Seismic capacity evaluation of fire-damaged cabinet facility in a nuclear power plant

Tahmina Tasnim Nahar; Md Motiur Rahman; 김두기

doi:https://doi.org/10.1016/j.net.2020.09.004

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자료유형: 학술저널

저자정보: Tahmina Tasnim Nahar (Kunsan National University) Md Motiur Rahman (Kunsan National University) 김두기 (공주대학교)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제4호

발행연도: 2021.4

수록면: 1,331 - 1,344 (14page)

DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2020.09.004

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This study is to evaluate the seismic capacity of the fire-damaged cabinet facility in a nuclear power plant(NPP). A prototype of an electrical cabinet is modeled using OpenSees for the numerical simulation. Tocapture the nonlinear behavior of the cabinet, the constitutive law of the material model under the fireenvironment is considered. The experimental record from the impact hammer test is extracted troughthe frequency-domain decomposition (FDD) method, which is used to verify the effectiveness of thenumerical model through modal assurance criteria (MAC). Assuming different temperatures, thenonlinear time history analysis is conducted using a set of fifty earthquakes and the seismic outputs areinvestigated by the fragility analysis. To get a threshold of intensity measure, the Monte Carlo Simulation(MCS) is adopted for uncertainty reduction purposes. Finally, a capacity estimation model has beenproposed through the investigation, which will be helpful for the engineer or NPP operator to evaluatethe fire-damaged cabinet strength under seismic excitation. This capacity model is presented in terms ofthe High Confidence of Low Probability of Failure (HCLPF) point. The results are validated by the properjudgment and can be used to analyze the influences of fire on the electrical cabinet.

#Seismic capacity evaluation #Fire-damaged FEM #Modal assurance criteria #Fragility analysis #HCLPF point #Cabinet amplification factor

참고문헌 (53)

참고문헌 신청

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T. Sakurahara / 2018 / Methodological and practical comparison of integrated probabilistic risk assessment(I-PRA)with the existing fire PRA of nuclear power plants / Nucl. Technol 204:354~377

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