면진시스템의 적용은 일반시설물인 건축, 토목구조물에서는 오래전부터 적용되어 왔으나 원전 구조물에 대한 적용실적은 미미한 실정이다. 특히, 더 이상 지진의 안전지대가 아닌 국내의 경우에는 적용된 사례가 없다. 이러한 이유는 일반산업에서 사용되는 면진장치의 특성을 원자력발전소에 적용하기에는 면진장치의 성능이 국내·외의 규제지침 및 요구성능에 도달하지 못하였기 때문이다.
원전 구조물의 경우에는 설계초과지진에 대한 전단 변위 수용이 가능하여야 하며 일반적으로 사용되는 면진장치는 감쇠 효과가 미소함으로 지진하중에 대한 에너지 흡수 능력이 부족하다. 또한 일반 기준과 달리 지진 시 어떠한 경우에도 면진장치의 손상이 발생되어서는 안 되는 것으로 국외의 원자력발전소 면진설계 기준 및 규제기관에서 제시하고 있다.
원전 구조물의 면진 적용을 위해서는 일반적으로 적용되는 면진장치의 성능개선이 필요하며, 본 연구에서는 원전 구조물의 면진층에 대한 적절하고 실용적인 면진장치 배치를 위해 고성능 면진장치를 개발하고 이를 적용하기 위한 다양한 성능검증을 수행하였다. 또한 시험결과를 통해 장치 설계에 대한 개선된 설계식을 제안하였다.
원자력발전소에 대한 납면진받침의 적용성 및 개선방안을 평가하기 위해 일반산업에 적용되고 있는 실규모 저경도 납면진받침의 기본 특성시험, 의존성 특성, 한계성능 시험 등을 실시하였다. 특히 면압의 변화에 따른 의존성은 고무소재의 특성인 2차 강성의 변화가 가장 크게 발생되었다. 또한 온도의 변화에 따른 의존성은 전단특성의 특성강도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 나타났으며, 한계성능에 대한 전단 변형능력은 약 340%로 원자력 구조물에 대한 적용을 위해서는 납면진받침의 기계적 성능에 가장 큰 영향을 미치는 고무소재의 성능개선이 필요한 것으로 나타났다.
원전 구조물의 납면진받침 적용을 위한 개발 방안으로 고무소재의 전단탄성계수 증대와 납플러그의 다축화를 동시에 제안하였으며, 먼저 고무소재의 성능개선에 따른 소재 시험 및 장치 특성시험을 통해 고무소재의 목표 전단탄성계수인 0.5MPa에 부합하는 고무소재를 도출하였다. 또한 실규모 장치의 검증 시험을 통하여 개선된 고무소재의 전단탄성계수가 목표에 부합되는 것으로 평가하였다.
납플러그의 다축화를 위해 해석을 통한 최적 조건을 평가하였으며, 장치의 설계값 및 해석 결과의 분석을 통하여 비교적 잘 일치하는 것을 확인하였다. 검증된 해석 모델을 다양한 변수 조건을 통해 해석한 결과에 따르며 각 구성요소의 응력분포 및 최대응력결과를 바탕으로 r/2 지점에 4개의 납플러그가 배치된 모델이 가장 적합한 것으로 평가되었다.
해석 결과에 대한 최적모델의 성능을 검증하기 위해 실규모에 준하는 크기의 다축 납면진받침을 제작하여 특성시험을 수행하였다. 성능검증 결과, 기본 특성인 압축특성과 전단특성 값이 모두 기준을 만족하였으며, 특히 전단특성의 경우 설계값에 매우 근접한 결과가 나타났다. 또한 다축 납면진장치의 한계성능은 전단변형률 450% 이상의 성능이 나타났다.
일반건축물에 적용되는 납면진받침의 면압의존성 시험결과를 참조하여 다축 납면진받침에 대한 면압의존성 시험을 수행하였다. 시험결과를 통해 원전 구조물의 지진 거동 시 유발될 수 있는 수직하중의 변동에 따른 영향에 대하여 면압의존성을 반영한 개선된 전단특성 설계식을 제안하였다.
다축 납면진받침의 사용영역에 대한 결과는 다양한 면압 및 전단변위 조건에 대한 전단특성시험 및 한계성능시험을 수행하여 사용 면압의 약 3.84배에 해당되는 50MPa을 기준으로 최대 전단변형률인 400%까지의 안정 영역을 도출하였다.
원전 구조물용 납면진받침의 성능검증을 위하여 실규모의 다축 납면진받침을 설계 및 제작하여 기본 특성 및 한계성능을 평가한 결과, 설계값의 오차범위를 모두 만족하는 결과가 나타났다. 또한 2축 동시 가력에 따른 한계성능 시험결과는 설계변위와 비교하여 최대 440%의 한계성능을 달성하였으며, 파괴모드는 접착면의 고무층 파단에 의한 이상적인 파단 형상이 나타났다.
본 연구에서 개발된 원전 구조물용 다축 납면진받침의 지진 저감 효과를 평가하기 위해 원전 구조물의 3차원 해석 모델을 이용하여 시간이력해석을 수행하였다. 해석 결과, 입력 지진파의 최대 지반가속도와 비교하였을 때 응답가속도는 구조물의 상부로 갈수록 다소 증가하지만 입력가속도와 비교하였을 때 가속도 저감효과는 전체적으로 60% 이상의 효과가 나타났다.

The application of base isolation systems has long been prevalent in general facilities such as buildings and civil structures. However, the history of their application in nuclear power plants remains short and sparse. This is especially true in South Korea, where no base isolation system has ever been applied in a nuclear power plant. This is because seismic isolators previously used in general facilities did not fulfill the standards of regulatory guidelines and required performance for application in nuclear power plants in South Korea and other countries.
To be installed in nuclear power plants, seismic isolators must be able to accommodate shear displacement for beyond design-basis earthquakes. Seismic isolators used in general facilities have smaller damping effects, leading to inadequate energy absorption capacities for seismic load. Moreover, unlike the requirements for general facilities, international seismic isolation design guidelines for nuclear power plants state that the seismic isolator must not be susceptible to damage under any circumstance.
The application of seismic isolation systems to nuclear power plants requires the improvement of the performance and practicality of general use seismic isolators. This study aimed to develop a high performance seismic isolator for appropriate and practically applicable seismic isolator arrangements within the seismic isolation layers of nuclear power plants. It also carried out a range of performance verifications required for the application of the developed design. Using the results of these tests, this study proposes an improved design equation for the design of seismic isolators.
To understand the applicability of and improvements to the seismic isolator for nuclear power plant application, tests were carried out on the compressive properties, shear properties, dependency, and ultimate shear properties of a full-scale low damping lead rubber bearing used in general facilities. Post-yield stiffness, a rubber material property, was most affected by changes in compressive strength, showing the greatest dependency on variable compressive stress. Meanwhile, characteristic strength showed the greatest dependency on variable temperature. Ultimate performance for shear deformation capacity was at approximately 340%, showing that the greatest need for improvement was in the performance of the rubber material, which has the greatest impact on the mechanical performance of the lead rubber bearing.
As a practical plan for the application of lead rubber bearings to nuclear power plants, this study proposes the increasing of shear modulus in the rubber materials and the application of multi-lead plugs. Material tests and isolator tests were conducted upon performance improvements in the rubber material to derive a rubber material that satisfied the target shear modulus of 0.5MPa. Validation tests on the full-scale isolator showed that the shear modulus of the improved rubber material satisfied the target.
For the implementation of multi-lead plugs, optimal factors were derived through analysis. The design values and analysis results for the isolator were compared to show good alignment between the two. Analyzing the verified analysis model using various parameters, a 4 lead plug model was shown to give the best stress distribution and maximum stress results.
To verify the performance of the optimal model from the analysis results, a full scale multi-lead rubber bearing was fabricated and a test of its characteristics was conducted. The performance verification revealed that the multi-lead rubber bearing fulfilled all criteria in compressive properties and shear properties. Moreover, the results for shear properties were almost identical to the design values. Ultimate performance was at 450% for shear strain.
Referring to compressive dependency test results for lead rubber bearings used in general buildings, a compressive dependency test was carried out for the multi-lead rubber bearing to propose a design equation that accounts for compressive dependency for axial loads surpassing the compressive stress of design, caused by variations in axial load, which may occur during the seismic behavior of nuclear power plants.
To calculate the area of applicability for multi-lead rubber bearings in practical use, a shear test and failure tests were carried out for variable compressive stress and share displacement conditions to derive stability regions for up to 400% of 50MPa shear strain, 3.84 times that of design axial stress.
This study designed and manufactured a full-scale multi-lead rubber bearing and conducted tests on its compressive and shear properties in order to verify its performance in practical use. The results of these tests satisfied the error ranges of all design values. The result of a failure test for bidirectional loading showed ultimate performance at 440% of design displacement with an ideal failure mode, caused by fracture of the rubber layer in the adhesion area.
A time history analysis using a 3D analysis model of a nuclear power plant was carried out to evaluate the earthquake impact reduction effect of the multi-lead rubber bearing designed for application of nuclear power plant in this study. The results showed that the response acceleration went up to a certain extent in the higher parts of the structure compared to the peak ground acceleration of the input earthquake motion, but compared to the input acceleration, the reduction effect on acceleration was about 60% for the entire structure.