1. 서 론

원자력발전소의 지진안전성 평가는 발전소 설계 시 설계기준지진에 대한 구조적 건전성 확인에서 출발하였으나, 최근에는 설계초과지진 조건에서 구조물, 계통 및 기기(Structures, Systems and Components, SSCs)의 실제 내진여유도를 정량화하고 이를 발전소 수준의 리스크 평가에 반영하는 방향으로 발전하고 있다. 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment, PSA 또는 Probabilistic Risk Assessment, PRA)는 복잡한 원전 시스템에서 사고 발생 가능성과 그 영향을 체계적으로 평가하기 위한 방법론으로, 사업자와 규제기관은 PSA를 통해 복잡한 시스템의 위험기여 요소를 식별하고 위험도정보 기반 의사결정에 활용할 수 있다(U.S. NRC, 2020, 2024).

국내 가동원전의 경우 주기적 안전성평가(Periodic Safety Review, PSR), 계속운전 안전성평가, 사고관리계획서(Accident Management Plan, AMP), 확률론적 지진안전성평가(Seismic PSA, SPSA) 및 스트레스테스트(ST)와 연계하여 최신 기술기준에 부합하는 지진취약도 평가 근거가 요구되고 있다(ASME/ANS, 2009; IAEA, 2013; U.S. NRC, 2020). 국내 PSR 및 계속운전 안전성 평가에서는 원자로시설의 설계, SSC의 실제 상태, 결정론적 안전성분석, 확률론적 안전성평가, 위해도 분석, 기기검증 및 경년열화 등이 주요 평가항목으로 제시된다. 또한 사고관리계획서는 후쿠시마 사고 이후 중대사고 대응 능력 강화를 위해 2015년 원자력안전법 개정을 통해 운영허가 신청서의 첨부서류 및 허가기준으로 반영되었으며, 관련 개정규정은 2016년 시행되어 가동원전에 대해서도 사고관리계획서 제출의 법적 근거가 마련되었다(Republic of Korea, 2015).

지진취약도 평가는 특정 지진동 수준에서 대상 SSC가 기능상실 또는 구조적 파손에 도달할 조건부 확률을 정량화하는 절차이다(EPRI, 1994, 2018). EPRI의 지진 PRA 절차에서는 지진취약도 계산을 특정 지진동 수준에서 구조물 또는 기기 파손의 조건부 확률을 추정하는 것으로 정의하고, 취약도 곡선을 일반적으로 중앙값 지진성능과 불확실성 인자로 표현하는 로그정규분포 기반 모델로 구성한다(EPRI, 1994, 2018). 이와 함께 실무 평가에서는 HCLPF(High Confidence of Low Probability of Failure)가 대표적인 내진성능 지표로 사용되며, HCLPF는 일반적으로 95% 신뢰수준에서 파손확률이 5%인 지진성능으로 해석된다(EPRI, 1991, 2018).

지진취약도 평가의 중요성은 특히 장기 가동원전에서 더욱 강조된다. 장기 가동원전의 안전관련 구조물은 최초 설계 당시의 해석모델, 하중조건, 내진설계 기준에 기반하여 평가되었으나, 현재의 지진 PSA 체계에서는 구조물별 실제 설치상태, 현장답사 결과, 접합 상세, 정착부 상세 및 주요 하중전달경로를 반영한 추적 가능한 계산근거가 요구된다(ASME/ANS, 2009; EPRI, 2018; U.S. NRC, 2020). 기존 평가자료가 결과 요약 중심으로 존재하거나, 상세 계산근거가 충분히 문서화되어 있지 않은 경우에는 최신 기술기준에 따른 재평가 또는 인허가 대응에 한계가 발생할 수 있다.

본 연구의 대상은 중수형 원전에 설치된 안전관련 철골 지지구조물이다. 해당 구조물은 주요 안전관련 배관, 밸브 계통과 관련된 기기, 배관 부속설비 및 운전, 정비용 플랫폼을 지지하는 구조적 기능을 수행한다. 설계초과 지진 시 구조물 자체의 손상뿐 아니라 기기지지 기능 상실, 배관 지지조건 변화, 접합부 및 정착부 손상 등이 발전소 안전기능에 영향을 줄 수 있으므로, 구조부재 단위의 응력 검토만으로는 충분하지 않다. 따라서 본 연구에서는 구조부재, 철골 접합부 및 정착부를 포함하는 하중전달경로별 파손모드를 고려하여 설계초과지진을 대비한 HCLPF 기반 지진취약도 평가를 수행하였다.

본 연구에서는 중수형 원전 안전관련 철골 지지구조물에 대한 설계문서와 내진 현장답사(seismic walkdown)를 반영한 3차원 내진해석을 수행하고, 고유치 해석을 통해 기존 설계자료와의 동특성 차이를 검토 및 모델의 적절성을 확인하였으며, 주요 파손모드별 요구성능과 내력을 산정하여 대상 구조물의 내진성능을 평가하였다. 결과적으로 본 연구의 주요 기여는 중수형 원전 안전관련 철골 지지구조물의 내진성능을 개별 철골 부재의 강도에 한정하지 않고 구조부재, 접합부, 정착부로 이어지는 전체 하중전달경로를 대상으로 평가하였다는 점에 있다. 설계문서와 내진 현장답사 결과를 반영한 3차원 해석모델을 이용하여 각 구성요소의 HCLPF 내진성능을 비교하였으며, 이를 통해 철골 부재보다 정착부 콘크리트의 국부 파손이 전체 구조물의 내진성능을 지배할 수 있음을 확인하였다.

2. 지진취약도 평가 기술기준 및 방법론

2.1 확률론적 안전성평가와 지진 PSA

PSA는 원전에서 발생 가능한 사고 시나리오를 사건수목, 고장수목 및 확률모델을 통해 평가하고, 사고 발생빈도와 결과를 정량화하는 방법론이다(U.S. NRC, 2024). PSA는 평가 범위에 따라 노심손상빈도(CDF)를 평가하는 Level 1부터 격납건물 성능과 대량조기방출빈도(LERF)를 평가하는 Level 2, 부지 외부 대중 위해도를 평가하는 Level 3으로 구분된다.

지진 PSA는 외부재해 PSA의 주요 분야 중 하나로서, 지진재해도, 지진응답 및 SSCs 취약도, 사고시퀀스 모델을 결합하여 지진으로 인한 발전소 수준의 리스크를 산정한다(EPRI, 2018). 이때, 구조물의 지진취약도는 단일 구조물의 안전성 평가에 그치지 않고, 해당 구조물이 지지하거나 보호하는 기기, 배관, 전기 및 계측 설비의 기능상실 가능성과 연계된다. 따라서 지진 PSA에서 구조물 취약도는 구조해석 결과, 현장답사 결과, 파손모드 선정, 내력 산정 및 불확실성 평가를 통합하여 평가되어야 한다.

ASME/ANS PRA 표준은 원전 PSA의 기술적 적절성을 판단하기 위한 대표적인 평가방법론이다(ASME/ANS, 2009; U.S. NRC, 2020). ASME/ANS PRA 표준은 원전의 출력운전 상태에서 내부 및 외부재해에 대한 Level 1 PRA 요구사항과 LERF 평가에 필요한 제한적 Level 2 PRA 요구사항을 제시하고 있다. 미국 NRC의 Regulatory Guide 1.200 Rev.3에서도 ASME/ANS RA-Sa-2009의 요구사항을 예외 및 보완사항과 함께 인정하는 방식으로 PRA의 기술적 적절성 평가 접근법을 제시하고 있다(U.S. NRC, 2020).

2.2 지진취약도 평가 현황 및 기술기준 변화

가동원전 지진취약도 평가는 신규 원전 설계단계의 내진설계와 달리, 실제 시공상태와 장기간 운전 중 변경사항을 반영해야 한다는 특징을 가진다. 설계 당시 구조해석 모델은 설계기준 검증을 목적으로 단순화되어 있을 수 있으며, 지진 PSA에 필요한 상세 파손모드별 지진성능 산정에는 추가적인 모델 보정이 요구될 수 있다. 특히 철골 지지구조물은 부재 자체의 강도뿐 아니라 가새 배치, 접합부 상세, 프레임 릴리즈 조건, 플랫폼 및 외장재 하중, 기둥 정착부 상세가 지진응답과 내진성능에 직접적인 영향을 미친다.

가동원전의 지진취약도는 지진안전성 평가 측면에서 여러 차례 수행되었으나 평가 방법론이나 기술기준이 변경되면 재평가하는 것이 일반적이다. 따라서 본 연구에서는 현행 평가방법론인 ASME/ANS RA-Sa-2009 품질수준에 맞는 지진취약도 평가를 수행하고자 한다. 현행 기술기준에 적합한 지진취약도 평가를 위해 대상 구조물의 설계도면과 실제 현장상태의 일치성 확인을 위해 내진 현장답사 결과를 구조해석 모델에 반영해야 한다. 구조물의 구조부재 중심의 평가만으로는 지진 시 기능상실을 유발할 수 있는 접합부, 앵커, 콘크리트 정착부 파괴 및 전단저항 요소의 취약성을 충분히 반영하기 어렵다. 그리고 지진 PSA 입력자료로 사용하기 위하여 단순 안전율이 아니라 HCLPF 또는 취약도 곡선 형태의 정량적 결과가 필요하다. 이러한 가동원전 취약도 평가의 요구사항은 관련 기술기준과 방법론이 발전해 온 과정과 밀접하게 연관된다.

원전 리스크 평가의 출발점은 1970년대 중반의 확률론적 안전성 연구로 볼 수 있다. 1975년에 발행된 WASH-1400의 Reactor Safety Study는 원전 사고 리스크를 확률론적으로 평가한 초기 대표 연구로 평가되며, 이후 PRA 방법론 발전의 계기가 되었다(U.S. NRC, 1975). 또한 기존 원전의 지진안전성 평가와 관련하여 NUREG/CR-0098은 원전에 대한 지진검토 기준과 설계개념을 제시한 주요 문헌으로 활용되었다(U.S. NRC, 1978). 이 보고서는 기존 원전에 대해 당시의 절차를 고려하여 지진재해도를 재검토할 필요가 있음을 언급하고, 지진해석 및 보강 검토에 필요한 기준을 제공하였다.

1980년대 이후에는 안전정지 기기의 내진검증과 외부재해 취약성 평가가 본격화되었다. USI A-46은 운전중 원전의 기계, 전기기기 내진검증 문제와 미해결 안전현안으로 지정되었고, 이후 SQUG Generic Implementation Procedure(GIP)를 활용한 경험기반 내진검증 방법론이 정립되었다(SQUG, 1992). 또한 NRC는 Generic Letter 88-20 Supplement 4를 통해 각 원전이 외부재해에 의한 중대사고 취약성을 식별하기 위한 Individual Plant Examination of External Events(IPEEE)를 수행하도록 요청하였으며(U.S. NRC, 1991a), NUREG-1407은 IPEEE 수행 및 제출 지침을 제공하며, 외부재해에 대한 원전 취약성 검토의 절차적 기반을 마련하였다(U.S. NRC, 1991b).

지진여유도 평가와 지진취약도 평가는 이후 EPRI 지침을 통해 실무적으로 체계화되었다. EPRI NP-6041은 원전 지진여유도 평가 방법론을 제시한 대표 문헌이며, EPRI TR-103959는 지진취약도 개발 방법론을 정리한 핵심 문헌으로 활용되어 왔다(EPRI, 1991, 1994). 이후 EPRI 1002988, EPRI 1019200 및 EPRI 3002012994 등은 지진취약도 및 지진여유도 평가 지침을 보완하면서, 지진 PSA에서 구조물과 기기의 취약도를 평가하기 위한 실무 기준을 확장하였다(EPRI, 2002, 2009, 2018). 최근 지진 PSA의 방법론은 단순 선별이나 결정론적 내진여유도 확인에서 벗어나, 지진재해도, 구조응답, SSCs 파손모드, 사고시퀀스, 운전원 행위, 민감도 및 불확실성을 통합적으로 고려하는 방향으로 발전하고 있다(EPRI, 2018).

2.3 지진취약도 평가 방법론 개요

국내 가동원전의 지진취약도 평가는 적용 시기와 사용된 기술기준에 따라 대체로 세 단계로 구분할 수 있다. 첫 번째는 해외 자문 및 초기 연구방법론에 기반한 평가단계로, 구조물 및 기기별 보수적 선별과 대표 SSCs에 대한 제한적 취약도 산정이 중심이었다. 두 번째 단계는 EPRI TR-103959 등 지진취약도 방법론을 본격적으로 적용하면서 HCLPF 산정과 SSCs별 평가 근거를 확장한 단계이다(EPRI, 1994). 세 번째 단계는 ASME/ANS PRA 표준 및 최신 EPRI 지침을 반영하여 지진 PSA의 품질요건, FMEA 기반 선별, 상세 현장답사, 민감도 및 불확실성 평가를 강화하는 단계이다. ASME/ANS 및 EPRI 지침은 지진 PSA의 기술적 적절성과 SSCs 취약도 산정의 추적성을 강화하는 방향으로 지속적으로 개정 및 보완되고 있다(ASME/ANS, 2009; EPRI, 2018; U.S. NRC, 2020).

이러한 방법론 변화는 본 연구의 필요성을 뒷받침한다. 따라서 본 연구에서는 중수형 원전의 철골 구조물에 대한 지진취약도 평가를 위해 최신 지진 PSA에서 요구하는 계산근거, 현장상태 반영, 접합부 및 정착부 파손모드 평가를 통해 HCLPF 산정의 적합성을 확보해야 한다.

3. 철골 지지구조물 내진해석

3.1 대상 구조물 개요

본 연구의 대상 구조물은 중수형 원전에 설치되는 안전관련 철골 지지구조물이다. 해당 구조물은 원전의 주요 안전관련 배관, 밸브 계통과 연결된 기기 및 부속설비를 지지하며, 운전 중 계통의 격리, 방출 또는 압력제어 기능과 관련된 주요 설비의 지지조건을 제공한다. 따라서 지진 발생 시 구조물의 변형 또는 손상은 단순한 국부 부재 파손에 그치지 않고, 지지 대상 기기와 배관의 기능 유지에 영향을 미칠 수 있다.

대상 구조물은 다음의 관점에서 평가 대상으로 선정되었다. 첫째, 안전관련 배관, 밸브 계통의 지지기능을 담당하여 구조물 손상이 지진 유발 기기 기능상실과 직접 연계되므로 SPSA 지진장비목록(SEL) 관점에서 우선순위가 높은 구조물이다. 둘째, 상부 철골 프레임-접합부-정착부로 이어지는 하중전달 경로가 명확하여 파손모드별 CDFM 평가의 대표 사례로 적합하다. 셋째, 장기 가동원전 구조물로서 최신 기술기준에 따른 재평가 수요가 있다.

대상 구조물은 기초부와 하부 지지부, 그리고 상부 철골 프레임으로 구성된 구조계로 이상화되었다. 하부 구조는 기초와 지반 사이의 하중 전달 및 상부 철골 프레임의 지지 역할을 수행하며, 상부 구조는 수직부재, 수평부재, 가새, 플랫폼, 보행로 및 외장재를 포함한다.

지진취약도 평가에서 고려한 주요 하중 전달 경로는 다음과 같다. 상부 철골 프레임은 기기하중, 플랫폼 하중, 외장재 하중 및 지진하중을 지지한다. 철골 접합부는 보, 기둥, 가새 및 수평부재 간의 하중전달을 담당하며, 용접부 또는 볼트 연결부의 전단 및 인장 파손이 주요 검토 대상이다. 기둥 정착부는 상부 철골 구조의 축력, 전단력 및 휨모멘트를 하부 구조로 전달하며, 앵커 인장파손, 앵커 뽑힘, 콘크리트 파열파괴, 전단러그의 지압파손 및 전단 파손이 잠재 파손모드로 고려된다(ACI, 2013).

3.2 3차원 내진해석 모델

대상 구조물의 3차원 내진해석 모델은 범용 구조해석 프로그램인 SAP2000을 이용하여 구축하였다(Fig. 1). 해석모델은 기초부, 하부 지지부 및 상부 철골 프레임으로 구성하였으며, 구조요소별 거동 특성을 고려하여 Solid, Shell, Frame 요소를 적용하였다. 기초부는 지반스프링과 연결되는 하부 경계조건을 반영하기 위해 3차원 Solid 요소로 모델링하고, 하부 지지부는 면내 및 면외 강성을 고려할 수 있는 Shell 요소로 이상화하였다. 상부 철골 프레임은 주요 기둥, 보, 가새 및 수평부재의 축력, 전단력, 휨모멘트 전달 특성을 반영할 수 있도록 선형 부재 요소로 구성하였다.

Fig. 1.

Numerical model for steel frame structure

지진취약도 평가 대상 구조물의 3차원 구조해석 모델의 완결성을 위해 설계문서 검토와 내진 현장답사를 통해 프레임 릴리즈 조건, 핀 접합 적용 부재, 수직가새 배치, 수평부재 배치, 국부좌표계 방향 및 기둥 단면 정보를 검토하였다. 참고로, EPRI 지진 PRA 절차에서도 현장답사는 기기 정착상태, 횡방향 지지조건 및 잠재적 상호작용을 확인하는 주요 단계로 제시하고 있다(EPRI, 2018).

하중조건은 구조물 자중, 기기하중, 플랫폼 및 보행로 하중, 외장재 및 지붕 하중, 적설하중, 지진활하중으로 구분하였다. 중량 기기는 실제 재하 위치와 하중 전달경로를 고려하여 절점하중 또는 분포하중으로 반영하였고, 경량 기기 및 비구조 부재는 부재별 선하중 또는 면하중으로 환산하였다. 지진활하중은 지진 시 동시 작용할 가능성이 있는 활하중의 일부를 질량으로 반영하는 방식으로 적용하였다. Fig. 2와 Fig. 3은 각각 지붕부 사하중과 기기 활하중의 재하 분포를 나타내며, 프레임 요소의 분포하중으로 재하하였다.

Fig. 2.

Roof load distribution for dead load

Fig. 3.

Equipment load distribution for live load

기초와 지반의 상호작용은 기초 저면에 지반스프링을 배치하여 반영하였다. 지반스프링은 수평, 수직, Rocking 및 Torsional 방향의 등가 강성으로 구성할 수 있으며, 감쇠항을 함께 고려한다. 기초 저면 절점은 Fig. 4와 같이 Rigid link로 연결하여 강체거동을 하도록 가정하였으며, 도심 위치에 ASCE/SEI 4에 따라 산정된 지반스프링을 배치하였다(ASCE/SEI, 2016).

Fig. 4.

Rigid link and soil spring

이에 따라 산정된 지반 스프링 강성 및 감쇠값은 Table 1, 2에 정리하였으며, 지반 특성의 변화에 따라 구조물 진동수에서의 스펙트럴 가속도 값은 약 2%의 차이가 발생함을 확인하였다. 원전 안전관련 구조물의 지진응답해석에서는 구조물-지반 상호작용, 입력지진, 감쇠비, 질량모델링 및 모드조합 방식이 응답스펙트럼 및 시간이력 해석 결과에 중요한 영향을 미친다. ASCE/SEI 4는 안전관련 원전 구조물의 지진해석을 위한 요구사항을 제시하는 대표 기준으로 활용된다.

구축된 모델의 동특성을 구조물 설계문서의 결과와 비교하기 위해 모드해석을 수행하였다. 수평방향 1차모드의 경우 설계 보고서에서는 지반조건에 따라 2.42~2.46Hz로 제시하고 있으며, 본 연구에서 구축한 모델은 2.04~2.08Hz로 확인되었다. 설계 대비 약 15% 낮은 고유진동수는 두 모델의 구축 목적과 조건 차이에서 기인하는 것으로 분석된다. 설계 단계의 해석모델은 설계기준 검증을 목적으로 작성된 반면, 본 연구의 모델은 설계문서 검토와 내진 현장답사를 통해 확인된 실제 설치상태를 가능한 상세히 반영하여, 질량모델링, 부재 및 접합조건, 하부구조 이상화 등에서 차이가 발생할 수 있다. 특히 대상 구조물은 장기 가동원전 구조물로서 설계 당시의 해석모델 자체는 확보되지 않았으며, 본 연구에서는 확보 가능한 설계 정보를 기반으로 기기하중, 플랫폼 하중, 외장재 하중, 지진활하중 등을 가능한 크게 반영하는 방향으로 하중을 산정하여, 이에 따라 모델의 질량이 증가하여 고유진동수가 낮게 산정된 것으로 판단된다.

4. 철골 지지구조물의 지진취약도 평가

4.1 CDFM 기반 지진취약도 평가

본 연구에서는 평가 대상 철골 지지구조물의 지진취약도 평가를 위해 보수적 결정론적 파손여유도 방법(Conservative Deterministic Failure Margin, CDFM)을 적용하였다. CDFM은 지진여유도 평가(Seismic Margin Assessment, SMA) 및 SPSA에서 SSCs의 HCLPF 성능을 산정하기 위해 널리 사용되는 방법이다(EPRI, 1991, 2018). CDFM 기반 HCLPF 산정식은 다음 식 (1)과 같이 표현될 수 있다.

여기서, FC는 강도계수, Fμ는 비탄성에너지흡수계수, PGARE는 기준지진의 최대지반가속도이다. CDFM 방법에서 FC는 기준지진 수준에서 산정된 탄성 지진수요와 내력 사이의 여유도를 나타낸다. Fμ는 파손모드가 탄성한계 이후에도 추가 변형능력 또는 에너지 흡수능력을 가질 수 있는지를 반영하는 계수이다. 따라서 HCLPF는 기준지진의 PGA에 대해 구조물이 보유한 탄성 여유와 연성 여유를 곱하여 산정한 내진성능으로 해석할 수 있다. 여기서, 강도계수 FC는 다음 식 (2)로 계산될 수 있다.

여기서, C는 대상 파손모드의 탄성 강도, DS는 기준지진에 의한 탄성 요구량, DNS는 고정하중, 활하중, 기기하중 등 비지진 하중에 의한 요구성능이다. 본 연구에서는 비탄성에너지 흡수계수(Fμ)를 강도계수(FC)에 곱하여 사용하는 대신, ASCE/SEI 43-19(ASCE/SEI, 2019)에서 제시하는 요구성능 저감계수인 Fμ를 지진 요구성능을 낮추는 계수 R로 적용하여(R=Fμ) 지진 요구성능을 DS'=DS/R로 정의하여 사용하였다. 적용 값은 ASCE/SEI 43-19의 Table 5-1에서 일반 중심가새골조의 Limit State B에 해당하는 값(2.0)을 사용하였다. NUREG/CR-0098에서 제시하는 평가용 스펙트럼과 내진해석에 사용된 설계지진의 차이를 보정하기 위한 스케일 계수(Fscale=Sadesign/SaCR0098)를 사용하여 강도계수를 보정하였으며(U.S. NRC, 1978), 설계 및 평가 지진응답 스펙트럼을 Fig. 5에서 비교하였다.

Fig. 5.

Comparison of design and NUREG/CR-0098 spectrum

4.2 구조부재 파손모드에 대한 지진취약도 평가

구조부재 파손 평가는 상부 철골 프레임을 구성하는 보, 기둥 및 가새 부재를 대상으로 수행한다. 해석모델에서 평가기준지진에 대한 부재력을 산정하고 비지진하중에 의한 축력 및 휨모멘트와 지진하중에 의한 증분 응답을 분리한다. 철골 부재의 주요 파손모드는 중간층(El. = 120.8m) 수평 보 부재의 축력-휨 조합파손으로 확인되었다.

구조부재의 지진 요구성능은 해석에 의한 부재력으로 산정하였으며, 부재 강도는 AISC 360-16의 Section H에 따라 평가하였다(AISC, 2016). 그 결과는 Table 3과 같으며, 이 파손모드에 대한 HCLPF는 0.583g로 평가되었다.

4.3 철골 접합부 파손모드에 대한 지진취약도 평가

철골 접합부는 보, 기둥, 가새 및 수평부재 사이의 지진하중 전달을 담당하며, 대표 취약부의 접합 상세를 검토하여 용접부 전단파손, 볼트 전단파손 등이 주요 파손모드로 확인되었다. 이 중 가장 취약한 파손모드는 El. = 120.8m에서 기둥, 보 및 가새를 연결하는 접합부의 용접부 전단파손으로 평가되었다. 접합부의 지진 요구성능은 해석에 의한 부재력으로부터 산정하였으며, 접합부 강도는 AISC 360-16의 Section J에 따라 평가하였다(AISC, 2016). 그 결과는 Table 4와 같으며, 이 파손모드에 대한 HCLPF는 0.956g로 평가되었다.

4.4 정착부 파손모드에 대한 지진취약도 평가

정착부는 상부 철골 프레임의 축력, 전단력 및 휨모멘트를 하부 구조로 전달하는 핵심 하중전달부이다. 따라서 정착부의 손상은 국부 파손에 그치지 않고 상부 구조의 지진하중 전달체계 전체에 큰 영향을 줄 수 있다. 여기서는 해석결과를 바탕으로 최대 인장력 및 전단력이 발생하는 대표 기둥 정착부를 선정하고, 앵커볼트의 강재 인장파손, 앵커볼트의 인발파손, 콘크리트 파열파괴, 전단러그의 지압파손, 전단에 의한 콘크리트 연단 파열 등을 주요 파손모드로 검토하였다. 이 중 가장 취약한 파손모드는 전단에 의한 콘크리트 연단 파열로 확인되었다.

정착부의 지진 요구성능은 해석에 의한 정착부 반력으로부터 산정하였으며, 정착부 강도는 ACI 349-13의 Appendix D에 따라 산정하였다(ACI, 2013). 그 결과는 Table 5와 같으며, 이 파손모드에 대한 HCLPF는 0.452g로 평가되었다.

4.5 지진취약도 평가 결과 요약

본 연구에서는 대상 구조물에 대해 구조부재, 철골 접합부 및 정착부를 주요 평가대상으로 선정하고, 각 평가 대상별 파손모드에 대한 CDFM 기반 HCLPF를 산정하였다. 평가 결과 구조부재 및 철골 접합부보다 정착부의 특정 국부 파손모드가 상대적으로 낮은 내진성능을 보이는 것으로 나타났다. 특히 정착부 파손모드 중 전단에 의한 콘크리트 연단 파열이 가장 낮은 내진성능을 나타내어 대상 구조물의 지배 파손모드로 평가되었다. 이는 상부 철골 프레임에서 발생한 수평 지진력이 기둥 정착부를 통해 하부 구조로 전달되는 과정에서, 전단수요가 정착부 주변 콘크리트 연단부에 집중되기 때문으로 판단된다.

따라서 본 연구에서 대상으로 한 철골 지지구조물의 내진성능은 정착부 전단에 의한 콘크리트 연단파손에 의한 HCLPF 값이 0.452g로 대표될 수 있다. 또한 EPRI에서 제시하는 하이브리드 방법(EPRI, 2018)에 따라 대표 불확실성 인자(βr = 0.24, βu = 0.26)를 적용하여 산정한 중앙값 성능 Am은 1.03g이며, 이에 따른 지진취약도 곡선은 Fig. 6과 같다. 대상 발전소의 설계기준지진의 PGA는 0.2g이며 주요 안전관련 구조물은 이 설계기준지진에 대해 설계되었다. 결과적으로 대상 구조물의 내진성능으로 대표되는 0.452g의 HCLPF는 설계기준지진의 PGA 대비 2배 이상의 충분한 내진성능을 확보하고 있는 것으로 확인되었다.

Fig. 6.

Fragility curve for anchorage failure

5. 결 론

본 연구에서는 중수형 원전에 설치된 안전관련 철골 지지구조물을 대상으로 지진취약도 평가를 위한 3차원 내진해석 모델을 구축하여 내진해석을 수행하고, CDFM 기반 HCLPF 평가 절차를 적용하였다. 대상 구조물은 주요 안전관련 배관, 밸브 계통과 관련된 기기 및 부속설비를 지지하는 구조물로서, 확률론적 지진 안전성평가의 구조물 취약도 입력자료 산정을 위해 평가 대상으로 선정하였다.

설계문서 및 내진 현장답사 결과를 반영하여 3차원 내진해석 모델 구축 및 내진해석을 수행하였으며, 구조물 자중, 기기하중, 플랫폼 하중, 외장재 하중, 지진활하중 등을 반영하였다. 지진취약도 평가는 CDFM 기반으로 수행하여 기준지진에 대한 지진요구성능 및 파손모드별 내력을 비교하여 강도계수 산정 및 내진성능을 평가하였다.

주요 평가 대상은 구조부재, 철골 접합부 및 정착부로 구분하였다. 파손모드별 HCLPF 평가 결과 정착부의 전단에 대한 콘크리트 연단 파열이 지배 파손모드로 평가되었으며, 가장 낮은 HCLPF를 갖는 지배 파손모드일지라도 설계기준 대비 충분한 내진성능을 확보하는 것으로 확인하였다.

본 연구에서 수행된 3차원 내진해석 모델 구축 절차와 CDFM 기반 HCLPF 평가 방법은 중수형 원전 안전관련 철골 구조물의 지진취약도 평가, 지진 PSA 입력자료 생산, 그리고 향후 내진성능 개선 우선순위 도출에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.