원자력 발전은 화력발전에 비해 비교적 CO2 배출량이 적고, 천연 가스에 비해 적은 건설 비용 및 재료 비용이 든다는 장점을 갖고 있다. 또한, 친환경 에너지와 같이 외부 요인에 큰 영향 없이 안정적으로 전력을 공급할 수 있다는 장점이 있다. 이러한 장점들로 인해 세계적으로 원자력 발전이 많이 활용되고 있으며, 에너지 발전량의 높은 비율을 차지하고 있다. 특히, 대한민국에서는 지리적인 불리함으로 인해 친환경에너지를 통해 충분한 에너지를 확보하기 어렵기 때문에 원자력 발전의 역할이 매우 중요하다고 볼 수 있다. 하지만, 지진과 같은 외부 하중으로 인해 중대 사고가 발생하는 경우, 방사능 유출로 인해 해당 지역뿐만 아니라 주변 국가까지 매우 치명적인 피해를 야기할 수 있다. 따라서, 원자력 발전 분야의 지속적인 발전과 유지를 위해서는 사고 발생을 낮추기 위해 구조물의 안전성을 철저히 검토해야 할 필요가 있다.
본 연구는 시험적으로 접근하기 어려운 원자로 용기 및 내부구조물에 대한 지진 응답을 분석하기 위한 유한요소해석 방안을 정립하는 것을 목표로 진행되었다. 특히, 기존 수행되어오던 연구와 달리 3-D 유한요소해석모델을 바탕으로 지진해석을 수행하여 상세 형상을 반영함으로써 정확한 응력 해석 결과를 도출하고자 하였으며, 또한, 원전 가동 시 발생하는 냉각재의 유동으로 인해 발생하는 수력하중의 영향을 고려하여 지진응답을 분석함으로써 운전기준지진에 대한 구조 안전성을 검토할 수 있도록 하였다. 이를 위해, 다음과 같은 과정을 통해 연구가 진행되었다.
첫째, 지진 해석을 수행하기 위한 정확한 유한요소해석모델을 구축하였다. 유한요소해석을 통해 정확한 동해석 결과를 도출하기 위해서는 시스템의 정확한 동특성을 반영하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 원자로 용기 및 내부구조물의 정확한 동특성을 확보하기 위해 축소 모형을 구축하였으며, 이에 대한 모드 시험을 수행하여 축소 모형에 대한 동특성을 확보하였다. 이를 바탕으로 원자로 축소 모형의 유한요소해석모델을 구축하였으며, 상사성 이론을 바탕으로 실제 원자로의 동특성을 반영하는 유한요소해석모델을 확보하였다.
둘째, 구축된 유한요소해석모델을 바탕으로 지진 해석을 수행하였다. 지진 해석을 수행하기 위한 방안으로는 크게 응답스펙트럼해석과 시간이력해석 방법이 있으며, 보다 정확한 해석 결과의 도출을 위해 시간이력해석 방법을 통해 원자로 용기 및 내부구조물의 지진 응답을 도출하였다.
셋째, 운전 중 발생하는 냉각재의 유동 하중에 대한 구조 응답을 도출하였다. 냉각재의 유동은 펌프 맥동 하중에 의해 발생하는 주기적인 수력하중과 난류에 의해 발생하는 비주기적인 수력하중으로 분류할 수 있다. 본 연구에서는 펌프 맥동 하중에 대한 구조 응답을 도출하기 위해 조화해석을 수행하여 구조 응답을 도출하였다. 또한, 유체 요소에 대한 시간이력해석을 수행하고 도출된 유체 압력을 파워 스펙트럼 밀도 형태로 변환하여 구조물에 인가함으로써 난류에 의한 구조 응답을 도출하였다.
최종적으로 각각의 하중으로부터 도출된 구조 응답을 합쳐 운전 중 발생하는 수력하중을 고려한 지진 응답을 도출하였다. 이 과정에서 변위기반 응력 중첩방안을 개발하였으며, 이를 통해 지진응답과 주기적인 수력하중에 대한 구조 응답 합산에 적용함으로써 단순 응력 합산 과정에서 발생하는 보수성을 줄이고, 보다 정확한 구조 응력을 도출할 수 있도록 하였다.
본 논문에서는 제안된 지진 해석 방법과 이 과정에서 정립된 변위 기반 응력 중첩 방법은 다중 하중을 받는 구조물에 대한 다양한 분야의 연구에 적용되어 구조 건전성 평가에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.

Nuclear power generation is being utilized globally, and it accounts for a high
percentage of energy generation. In particular, the role of nuclear power generation is very important in Korea because it cannot secure enough energy through eco-friendly energy due to its geographical disadvantage. However, if a serious accident occurs due to an external load such as an earthquake, radiation leakage may cause very serious damage not only to the area but also to surrounding countries. Therefore, it is necessary to thoroughly examine the safety of the structure in order to lower the occurrence of accidents.
The purpose of this study is to establish a methodology to analyze seismic response of reactor vessel and internals which are difficult to approach experimentally. In particular, we tried to derive accurate stress analysis results by reflecting the detailed shape by performing seismic analysis based on 3-D finite element analysis model. Also,the structural safety to the earthquake can be examined by considering the influence of the hydraulic load under operating condition. To achieve the purposes, the research was conducted through the following process.
Firstly, an accurate finite element analysis model was constructed to perform dynamic analysis. In order to derive accurate dynamic analysis results through finite element analysis, it is important to reflect the exact dynamic characteristics of the system. In this research, a 1/10 scale-down model was constructed to secure the exact dynamic characteristics of the reactor vessel and internals, and the dynamic characteristics of the scale-down model were secured by conducting modal experiments. Based on this, a finite element analysis model of the 1/10 model was constructed and a finite element analysis model reflecting the dynamic characteristics of the actual reactor was obtained based on the scale similarity theory.
Secondly, seismic analysis was performed based on the finite element analysis model.
Generally, the response spectrum analysis and the time history analysis method are used to perform the seismic analysis. In this research, the seismic response of the reactor vessel and the internals were derived by using the time history analysis method for more accurate analysis results.
Thirdly, the structural response to the hydraulic load of the coolant generated during operation was derived. The flow of coolant can be divided into periodic hydraulic loads caused by pump pulsation loads and non-periodic hydraulic loads caused by turbulence.
In this study, the structural responses were derived by performing harmonic analysis to derive the structural response to the pump pulsation load. In addition, the time history analysis for the fluid region was performed, and the derived fluid pressure was converted to the power spectral density form and applied to the structure to derive the structural response by turbulence.
Finally, the structural response derived from each load was combined to derive an
earthquake response that takes into account the hydrodynamic loads that occur during
operation. In this process, the displacement-based stress superposition method was developed and applied to the summation of the structural response for seismic response and periodic hydraulic loads, thereby reducing the conservatism occurring in the simple stress summing process and deriving more accurate structural stress.
In this thesis, a methodology for analyzing seismic response considering the hydraulic load under the operating condition was proposed. The proposed seismic analysis method and the displacement-based stress superposition method are expected to contribute not only to the field of nuclear research, but also to the study of various research fields and contribute to structural integrity evaluation.