 엘보우의 면내 방향 반복가력 시 험을 바탕으로 관통균열에 의한 누수가 발생하는 지 점을 식(1)의 손상지수로 표현하여 파괴기준으로 적 용하였다. 여기서 σyεy는 항복응력과 항복변형률 이며, εiEi는 i번째 cycle의 변형률과 소산에너지, cd는 일정한 값을 가지는 상수이다. cd는 실험 결과로부터 최적화하여 3.5와 0.3을 적용하였다(Kim et al., 2019(b)).

    D = ( max ( i y 1 ) ) 2 + ( i = 1 N c ( 2 E i σ y f ) d ) 2
    (1)

    Fig. 9와 같이 엘보우에 대한 면내 방향 반복가력 시험을 수행하고(Kim et al., 2019(a)), 유한요소 모델 을 작성하여 시험 결과로부터 얻어진 평균 누출사 이클에 대해 비선형해석을 수행하였다. Fig. 9 (a)는 시험 사진과 유한요소 모델을 나타낸 것이다. 유한요 소 모델은 ABAQUS 6.14의 쉘요소(S4R)를 사용하여 구성하였으며 Table 5와 같이 요소망의 크기를 길이 방향으로 각각 10개와 45개, 둘레 방향으로 각각 16 개와 60 개로 구성하여 시험과 동일한 조건으로 해 석을 수행하였다. 그리고 비선형해석 결과와 시험결 과를 비교하였다. 시험결과와 비교를 위하여 Fig. 9 (a)의 붉은 원으로 표시한 위치에서 배관 표면의 둘 레 방향 변형률 응답을 이용하였다. Fig. 9(b)와 Fig. 9(c)는 ±60 mm 변위폭의 시험과 해석 결과를 비교한 것이다. Fig. 9(b)에서 하중과 변위의 상관관계의 경 우 해석결과와 시험결과가 잘 일치한다. 누적되는 소성변형으로 라체팅 거동이 나타나는 엘보우 크라 운의 둘레 방향 변형률 또한 유한요소해석으로 잘 모사할 수 있음을 Fig. 9(c)에서 알 수 있다. 그러므로 요소망의 크기가 길이 방향으로 10개, 둘레방향으로 16개 이상일 경우 시험결과를 잘 모사할 수 있는 것 으로 판단하였다. 따라서 본 논문에서 배관시스템 유한요소 모델의 엘보우는 길이 방향으로 11개, 둘 레방향으로 17개의 요소망으로 구성하였다.

    Table 6과 같이 각각의 시험 변위폭과 평균 파괴 사이클을 고려하여 비선형 해석을 수행하였다. 그리 고 엘보우의 크라운에서 둘레 방향에 대한 응력응답 과 변형률 응답을 구한 후 식(1)을 이용하여 손상지 수를 계산하였다. 시험에서 관찰되는 응답은 배관 표면의 변형이므로 유한요소 해석응답 또한 배관 표 면의 변형률과 응력응답을 사용하였다. 항복점은 tangent method에 의해 초기강성의 기울기와 항복 이 후의 소성변형 기울기의 연장선이 만나는 지점으로 가정하였으며 항복변형률은 0.00185이고 항복응력은 440MPa이다. Table 6에서 손상지수의 평균은 35.25이 고 중앙값은 34.95이며, 최댓값과 최솟값은 각각 39.90과 31.11이다.

    본 논문에서는 지진취약도 분석을 위하여 관통균 열에 의한 누수가 발생하는 파괴기준으로 Table 6의 손상지수를 이용하였다. 손상이 가정 먼저 발견되는 최솟값과, 통계적 의미를 갖는 평균값과 중앙값을 파괴기준으로 적용하였으며, 파괴의 변동성이 취약 도 분석에 미치는 영향을 분석하기 위하여 최댓값 또한 고려하였다.

    5. 지진격리구간 연결배관의 지진응답 해석

    비선형 지진응답해석은 연결배관의 내부에 압력을 가 하고, 내압에 의한 응력을 유지한 상태로 직접적분 법인 implicit method의 시간이력 해석으로 수행하였 다. 해석의 신뢰성과 수렴 등을 고려하여 입력지진 은 변위로 입력하였으며, 엘보우 크라운에서 둘레 방향의 응력과 변형률 응답을 구하였다. 배관의 내 부압력은 6.31MPa(Firoozabad et al., 2015)로 가정하였 으며, 입력지진동은 Fig. 10과 같이 수평 양방향에 대하여 고려하였다.

    비선형 지진응답해석 결과 가장 위험한 요소는 Fig. 6과 같이 지진격리된 구조물과 일반 구조물의 경계에 위치한 엘보우로 판단되었다. Fig 11(a)는 최 대변형률이고 Fig. 11(b)는 최대응력이다. 그리고 Fig. 11(c)는 식(1)을 이용하여 계산된 손상지수 이다. 입 력지진동의 PGA가 1g 일 때 최대변형률응답의 평균 값은 0.01472이며 최솟값은 0.0067이고 최대응력의 평균값은 487.8MPa이며 최솟값은 419.4MPa이다. ASME Boiler and Pressure Vessel Code에서 설계온도 343°C 이하에서 허용응력은 약 118MPa이고(ASME, 2015(b)), Level D service limit는 허용응력의 3배 이 하여야하므로 약 354MPa이다(ASME, 2015(c)). 따라 서 1g 이상의 지진발생 시 모든 입력지진에 대하여 설계기준을 초과한 결과가 도출되었다.

    Table 7은 1g, 2g, 3g의 각 입력지진의 손상지수 를 정리한 것으로, 중앙값은 10.53, 26.75, 35.61이며 표준편차는 2.02, 4.44, 6.64이다. Fig. 11(c)은 Table 6 을 그래프로 나타낸 것이다. Table 6과 Fig. 11(c)로부 터 PGA가 2g 이상일 때 방사능 누출 등의 심각한 피해를 유발할 수 있는 손상지수를 초과하는 것을 알 수 있다.

    6. 지진취약도 곡선

    지진취약도 곡선은 대수정규분포함수의 형태가 타당 하며(Shinozuka et al., 2000), 이변수 대수정규분포형 태로 이루어진 지진취약도의 중요한 두 가지 변수는 중앙값과 대수표준편차이다. 일반적으로, 임의 지진 하중 a가 작용할 때 구조물의 손상 확률은 다음 식 (2)와 같이 정의될 수 있다. 식 (2)에서 pR는 응답의 확률 밀도 함수이며 pC는 내력의 확률 밀도 함수를 나타낸다.

    P f a = 0 p R a , x R 0 x R p C x d x d x R
    (2)

    식 (2)는 내력과 응답의 불확실성을 고려하여 식 (3)으로 표현할 수 있다. 여기서, C m는 내력의 중앙 값, R m는 구조물 응답의 중앙값이며, Φ(∙)는 표준 정규분포함수의 누적확률분포, βC는 복합확률변수의 대수표준편차를 나타내었다.

    P f ( a ) = 1 Φ [ ln C m ln R m ( a ) β C ]
    (3)

    식 (3)의 βC는 식 (4)와 같이 무작위성을 고려하 는 확률변수의 대수표준편차 βR과 불확실성을 의미 하는 대수표준편차 βU의 제곱합의 제곱근으로 표현 할 수 있다.

    β C = β R 2 + β U 2
    (4)

    본 논문에서는 선행연구에서 수행된 탄소강관 엘 보우의 요소시험과 유한요소해석 결과로 구해진 손 상지수의 대수표준편차인 0.033을 βU로 사용하였다 (Kim et al., 2019). 무작위성의 대수표준편차 βR은 응답의 무작위성으로서 비선형지진응답해석의 결과 를 이용하여 유도하였다. 일반적으로 주어지는 입력 지진파의 변동계수는 스펙트럼이 정의되지 않은 다 양한 지진의 특성을 반영하기 위하여 적용된다. 하 지만 본 연구에서는 설계응답스펙트럼에 적합한 지 진파를 입력하였으므로 입력지진파의 변동성이 더 적으며, 구조물 성능에 대한 검토를 위해서는 설계 응답스펙트럼 적합 지진파를 이용하는 것이 타당할 것으로 판단되었다. 또한 응답의 분포는 대수정규분 포를 따른다고 가정하였으므로 변동계수는 대수표준 편차를 적용하였다. 식(3)으로 계산되어진 손상확률 을 이용하여 Fig. 12와 같이 지진취약도곡선을 작성 하였다.

    Fig. 13에서 파괴기준의 정의에 따라 최약도 곡선 의 차이가 발생하는 것을 확인할 수 있다. 손상지수 의 평균값과 중앙값을 파괴기준으로 하였을 경우, 취약도 곡선의 중앙값의 차이는 0.03g 로 크지 않다. 그러나 손상지수의 최솟값을 파괴기준으로 하였을 경우의 취약도 곡선의 중앙값은 2.54g로 손상지수의 중앙값을 파괴기준으로 하였을 경우와 비교하여 0.41g의 큰 차이가 발생하였다. 취약도 곡선의 중앙 값의 최대 차이는 1.36g로 손상지수의 최솟값과 최 댓값을 파괴기준으로 사용하였을 경우에 발생한다.

    7. 요약 및 결론

    본 논문에서는 한국형 표준원자력발전소인 APR1400 의 지진격리된 구조물과 연결배관을 대상으로 지진 취약도 분석을 수행하였다. 구체적인 연구의 요약은 아래와 같다.

    지진취약도 분석을 위한 파괴기준은 배관의 기능 상실과 방사능누출 등의 심각한 손상을 유발할 수 있는 누출관통균열로 정의하였다. 누출관통균열을 정량화하기 위하여 ±20 mm∼±90 mm의 가력변위폭 에 대한 요소시험결과와 시험데이터에 기반하여 개 선되어진 엘보우 유한요소 모델을 이용하여 응력-변 형률 기반 손상지수를 계산하였다. 비선형해석을 수 행하여 쉘요소로 작성된 엘보우의 최적 요소망 크기 를 정의하였으며, 파괴기준의 변동성을 고려하기 위 하여 손상지수의 평균값, 중앙값, 최솟값과 최댓값을 파괴기준으로 사용하였다.

    지진응답해석 결과 지진격리된 연결배관 시스템 에서 가장 위험한 요소는 엘보우이며, 배관 엘보우 의 응력 응답이 Level D service load를 초과하여도 누출관통균열이 발생하기까지 1g 수준의 여유가 있 는 것으로 판단된다.

    누출관통균열을 대표하는 손상지수의 평균값, 중 앙값, 최솟값을 파괴기준으로 하여 지진취약도 곡선 을 작성하고 비교하였다. 손상지수의 평균값과 중앙 값을 파괴기준으로 하였을 경우, 취약도 곡선의 중 앙값의 차이는 0.03g 수준으로 크지 않으나, 손상지 수의 최솟값을 파괴기준으로 하였을 경우의 취약도 곡선의 중앙값은 2.54g로 손상지수의 중앙값과 0.41g 의 큰 오차가 발생하였다. 취약도 곡선의 중앙값의 최대 차이폭은 1.36g로 손상지수의 최솟값과 최댓값 을 파괴기준으로 사용하였을 경우에 발생하였다. 이 와 같이 파괴기준의 변동성은 지진취약도 분석 결과 에 큰 영향을 미칠 수 있다. 따라서 심각한 피해를 유발할 수 있는 배관의 누출관통균열을 대표하기 위 한 파괴기준은 충분한 시험 데이터를 바탕으로 통계 적 의미를 가지는 대푯값이 선정되어야 타당할 것으 로 판단된다.

    본 논문의 결과는 큰 상대변위가 작용하는 배관 시스템의 확률론적 지진안전성 평가를 위한 자료로 활용할 수 있을 것으로 기대한다.

    감사의 글

    본 연구는 2021년도 정부(과학기술정보통신부)의 재원으로 한국연구재단의 지원을 받아 이공분야기초 연구사업(NRF-2021R1A2C1013782)에 의해 수행되었 습니다.

    Figure

    KOSACS-12-3-36_F1.gif
    Concept of Base-isolated APR 1400
    KOSACS-12-3-36_F2.gif
    Mechanical Properties of the Isolation System
    KOSACS-12-3-36_F3.gif
    Response Spectrum
    KOSACS-12-3-36_F4.gif
    MS Line of Isolated APR 1400
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    Material Properties of Pipe
    KOSACS-12-3-36_F6.gif
    FEM of Pipe System
    KOSACS-12-3-36_F7.gif
    Boundary Condition
    KOSACS-12-3-36_F8.gif
    Mode Shape of Piping System
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    Comparison of Analysis and Test Results
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    Non-linear Seismic Analysis for Main Steam Line of base Isolated APR1400 NPP
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    Analysis Results
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    Seismic Fragility Curves
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    Comparison of Fragility Curves

    Table

    Parameters for the Isolation System
    Specifications of Crossover Piping System
    Boundary Conditions
    Natural Frequency and Participation Factors
    Number of Meshes for Elbow
    Damage Index for Actual Failure
    Damage Indices of Nonlinear Analysis

    Reference

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