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      • KCI등재

        원전 배관 지진응답 거통특성 및 내진성능 평가

        곽신영 ( Kwag Shinyoung ),임승현 ( Eem Seunghyun ),진성 ( Kwak Jinsung ),오진호 ( Oh Jinho ) 한국복합신소재구조학회 2020 복합신소재구조학회논문집 Vol.11 No.1

        최근 국내에서 발생한 경주지진 및 포항지진이 도심지 및 원자력발전소 주변에서 발생함에 따라 인근 주요 구조시스템에 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 기반으로 배관계통의 내진성능을 평가한다. 수치해석 모델 검증 결과, 수립된 수치모델의 고유진동수, 감쇠비 및 변위 응답이 진동대시험 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 추후 원전 배관계통 내진성능평가를 위한 정량적인 자료로 활용이 가능할 것으로 판단된다. 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.

      • KCI등재

        다중재난하중을 받는 인접건물의 연결제어에 대한 연구

        곽신영(Shinyoung Kwag),김현수(Hyun-Su Kim) 한국산학기술학회 2016 한국산학기술학회논문지 Vol.17 No.5

        본 논문에서는 다중재난하중을 받는 인접건물의 동적응답에 대한 연결제어기법의 제어성능을 수치해석적인 방법을 사용하여 검토하였다. 이를 위하여 강진지역인 LA 지역의 지진하중과 강풍지역인 찰스턴 지역의 풍하중을 사용하여 수치해 석을 수행하였다. 인공 지진하중과 풍하중은 ASCE 7-10을 바탕으로 생성하였고 인공지진하중은 SIMQKE을 사용하여 작성 하였으며 인공풍하중은 Kaimal Spectrum을 이용하여 작성하였다. 10층 및 20층의 인접구조물을 예제구조물로 사용하였고 비선형 이력댐퍼를 이용하여 연결제어를 하였다. 비선형 이력댐퍼를 간편하게 모형화하기 위하여 주로 MR 감쇠기를 모형화 할 때 사용하는 Bouc-Wen 모델을 사용하였다. 비선형 이력댐퍼는 10층에만 설치한 경우와 1층에서 10층까지 모든 층에 설치 한 경우에 대해서 고려하였다. 각 층에 사용하는 댐퍼의 개수를 증가시킨 파라메터 스터디를 수행하였고 지진하중 및 풍하중 에 대한 최적의 성능을 보이는 설계안을 검토하였다. 수치해석결과 비선형 이력댐퍼를 이용한 연결제어를 통하여 다중재난 하중에 대한 인접건물의 동적응답을 효과적으로 저감시킬 수 있었고 각각의 재난하중에 대한 최적설계결과가 다르게 나타나 는 것을 확인할 수 있었다. 또한 연결되는 감쇠기를 과도하게 사용하면 오히려 구조물의 응답을 증가시킬 수 있으므로 주의 깊은 설계과정이 필요함을 알 수 있었다. In this study, numerical analyses were used to investigate the performance of a coupling control method for the dynamic responses of adjacent buildings under multiple hazards. Numerical simulations were done using the earthquake loads of regions with strong seismicity in Los Angeles, California, and the wind loads in regions with strong winds in Charleston, North Carolina. The artificial earthquake and wind loads were made using SIMQKE and Kaimal Spectrum based on ASCE 7-10. Ten-story and twenty-story adjacent buildings were selected as example structures, and nonlinear hysteretic dampers were used to connect them. The Bouc-Wen model was used to model the nonlinear hysteretic dampers. The results show that the proposed control method could effectively reduce the dynamic responses, and the optimal control designs were different for each hazard.

      • 연구용원자로에 대한 항공기 충돌 안전성 평가 및 대비설계의 적용성 고찰

        곽신영,류정수,Kwag, Shinyoung,Ryu, Jeong-Soo 한국복합신소재구조학회 2014 복합신소재학회논문집 Vol.5 No.1

        본 연구에서는 국내외 항공기 충돌에 대한 원자력발전소의 안전성 평가 및 규제 현황과 연구용원자로의 안전성 평가 및 규제 현황을 살펴보았다. 이러한 현황과 평가와 관련하여 연구용원자로에 적용할 수 있는 항공기 충돌 안전성 평가 및 대비설계 기준을 원자력발전소에 적용되는 기준을 기반으로 정리하였다. 본 연구를 바탕으로 후속되는 연구에서는 연구용원자로에 대한 실질적인 항공기 충돌 안전성 평가 및 대비설계 기준을 도출할 수 있으며, 평가 및 대비설계 방법을 상세히 정립할 수 있을 것이다. 결과적으로, 이를 바탕으로는 항공기 충돌에 대비한 연구용원자로 건물의 예비개념설계 모델을 개발할 수 있을 것으로 예상된다.

      • KCI등재

        다수기의 확률론적 지진안전성 평가를 위한 지진손상 상관계수의 적용

        임승현,곽신영,최인길,Eem, Seunghyun,Kwag, Shinyoung,Choi, In-Kil 한국전산구조공학회 2021 한국전산구조공학회논문집 Vol.34 No.5

        후쿠시마 원전사고 발생으로 다수기의 지진안전성에 관한 연구의 필요성이 부각되었다. 한 부지에 건설된 원자력발전소의 경우 유사한 지진응답을 보이기 때문에 적게나마 원자력발전소 SSCs간의 지진손상에 대하여 상관성이 존재하므로 합리적 지진안전성 평가를 위하여 지진손상 상관성을 고려하여야 한다. 본 연구에서는 쌍둥이 호기의 필수전원상실사건에 대하여 확률론적 지진안전성 평가를 수행하였다. 적절한 지진손상 상관계수를 도출하기 위하여 확률론적 지진응답해석을 수행하여 적용하였다. External Event Mensuration System 프로그램을 활용하여 다수기의 필수전원상실사건의 고장수목을 구성하여 지진취약도 및 지진리스크를 분석하였다. 또한 SSCs간의 지진손상 상관성을 완전독립 및 완전종속으로 고려하여 비교 분석을 수행하였다. The 2011 East Japan Earthquake caused accidents at a number of nuclear power plants in Fukushima, highlighting the need for a study on the seismic safety of multiple NPP (Nuclear Power Plant) units. In the case of nuclear power plants built on a site that shows a similar seismic response, there is at least a correlation between the seismic damage of structures, systems, and components (SSCs) of nuclear power plants. In this study, a probabilistic seismic safety assessment was performed for the loss of essential power events of twin units. To derive an appropriate seismic damage correlation coefficient, a probabilistic seismic response analysis was performed. Using the external event mensuration system program, we analyzed the seismic fragility and seismic risk by composing a failure tree of multiple loss of essential power events. Additionally, a comparative analysis was performed considering the seismic damage correlation between SSCs as completely independent and completely dependent.

      • KCI등재

        구조물과 부계통간의 연계방법에 따른 지진응답 분석

        정광섭,곽신영,최인길,임승현,Jung, Kwangsub,Kwag, Shinyoung,Choi, In-Kil,Eem, Seunghyun 한국지진공학회 2020 한국지진공학회논문집 Vol.24 No.2

        Seismic responses due to the dynamic coupling between a primary structure and secondary system connected to a structure are analyzed in this study. The seismic responses are compared based on dynamic coupling criteria and according to the error level in the natural frequency, with the recent criteria being reliant on the error level in the spectral displacement response. The acceleration responses and relative displacement responses of a primary structure and a secondary system for a coupled model and two different decoupled models of two degrees-of-freedom system are calculated by means of the time integration method. Errors in seismic responses of the uncoupled models are reduced with the recent criteria. As the natural frequency of the secondary system increases, error in the natural frequency decreases, but seismic responses of uncoupled models can be underestimated compared to that of coupled model. Results in this paper can help determine dynamic coupling and predict uncoupled models' response conservatism.

      • KCI등재

        고진동수 지진에 대한 기기 정착부의 비탄성 거동을 고려한 지진취약도 평가

        임승현,곽신영,최인길,정재욱,김석철,Eem, Seunghyun,Kwag, Shinyoung,Choi, In-Kil,Jung, Jae-Wook,Kim, Seokchul 한국지진공학회 2021 한국지진공학회논문집 Vol.25 No.6

        Nuclear power plants in Korea were designed and evaluated based on the NRC's Regulatory Guide 1.60, a design response spectrum for nuclear power plants. However, it can be seen that the seismic motion characteristics are different when analyzing the Gyeongju earthquake and the Pohang earthquake that has recently occurred in Korea. Compared to the design response spectrum, seismic motion characteristics in Korea have a larger spectral acceleration in the high-frequency region. Therefore, in the case of equipment with a high natural frequency installed in a nuclear power plant, seismic performance may be reduced by reflecting the characteristics of domestic seismic motions. The failure modes of the equipment are typically structural failure and functional failure, with an anchorage failure being a representative type of structural failure. In this study, comparative analyses were performed to decide whether to consider the inelastic behavior of the anchorage or not. As a result, it was confirmed that the seismic performance of the anchorages could be increased by considering the inelastic behavior of an anchorage.

      • KCI등재

        구조물 및 기기의 내진성능 평가를 위한 고주파수 지진에 의한 원자력발전소의 지진응답 증폭계수

        임승현,최인길,전법규,곽신영,Eem, Seung-Hyun,Choi, In-Kil,Jeon, Bub-Gyu,Kwag, Shinyoung 한국지진공학회 2020 한국지진공학회논문집 Vol.24 No.3

        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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