The reactor containment acts as a final barrier to prevent leakage of radioactive material due to the possible reactor accidents into external environment. Because of the functional importance of the containment building, the Structural Integrity Test (SIT) for Pre-stressed Concrete Containment Vessels (PCCVs) shall be performed to evaluate the structural acceptability and demonstrate the quality of construction. The acceptance criteria for SIT are based on the residual displacements after SIT and based on the gap between measured displacements and predicted displacements. Though the criteria significantly depend on the predicted displacements, there is no specific and objective methodology to predict the displacement. In addition, the gaps between measured displacements and predicted displacements have been large for several SIT tests conducted for containments constructed in recent decades. In this dissertation, the standardized guideline performing finite element analysis to predict displacements under SIT pressure loadings is suggested including important notes to evaluate magnitudes and distribution of stiffness all over a PCCV. The propriety and applicability of the suggested guideline was verified by the fact that the predicted displacements based on the suggested guideline have good agreements with the measured displacements during the SITs of the 2 commercial containments. In addition, the guideline to evaluate capacities of PCCVs under over-pressurization up to beyond design basis level is also suggested with consideration of important factors, which have been overlooked in previous studies, based on the analysis of SIT and Limit State Test (LST) of the 1:4 scale model. Especially, the modeling methodology to simulate interactive behaviors between unbonded tendon and duct is developed. In addition, the effects of un-bonded tendon ducts on the behavior of PCCVs, both in design level and beyond design level, were studied thoroughly in view of no stiffness inside duct hole and strain concentration (or stress concentration) near duct hole.
원자로 격납건물의 설계압력 수준 하에서의 거동의 적합성을 확인하기 위해 구조건전성 시험을 수행한다. 프리스트레스트 콘크리트 격납건물(PCCV, Pre-stressed Concrete Containment Vessel)에 대한 구조건전성 시험은 설계 압력 115% 수준의 내부 압력을 가한 후, 다시 감압하는 과정에서의 측정 변위와 예상변위의 비교/분석, 잔류 변위 크기를 검토하는데, 예상변위 산정에 대한 객관적 절차가 없음에 따른 혼란과 예상변위와 측정변위간 편차가 크게 나타나는 문제가 지속되어 왔다. 이에 따라, 본 논문에서는 예상변위를 산정하기 위한 핵심 과정인 구조물의 강성 크기와 분포를 실질적으로 모사하기 위한 유한요소해석 모델 구성 단계별 유의사항을 포함한 표준화된 절차를 제시하고, 이에 근거한 해석에 의한 예상변위가 실제 상업 원전 2개 호기 격납건물의 구조건전성시험 시의 측정변위들과 상당히 근사함을 확인함을 통해 제시된 절차의 타당성을 입증하였다. 또한, 원자로 격납건물 1:4 축소모델의 구조건전성시험 및 한계상태시험 결과 분석을 통해 설계기준 초과 압력 하에서의 격납건물 내압성능 혹은 강도 평가 과정에서 기존 연구들에서 간과된 중요 인자들을 분석하였다. 특히, 비부착식 긴장재 프리스트레스트 격납건물의 텐던과 덕트 사이의 상호거동 모델링 방법 개발과 덕트 내부의 무강성에 따른 강성 저하 및 응력 집중현상 분석을 통해 설계기준 및 설계기준초과 압력 하에서의 격납건물의 강성 및 강도, 그에 따른 성능 평가 시에 이를 합리적으로 고려하는 방안과 절차를 제안하였다.
