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국문 초록 (Abstract)

2011년 동일본 대지진으로 인한 후쿠시마 원전 사고 및 우리나라 원자력발전소 인근에서 이례적으로 발생한 두 차례의 높은 규모의 지진으로 인해 기존 건물의 내진 설계 기준을 초과하는 지진 발생에 대한 우려와 함께 정확한 내진성능 평가에 대한 사회적 요구가 증가되고 있다. 특히 가동 중인 원자력발전소의 경우 지진에 의한 사고 발생 시 방사능 누출 등에 의한 심각한 재해가 발생할 수 있으므로 전 세계적으로 최근 증가된 지진 요구 기준에 부합하도록 매우 엄밀한 방법으로 원전의 내진성능 평가를 재 수행하고 있는 상황이다. 원전을 구성하고 있는 많은 요소들 중에서 구조물은 대부분 두꺼운 철근콘크리트 벽체로 구성되어 있어 다른 구성 요소에 비해 내진성능이 매우 뛰어나므로 원전 사고에 대한 직접적인 원인으로 평가되지는 않는다. 그럼에도 불구하고 구조물이 보유하고 있는 실제 내진성능을 정확하게 평가할 수 있어야 하는데, 이는 원전이 주요 사고에 이르게 되는 일련의 (구성 요소의 파손) 사건들의 경위를 정의할 때 각 구성 요소의 파괴가 기여하는 정도를 확률적으로 고려하여 평가하기 때문이다. 원전 구조물에 대한 현행 내진성능평가 또는 지진취약도 평가는 여러 연구를 통해 검증된 벽체 강도 식을 기반으로 수행되는데 벽체의 파괴모드와 강도를 평가함에 있어 절차가 지나치게 단순한 경향이 있다. 이에 따라 지진취약도 평가의 목적인 ‘실제’ 내진성능을 평가하는 데 한계가 있는 것으로 판단된다. 따라서, 본 논문에서는 원전 벽체 구조물의 특징을 고려하여 내진성능평가에 적합한 강도 평가 모델을 제시하고 개선된 방법으로 원전 구조물의 지진취약도 평가를 수행 하였다.
원전 벽체의 특징인 낮은 형상비와 인접한 플랜지 벽체의 효과를 고려한 구조실험을 수행하여, 전단 파괴 시 각 요소의 전단강도 기여도를 평가하였다. 원전 벽체의 낮은 형상비 및 양단 경계 요소 (플랜지)의 영향으로 수평 철근의 전단강도 기여도는 제한적이었으며, 경계 요소의 수직 철근이 전단강도에 효과적으로 기여하는 것으로 나타났다. 특히, 벽체 양단의 경계 요소가 전단에 직접적으로 저항하면서 사각 벽체에 비해 강도가 크게 증가하는 것으로 나타났다. 전단마찰강도 또한 양단 경계 요소의 수직 철근의 기여로 인해 크게 증가되었다. 이러한 플랜지의 강도 기여 효과는 현행 강도 식 기반 내진성능평가에서 적절히 고려하지 못하는 것으로 평가되었다.
실험 결과를 기반으로 벽체의 전단강도 및 전단마찰강도를 평가하기 위한 수치해석 모델을 제시하였다. 제안 모델은 낮은 형상비와 인접한 플랜지로 인한 전단강도 증가 효과를 고려할 수 있도록 제안되었다. 제안 모델의 강도 예측 결과를 기존 연구자들의 실험 결과와 비교하여 정확도를 검증하였다. 제안된 강도 평가 모델은 현행 강도 식 기반 평가 방법에 비해 예측 결과의 평균값이 더 정확할 뿐만 아니라 더 낮은 변동성을 보이는 것으로 나타났다.
본 논문에서 제안한 강도 평가 모델을 활용하여 원전의 주요 지진하중 저항 구조물인 보조건물에 대해 지진취약도 평가를 수행하였다. 지진취약도 평가 결과 대상 벽체의 보수적 내진성능 값인 HCLPF는 0.83 g (95% 신뢰도 수준에서 5% 파괴 확률에 해당하는 값)로 나타났다. 이는 원전의 설계 기준에 해당하는 지진 수준인 0.3 g 수준에 비해 매우 높은 값으로 지진에 의해 대상 구조물이 파괴될 확률은 매우 낮음을 의미한다. 다양한 지진취약도 변수 중에서 지진취약도 평가 결과에 가장 큰 영향을 미치는 변수는 지진요구와 관련된 무작위성과 강도 모델 식의 불확실성으로 나타났다. 반면, 재료 강도와 관련된 불확실성이 지진취약도 평가 결과에 미치는 영향은 미미한 것으로 나타났다. 따라서 지진취약도평가 결과의 신뢰도 향상을 위해서는 지진요구 및 강도 평가와 관련된 변동성을 감소시키기 위한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.
본 논문에서 다루고 있는 확률론적 내진성능 평가 방법인 지진취약도 평가는 그 절차의 엄밀함으로 인해 많은 양의 연산과 관련 지식이 요구되는 작업으로 현재는 원전의 평가에만 국한되어 있다. 하지만 최근 지진 발생으로 인해 내진설계 및 내진성능 평가에 대해 점차 높은 기준이 요구되고 있는 상황을 고려할 때, 원전 이외의 주요 구조물의 내진성능 평가에서도 이 논문에서 다룬 지진취약도 평가를 확장하여 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

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2011년 동일본 대지진으로 인한 후쿠시마 원전 사고 및 우리나라 원자력발전소 인근에서 이례적으로 발생한 두 차례의 높은 규모의 지진으로 인해 기존 건물의 내진 설계 기준을 초과하는 지...

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

Due to the Fukushima Daiichi nuclear accident caused by the Tohoku Earthquake in 2011 and two major earthquakes occurred in 2016 and 2017 in Korea near operating nuclear power plants, there are concerns about the occurrence of earthquakes that exceed the seismic design levels. In particular, in the case of operating nuclear power plants, serious disasters may occur due to radioactive leakage in the event of an earthquake accident. Thus, seismic performance is being re-evaluated for the operating nuclear power plants to meet the recently increased seismic demands, throughout the world. Among the elements constituting a nuclear power plant, the seismic capacity of a structure is very high compared to others (electrical equipment, etc.), because most of the structures are composed of highly-reinforced thick reinforced concrete walls. Accordingly, the wall structures are not regarded as critical elements. Nevertheless, it is important to evaluate the actual seismic capacity of the structure because the frequency of nuclear accident is determined by the series of (probabilistic) failure events of the safety-related structures and equipment. Current seismic fragility analysis of a structure is performed based on equation-based strength model, which is simple but cannot exactly represent the failure mechanism of the wall structure imposing a limitation in the ‘actual’ seismic capacity evaluation. Therefore, in this dissertation, experimental and analytical studies were performed to provide improved shear strength evaluation model and presented the seismic fragility analysis result based on the proposed model.
To develop shear strength model for walls in nuclear power plants (with low aspect ratio and with flanges), experimental studies were performed. The shear strength contribution of horizontal reinforcement to shear strength was modest due to the low aspect ratio of the walls and the influence of boundary elements (flanges) at both ends. In particular, due to the large thickness of the walls, the boundary elements at both ends of the wall directly resisted shear, resulting in a significant increase in shear strength compared to rectangular walls. The shear friction strength was also significantly increased by virtue of the vertical reinforcement of the boundary element at both ends.
Based on the experimental results, numerical analysis models were proposed to evaluate the shear and shear-friction strength of walls in nuclear power plants. In the proposed models, the effect of low aspect ratio and the shear response of the boundary elements was addressed. The results were compared with the existing test results to verify the accuracy. The proposed strength model showed better predictions (lower variability) compared to the existing shear strength models.
Based on the strength evaluation model proposed in this dissertation, seismic fragility analysis was performed on auxiliary building, which is the primary load-bearing structures in nuclear power plants. According to the seismic fragility analysis results, HCLPF (a conservative capacity corresponding to a 5% failure probability at a 95% reliability level) capacity was 0.83 g. The result indicates that the failure probability of the structure is very low under design level earthquakes (0.3 g). Among the various seismic fragility variables, the variables that have the greatest influence on the seismic fragility results were randomness in seismic demand and uncertainty in the strength model. On the other hand, the uncertainties in material models had negligible influence on the seismic fragility result. Therefore, in order to improve the reliability of the seismic fragility analysis, further studies are needed to reduce the variability regarding seismic demand and strength models.
Seismic fragility analysis, a probabilistic seismic performance evaluation method, requires a lot of computational efforts due to the rigorousness of the procedure. Thus, the method is currently limited to the nuclear power plants. However, considering the current circumstances where higher standards are being demanded for seismic performance evaluation of existing buildings as well as seismic design, it is expected that the seismic fragility analysis can be extended to evaluate the seismic performance of structures other than nuclear power plants.

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목차 (Table of Contents)

Abstract i
Contents iv
List of Tables viii
List of Figures x
List of Symbols xvi

Abstract i
Contents iv
List of Tables viii
List of Figures x
List of Symbols xvi
Chapter 1. Introduction 1
1.1 General 1
1.1.1 Seismic Probabilistic Risk Assessment in Nuclear Power Plants 1
1.1.2 Walls in Nuclear Power Plants 4
1.1.3 Problem Statement 9
1.2 Scope and Objectives 11
1.3 Limitations 13
1.4 Outline of Dissertation 14
Chapter 2. Literature Review 18
2.1 Shear Strength Equations in Seismic Fragility Analysis 19
2.1.1 Shear Strength of Rectangular Walls 19
2.1.2 Shear Strength of Walls with Barbells or Flanges 21
2.1.3 Shear-Friction Strength of Walls 23
2.2 Existing Models for the Evaluation of Wall Shear Strength in NPPs 25
2.2.1 Barda et al. (1977) 25
2.2.2 Wood (1990) 26
2.2.3 Bentz et al. (2006) 27
2.2.4 Gulec and Whittaker (2011) 31
2.2.5 Kassem (2015) 35
2.2.6 Moehle (2015) 39
2.2.7 Luna and Whittaker (2019) 41
2.2.8 Harries et al. (2012) 44
2.2.9 fib Model Code 2010 (Randl, 2013) 45
2.3 Summary of the Literature Review 48
Chapter 3. Experimental Studies on Squat Walls with Flanges 51
3.1 Experiment 1: Shear and Shear-friction Strength of Flanged Walls 51
3.1.1 Introduction 51
3.1.2 Test Plan 54
3.1.3 Test Results 62
3.1.4 Effect of Design Parameters on Shear and Shear-friction strength 73
3.1.5 Evaluation of Wall Strengths 77
3.1.6 Summary of Experiment I 82
3.2 Experiment 2: Shear Strength of Flanged Walls with High-strength Re-bars 84
3.2.1 Introduction 84
3.2.2 Test Plan 86
3.2.3 Test Results 92
3.2.4 Contribution of Boundary Elements to Shear Strength 106
3.2.5 Summary of Experiment II 113
Chapter 4. Shear Strength Evaluation of Squat Walls 115
4.1 Shear Strength of Walls with Boundary Elements 117
4.1.1 Numerical Model 118
4.1.2 Verification 136
4.1.3 Simplified Shear Strength Equation 150
4.1.4 Comparison with Existing Design Equations 169
4.2 Shear Strength of Wall Structures 171
4.2.1 Failure Modes of Wall Structures 172
4.2.2 Numerical Procedure 174
4.2.3 Verification 188
4.2.4 Effect of Wall Openings 198
4.2.5 Example: Shear Strength of Safety-related Auxiliary Building in Nuclear Power Plants 202
4.2.6 Comparison with Finite Element Model 208
4.3 Shear-Friction Strength of Squat Walls 220
4.3.1 Numerical Procedure 222
4.3.2 Verification 226
4.4 Summary 240
Chapter 5. Seismic Fragility Analysis of a Safety-related Wall Structure in Nuclear Power Plant 245
5.1 Seismic Fragility Concept 245
5.1.1 Fragility Model 247
5.1.2 Approximate Second Moment Procedure 251
5.1.3 Latin Hypercube Simulation 253
5.2 Target Structure and Fragility Variables 257
5.2.1 Target Structure 257
5.2.2 Fragility Variables 258
5.3 Variabilities in Seismic Demand 262
5.3.1 Input Ground Motion 262
5.3.2 Horizontal and Vertical Peak Response Variability 265
5.3.3 Probabilistic Site Response Analysis 266
5.3.4 Probabilistic Seismic Response Analysis 275
5.4 Variabilities in Seismic Capacity 281
5.4.1 Wall Shear Strength 282
5.4.2 Inelastic Energy Absorption Factor 284
5.5 Fragility Curve 309
5.5.1 Fragility Curve with Median and HCLPF Capacity 311
5.5.2 Contribution of Fragility Variables 313
5.6 Summary of the Seismic Fragility Analysis 318
Chapter 6. Summary and Conclusions 320
6.1 Summary 320
6.2 Conclusions 324
6.3 Recommendations for Future Research 327
References 329
Appendix A. Verification of the Simplified MCFT 344
Appendix B. Wall Database 353
Appendix C. Matlab Code: Shear Strength Calculation of Walls with Boundary Elements 368
Appendix D. Matlab Code: Shear Strength Calculation of Squat Walls 372
Appendix E. Spectrally Equivalent Ground Motion Set 376
초 록 381

참고문헌 (Reference)

1 Malhotra , P.K., "Cyclic-demand spectrum", Vol . 31 , pp . 1441-1457, 2002

2 Elghadamsi , F.E . and Moraz , B. ,, "Inelastic Earthquake Spectra", Vol . 15 , pp.91-104 ., 1987

3 Bentz , E. C. , and Collins , M. P., "Updating the ACI Shear Design Provisions", Vol . 39 , No . 9 , pp . 33-38 ., 2017

4 Miranda , E., "Site-Dependent Strength Reduction Factors", Vol . 119 , No . 12 , pp . 3503-3519, 1993

5 Birkeland , P. W. , and Birkeland , H. W. ,, "Connections in Precast Concrete Construction", Vol . 63 , No . 3 , pp . 345- 368 ., 1966

6 Vecchio , F. J. , and Collins , M. P., "Compression Response of Cracked Reinforced Concrete", Vol . 119 , No . 12 , pp . 3590-3610 ., 1993

7 Saiidi , M. and Sozen , M. A. ,, "Simple nonlinear seismic analysis of R/C structures", Vol . 107 , No . 5 , pp . 937-53 ., 1981

8 Wood , S. L., "Shear Strength of Low-Rise Reinforced Concrete Walls", Vol . 87 , No . 1 , pp . 99-107 ., 1990

9 Kalkan , E. and Kunnath , S. K., "Effective Cyclic Energy as a Measure of Seismic Demand", Vol . 11 , No . 5 , pp . 725-51 ., 2007

10 Lai , S. P. and Biggs , J. M., "Inelastic Response Spectra for Aseismic Building Design", Vol.106 , No . 6 , pp . 1295-1310 ., 1980