최근 발생한 지진들로 인해 한국도 지진 안전지대가 아니라는 인식이 확산되고 있다. 이에 사회 기반시설물에 대한 다각도의 내진 안전성 검토가 수행되고 있다. 전력구는 대표적인 송전시설물의 하나로 땅 속에 묻혀있는 지중 구조물이 갖는 특성으로 인해 구조물 자체의 관성, 내하력 뿐만 아니라 주변부의 지반특성을 함께 고려해야만 한다. 이를 위해서는 지반과의 상호작용을 고려할 수 있는 엄밀한 수치해석이 요구되나, 많은 비용과 시간이 요구되는 구조물-지반 상호작용해석을 모든 전력구에 적용하기엔 무리가 따른다. 본 연구에서는 지반특성과 관련된 변수를 포함하는 주요 설계변수를 독립변수로 하고 내진성능에 대한 안전율을 종속변수로 하는 직접적인 상관관계 분석을 통하여 비용이 큰 수치해석을 배제하면서도 내진안전율이 낮은 취약 전력구를 선별할 수 있는 방안을 제시하였다. 높은 상관성을 보이는 토피고와 철근량을 주요 독립변수로 설정하고 종속변수인 내진안전율과의 분포를 바탕으로 경계방정식을 도출하였다. 이를 이용하여 지진취약 전력구를 수치해석과정 없이 선별하는 방안을 제시하였다. 대상으로 한 108개의 전력구 중 30%가 지진취약 전력구로 선별되었으며, 선별된 전력구의 내진 안전율 확인을 통해 타당한 선별 방안임을 확인하였다. 제안 기법은 상대적으로 매우 단순하며 추가적인 데이터에 적용하기 쉽고 확장이 용이하다.
원자로냉각재계통의 설계를 위한 구조해석 분야에는 원자로의 정상운전 과정에서 발생하는 유체의 온도와 압력의 변화에 의해 냉각재계통에 발생하는 정적하중해석, 지진과 가상적인 분지관 파단사고에 의해 냉각재계통에 발생하는 동적하중해석분야로 구분할 수 있다. 원자로냉가재계통의 구조해석은 원자력발전소의 안전성 화보 측면을 중시하여 해석시 충분한 여유도를 고려한 보수적인 해석 방법을 원용한다. 지진이나 가상적인 분지관 파단사고에 의한 냉각재계통의 구조해석은 사고시 냉각재계통의 안전성을 유지하는 방어적인 개념으로서 기기의 건전성을 확보하기 위하여 충분한 보수성과 안전여유가 해석시 고려된다 정상운전에 의해 냉각재계통에 발생하는 하중은 원자력 발전소의 상존하는 하중의 개념으로서 냉각재계통의 기본 설계 하중으로 인식된다. 특히 고온 고압의 유체로 인하여 발생하는 냉각재 계통의 열팽창 현상은, 정상운전 하중으로 인하여 나타나는 전형적인 거동으로서, 냉각재계통 구조해석 결과읜 중요한 지표로서 인식된다. 따라서 냉각재계통의 열팽창 현상을 정확히 예측하는 것은 원자로 냉각재계통 구조해석의 가장 중요한 목표중의 하나이다. 본 연구에서는 정상운전 하중에 의한 원자로 냉가재계통의 열팽창 거동을 해석하기 위한 냉각재계통의 모델링 방법과 해석 방법을 제시하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 최근 건설 완료 단계에 돌입한 표준형 1000 MWe 급 가압경수로(Pn)의 고온기능시험 (Hot Function Test)과정에서 실측한 자료를 근거로 하여 원자로냉각재계통의 열팽창 거동 해석의 타당성을 입증코자 하였다.
현행 내진설계기준에서 RBS-B 접합부는 오직 중간모켄트골조(IMF) 시스템에서만 사용이 허용된다. 본 연구는 현행설계규준에 따라 설계한 RBS-B 접합부를 갖는 철골 모멘트골조 시스템의 내진성능평가를 수행하였다. 이를 위하여 층수(3층, 6층, 9층), 경간너비(6m, 9m), 내진설계범주(SDC $C_{max}$, SDC $C_{min}$)으로 구성된 12개의 RBS-B접합부를 갖는 철골모멘트골조 건물을 설계하였고 RBS-B 접합부의 비선형 이력거동을 잘 모사하는 접합부 모델을 개발하였다. 설계된 대상골조는 ATC-63에 의해 개발된 내진성능평가방법에 따라 내진성능평가를 수행하였다. 또한 본 연구는 저자가 이전연구에서 제안한 새로운 설계법에 따라 설계된 IMF 시스템의 내진성능평가를 수행하였다. 그 결과 현행규준에 따라 설계한 몇 개의 대상골조가 적절한 붕괴여유비를 보유하지 못하였다. 반면에 새로운 설계절차에 따라 설계된 대상골조는 적절한 붕괴여유비를 보유하였다.
상시미동의 수직성분에 대한 수평성분 스펙트럼비(HVSR)는 부지 공명주파수를 파악하는데 활발히 사용되고 있다. HVSR의 가장 큰 비율을 가지는 주파수는 부지 공명주파수와 일치한다. 상시미동은 부지 주변에 존재하는 미세진동을 의미하기 때문에 직접적인 진동원을 파악할 수 없으며, 또한 조절할 수 없다. 따라서 신뢰적인 상시미동 HVSR을 구하기 위해서는 상시미동 측정에 충분한 시간적 여유와 주변 환경의 파악 또한 필요하다. 본 연구에서는 신뢰적인 HVSR 분석에 필요한 상시미동 측정 최소시간과 지진계와 인위적인 진동 사이의 이격거리의 영향을 알아보았다. 토사 부지의 경우 센서 설치 후 5분 이내에 안정화가 되었으나, 암반 부지의 경우 안정화까지 1시간 이상이 소요되었다. 또한 상시미동 관측 시 발걸음 진동이 지진계 10 m 이내에 존재할 경우 HVSR결과에 큰 영향을 미치는 것을 확인하였다. 이러한 결과는 현장에서 상시미동의 HVSR측정에 필요한 가이드라인을 제공할 것으로 기대된다.
일반적으로 대용량의 수소를 저장하기 위해 사용되는 수직형 원통 용기는 강재로 제작되며, 사용 환경을 고려하여 제작된 받침 콘크리트 상부에 기초 슬래브에 선 설치된 앵커로 고정하는 방식이 사용된다. 이와 같은 방식은 지진과 같은 외력이 작용될 시 정착부에 응력이 집중될 수 있으며, 앵커 및 콘크리트 손상으로 인한 구조물의 전도 피해가 발생할 수 있다. 본 연구는 현장 조사를 통한 실제 운용중인 수직형 수소 저장용기를 특정하여 3차원 유한요소로 모델링하였고, 비 구조 요소의 내진 성능 검토에 사용되는 ICC - ES AC 156의 인공 지진 및 규모 5.0 이상의 국내 기록지진을 적용하여 거동 특성을 분석하였다. 실제 규모로 제작된 구조물을 대상으로 실험을 진행하는 것이 타당하지만 현실적 제약으로 수행하기에 어려움이 있어 해석적 접근 방식을 통하여 대상 구조물의 안전성을 검토하였다. 거동 특성의 경우 지진동에 의해 발생된 구조물의 응답 가속도는 검토되는 지진 하중 대비 평균적으로 10 배 이상 크게 증폭이 되는 것으로 나타났으며, 무게 중심이 위치되는 지점으로 전달될수록 감소되는 경향을 보였다. 취약 부위로 예상되는 하부 시스템(지지 기둥 및 앵커 정착부)의 경우 허용 응력을 만족하는 것으로 나타났지만, 정착을 위한 받침 콘크리트의 쪼갬 및 인장 강도는 허용 응력 대비 약 5 % 정도의 여유만이 있어 이에 대한 대처 방안이 요구된다. 본 논문에서 제시된 연구 결과를 바탕으로 향후 진동대 시험을 통하여 수행이 되는 수소저장 용기 제작에 필요한 설계 하중 및 조건 등의 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
부분구조법(部分構造法)으로 프리스트레스드 콘크리트 원자로격납건물(原子爐格納建物)의 지진에 대한 확률위험도분석이나 내진 안전여유평가시 상부구조에 관한 입력자료(入力資料)가 되는 구조물(構造物)의 고유전동수와 구조물 상부에서의 최대가 속도값의 구조변수(構造變數)에 대한 변동성이 연구되었다. 본 연구는 먼저 구조모델의 고유진동수에 가장 큰 영향을 미치는 구조변수를 결정하기 위하여 각 구조변수(構造變數)의 상대적(相對的) 민감도(敏感度)를 분석(分析)하였고, 각 변수의 결정에 포함될 수 있는 불확실성(不確實性)의 정도를 고려하여 Monte Carlo 수치모형실험을 수행하였다. 최대 가속도값의 변화는 직접적분(直接積分)에 의한 시간이력곡선법으로 분석되었다. 연구결과로 첫번째모드의 고유 진동수와 건물 정상부의 최대가속도값은 각 변수중 탄생계수의 영향을 가장 크게 받으며, 결정론적 방법으로 구한 값과 비교할 때 확률론적 방법으로 구한 값(평균+표준편차)은 (+)12% 정도 변함을 알 수 있다. 또한 휨강성의 불확실성을 고려하면 동적응답은 (-)4%~(+)14% 정도 달라진다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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