면진구조물의 지진시 거동해석

신재철,최인길 忠南大學校 産業技術硏究所 1995 산업기술연구논문집 Vol.10 No.1

This study develops the dynamic analysis technique of the base-isolated structures subjected to ground excitation. Superstructure is modeled lumped mass, and isolator is modeled as a spring and damper. The equation of motion of base-isolated structure is derived by coupling the equations of motion of superstructure and isolator. It is known from the numerical analyses that base-isolation system is very effective to reduce the seismic force transmitted to the superstructure under the earthquake loads whose dominant frequency is high. In addition the system can significantly reduced the stresses and improve the safety of structures because of the rigid body motion of superstructure during earthquake.

비선형 지진해석에 의한 PSC 격납건물의 지진취약도 분석

최인길,안성문,전영선 한국지진공학회 2006 한국지진공학회논문집 Vol.10 No.1

원전 구조물 및 주요기기의 지진 안전성 평가에서는 내진성능을 정량화하는 방법으로 취약도 분석이 사용되고 있다. 지진취약도 분석은 격납건물의 설계 시 반영된 보수성을 배제한 실질적인 내진성능을 평가하는 것으로 이러한 보수성을 성능 및 응답에 관련된 확률론적 변수로 고려하여 평가하게 된다. 본 연구에서는 비선형 지진 해석으로부터 얻은 구조물의 변위응답을 기초로 한 지진취약도 분석 방법을 제시하였다. 또한 원전부지에서 선정된 발생가능한 근거리지진, 원거리지진, 설계지진 및 확률론적 시나리오지진을 시나리오지진으로 선정하고 이들 지진동에 대한 비선형 지진해석을 통하여 한국 표준형 원전 격납건물의 지진취약도를 평가하였다. The seismic fragility analysis method has been used as a quantitative seismic safety evaluation method for the NPP(Nuclear Power Plant) structures and equipments. The seismic fragility analysis gives a realistic seismic capacity excluding the convertism included in the design stage. The conservatism is considered as the probabilistic parameters related to the response and capacity in the seismic fragility analysis. In this study, the displacement based seismic fragility analysis method was proposed based on the nonlinear dynamic analysis results. In this study, the seismic safety of the prestressed concrete containment building of KSNP(Korean Standard Nuclear Power Plant) was evaluated for the scenario earthquakes, neat-fault, far-fault, design earthquake and probability based scenario earthquake, which can be occurred in the NPP sites.

2005년 Fukuoka 지진기록을 이용한 국내 및 일본의 지진동 감쇄 특성 평가

최인길,중도정인,전영선,대조정수,연관희 한국지진공학회 2006 한국지진공학회논문집 Vol.10 No.4

2005년 3월 20일 발생한 Fukuoka 지진 시 국내 및 일본에서 관측된 자료를 이용하여 지반운동 감쇄특성을 분석하였다. 또한 최근 국내 및 일본에서 제시된 지반운동 거리감쇄식을 이용한 예측값과의 비교를 통하여 국내 강지진동 예측 시 일본에서 개발된 감쇄식의 적용가능성을 평가하였다. 그 결과 동일 거리에 위치한 국내 및 일본 관측소에서 측정한 기록이 비교적 유사하게 나타났으며 국내 및 일본에서 제시된 지반운동 거리감쇄식의 예측값이 매우 유사하게 나타나 국내에서의 강지진동 예측 시 일본에서 제시된 지반운동 감쇄식을 200km 이상의 비교적 원거리에 대한 국내 감쇄식의 평가 등에 유용하게 활용할 수 있는 것으로 나타났다. The characteristics of the ground motion attenuation in Korea and Japan were estimated using the earthquake ground motions recorded at the equal distance observation stations by KMA, K-NET and KiK-net of Korea and Japan. The ground motion attenuation equations proposed for Korea and Japan were evaluated by comparing the predicted value fer the Fukuoka earthquake with the observed records. The predicted value from the attenuation equations shows good agreement with the observed records and each other. It can be concluded from this study that the ground motion attenuation equations developed for Japan can be used usefully for the prediction of a ground motion from far field earthquake more than 200 km and for the evaluation of the far field ground motion attenuation equations proposed fer Korea.

원자력시설의 지진안전성 평가 및 증진

최인길,전영선,김민규,Choi In-Gil,Jeon Yeong-Seon,Kim Min-Gyu 한국전산구조공학회 2006 전산구조공학 Vol.19 No.1

한국원전, 지진에 안전한가?

최인길,Choe, In-Gil 한국과학기술단체총연합회 2007 과학과 기술 Vol.40 No.9

설계초과 지진에 대한 원전 지진안전성 평가기술 고찰 및 제언

최인길,Choi, In-Kil 한국압력기기공학회 2017 한국압력기기공학회 논문집 Vol.13 No.1

After Kyeongju earthquake occurred in September 12, 2016, the seismic safety of nuclear power plants became important issue in our country. The seismic safety of nuclear power plant against beyond design basis earthquake became very important to secure the public safety. In this paper, the current status of the seismic safety assessment methodology is reviewed and some aspects for the reliability improvement of the seismic safety assessment results are proposed. Seismic margin analysis and probabilistic seismic safety assessment have been used for the seismic safety evaluation of a nuclear power pant. The basic procedure and the related issues and proposals for the probabilistic seismic safety assessment are investigated.

스펙트럼 형상이 원전 기기 지진취약도에 미치는 영향 평가

최인길,서정문,전영선,이종림 한국지진공학회 2003 한국지진공학회논문집 Vol.7 No.4

최근 수행된 우리나라 원전 부지에 대한 지진재해도 해석 결과 작성된 등재해도 스펙트럼에서 고진동수 성분의 지진동이 매우 우세하게 나타나고 있다. 일반적으로 지진취약도 해석에서는 설계 스펙트럼에 내재된 보수성을 평가하기 위해 스펙트럼 형상계수가 사용된다. 본 연구에서는 입력지반운동 스펙트럼의 형상이 변화함에 따른 층응답스펙트럼의 형상 변화를 분석하였다. 이때 입력 스펙트럼으로부터 직접 층응답스펙트럼을 작성할 수 있는 직접법을 사용하였다. 본 연구 결과 건물 내부에 설치된 기기의 취약도해석에서는 입력스펙트럼에 내재된 보수성을 구조물의 고유진동수에 대한 스펙트럼 형상계수가 아닌 기기의 고유진동수에 따른 층응답스펙트럼 형상계수로 고려하는 것이 정확한 취약도해석 결과를 주는 것으로 나타났다. The result of recent seismic hazard analysis indicates that the ground motion response spectra for Korean nuclear power plant site have relatively large frequency acceleration contents. In the ordinary seismic fragility analysis of nuclear power plant structures and equipments, the safety margin of design ground response spectrum is directly used as a response spectrum shape factor. The effects of input response spectrum shape on the floor response spectrum were investigated by performing the direct generation of floor response spectrum from the ground response spectrum. The safety margin included in the design ground response spectrum should be considered as a floor response spectrum shape factor for the seismic fragility analysis of the equipments located in a building.

확률론적 지진재해도를 이용한 시나리오 지진의 결정기법에 관한 연구

최인길,중도정인,전영선,연관희 한국지진공학회 2004 한국지진공학회논문집 Vol.8 No.6

원전 구조물 및 기기의 내진설계를 위한 설계지진의 설정에는 결정론적 방법이나 확률론적 방법이 사용되어 왔다. 최근에는 확률론적 지진재해도 분석이 일반화 되면서 확률론적으로 설계지진 및 평가용 지진의 설정 방법이 합리적인 방법으로서 인식되어 많이 사용되고 있다. 우리나라의 경우 원전부지에 대한 확률론적 지진재해도 분석이 확률론적 지진위험도 평가의 일환으로 대부분 완료되어 있다. 본 연구에서는 확률론적 지진재해도의 재분해를 통하여 확률론적 시나리오 지진을 산정할 수 있는 기법을 확립하고 국내 원전 부지에 대한 확률론적 지진재해도 분석 결과를 이용하여 계산 예를 수행하였다. 이 기법을 사용하면 내진설계 및 내진안전성 평가에 활용할 수 있는 확률론적 시나리오 지진을 설정할 수 있어 매우 유용한 것으로 판단되며 합리적인 시나리오 지진의 산정을 위해서는 합리적인 지진구역도 및 감쇄식의 개발이 필요하다. The design earthquake used for the seismic analysis and design of NPP (Nuclear Power Plant) is determined by the deterministic or probabilistic methods. The probabilistic seismic hazard analysis(PSHA) for the nuclear power plant sites was performed for the probabilistic seismic risk assessment. The probabilistic seismic hazard analysis for the nuclear power plant site had been completed as a part of the probabilistic seismic risk assessment. The probabilistic method become a resonable method to determine the design earthquakes for NPPs. In this study, the defining method of the probability based scenario earthquake was established, and as a sample calculation, the probability based scenario earthquakes were estimated by the de-aggregation of the probabilistic seismic hazard. By using this method, it is possible to define the probability based scenario earthquakes for the seismic design and seismic safety evaluation of structures. It is necessary to develop the rational seismic source map and the attenuation equations for the development of reasonable scenario earthquakes.

Shaking Table Test of Steel Frame Structures Subjected to Scenario Earthquakes

최인길,김민규,전영선,서정문 한국원자력학회 2005 Nuclear Engineering and Technology Vol.37 No.2

Shaking table tests of the seismic behavior of a steel frame structure model were performed. The purpose of these tests was to estimate the effects of a near-fault ground motion and a scenario earthquake based on a probabilistic seismic hazard analysis for nuclear power plant structures. Three representative kinds of earthquake ground motions were used for the input motions: the design earthquake ground motion for the Korean nuclear power plants, the scenario earthquakes for Korean nuclear power plant sites, and the near-fault earthquake record from the Chi-Chi earthquake. The probability-based scenario earthquakes were developed for the Korean nuclear power plant sites using the PSHA data. A 4-story steel frame structure was fabricated to perform the tests. Test results showed that the high frequency ground motions of the scenario earthquake did not damage the structure at the nuclear power plant site; however, the ground motions had a serious effect on the equipment installed on the high floors of the building. This shows that the design earthquake is not conservative enough to demonstrate the actual danger to safety related nuclear power plant equipment.

확률론적 지진위험도 분석을 위한 원전 격납건물의 비탄성에너지 흡수계수 평가

최인길,서정문 한국지진공학회 2001 한국지진공학회논문집 Vol.5 No.5

원전 격납건물은 내진 안정성을 확보하기 위해 설계단계에서 여유나 보수성을 부여하게 된다. 원전 구조물의 내진성능 평가는 이러한 여유나 보수성을 배제한 실질적인 성능 및 응답을 기준으로 평가하게 된다. 본 연구에서는 내진성능 평가에 고려되는 구조물의 성능 및 응답관련 계수들 중 그 기여도가 비교적 큰 비탄성 에너지 흡수계수의 산정방법에 대한 비교를 수행하였다. 또한 각종 방법에 따라 산정된 비탄성 에너지 흡수계수에 따른 HCLPF(high confidence of low probability of failure)값의 변화를 분석하였다. 연구결과 원전 격납건물의 비탄성 에너지 흡수계수는 1.5~1.75로 나타났다. 구조물의 내진성능을 명확히 평가하기 위해서는 먼저 구조물의 비선형 거동 및 연성도를 정확히 평가하여야 함을 알 수 있다. In order to assure the safety of NPP structures, margin of safety or conservatism is incorporated in each design step. Seismic risk evaluation of NPP structures is performed based on the realistic capacity and response of structure eliminated the safety margin and conservatism. In this study, the comparative study on the various evaluation methods of the inelastic energy absorption capacity was performed. The inelastic energy absorption capacity due to the nonlinear behavior of structures has significant effect on the results of seismic probabilistic risk assessment. And the comparison study of the HCLPF(high confidence of low probability of failure) values according to the inelastic energy absorption factors was performed. As a conclusion, the inelastic energy absorption factor of NPP containment structure is estimated about 1.5~1.75. It is essential to estimate the nonlinear behavior of structure and its ductility factor correctly for the seismic risk assessment.