화력발전설비의 주요 손상 요인 중의 하나인 응력부식 균열 성장에 대한 확률론적 잔존 수명평가에 대하여 연구하였으며, 손상해석 및 수명평가에 확률해석 기법을 도입한 확률론적 수명평가 프로그램을 개발하였다. 확률론적 수명평가는 재료물성치, 형상, 하중조건, 운전조건 등과 같은 불확실성과 변동 가능성을 고려하여 해석을 수행하며, 일정 시간 운전후 구조물의 손상이 일어날 확률을 예측하는 것이다. 응력부식 균열 성장에 대한 확률론적 잔존 수명평가 연구를 통하여 확률론적 수명평가 기술의 기반을 구축하였으며, 다른 손상기구에 대한 확률론적 수명평가를 수행하여 발전설비에 발생하는 모든 손상에 대하여 확률론적 수명평가가 가능하도록 확대할 계획이다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.05a
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pp.520-526
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1997
WASH-1400[1]이 발간된 이후 수행되어왔던 많은 확률론적 안전성 평가 결과를 보면 노심손상빈도를 나타내는 사고경위 중 많은 부분이 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 확률론적 안전성 평가에서 인간행위를 다루는 것은 매우 중요하게 되었다. 그러나 인간신뢰도분석은 인간행위의 다변성(variability)으로 인해 인간행위의 모델링이 어렵고 데이타가 부족해 뚜렷한 방법론이 없어 분석시 분석자의 주관성이 개입될 여지가 있고 분석결과에는 많은 불확실성을 포함하고 있다. 노심손상빈도를 나타내는 사고경위에는 다수 인간행위가 있는 포함돼있는 단절집합을 얻게되는데 이러한 인간행위들 사이에는 기기의 공통원인 고장처럼 의존성이 존재한다. 이러한 의존성의 평가방법 또한 뚜렷하게 설정되어 있지 않은 형편이다. 이에 본 논문에서는 월성 2,3,4호기 확률론적 안전성 평가 모델에 고려되어있는 인간행위들의 인간오류 확률 값과 의존성 수준의 변화에 대한 민감도분석을 수행하였다. 분석결과 초기사건 이후의 인간행위가 노심손상빈도 변화에 크게 기여하는 것이 밝혀졌고, 다수 인간행위들 사이의 의존성 수준변화가 노심손상빈도 변화에 큰 영향을 준다는 것이 밝혀졌다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.10a
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pp.759-764
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1997
본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.05b
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pp.604-609
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1996
원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.
Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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v.34
no.5
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pp.319-325
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2021
The 2011 East Japan Earthquake caused accidents at a number of nuclear power plants in Fukushima, highlighting the need for a study on the seismic safety of multiple NPP (Nuclear Power Plant) units. In the case of nuclear power plants built on a site that shows a similar seismic response, there is at least a correlation between the seismic damage of structures, systems, and components (SSCs) of nuclear power plants. In this study, a probabilistic seismic safety assessment was performed for the loss of essential power events of twin units. To derive an appropriate seismic damage correlation coefficient, a probabilistic seismic response analysis was performed. Using the external event mensuration system program, we analyzed the seismic fragility and seismic risk by composing a failure tree of multiple loss of essential power events. Additionally, a comparative analysis was performed considering the seismic damage correlation between SSCs as completely independent and completely dependent.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1998.05a
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pp.801-805
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1998
1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다
Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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v.33
no.6
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pp.401-409
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2020
Seismic fragility assessments include a procedure to combine the random variables of response and capacity to produce the relationship between failure probability and seismic intensity. The evaluation of the failure probability of simultaneous multiple failures of two or more components assumes that the failure probability of each component is independent of those of the others. However, a correlation is expected to exist because several random factors have the same cause. The multiple-failure probability can differ depending on this correlation and may be unconservative without considering the seismic correlation. Therefore, a practical methodology for fragility assessment should be evaluated using the seismic correlation and correlation coefficient for each random variable. In this study, several random variables were selected for numerical evaluation of the correlation coefficient. The correlation coefficient was then compared with each variable and the combined variables. The correlation coefficient using simplified and complex models were also compared to determine and analyze the differences between each of the approaches.
Bulletin of the Society of Naval Architects of Korea
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v.30
no.1
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pp.43-48
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1993
본 보고는 금년 1원 11일부터 15일까지 영국 런던에서 개최된 SLF 37차 회의 결과를 중심으로 선박의 손상 복원성과 관련된 최근의 IMo의 동향을 소개하여 국내 관련업계에 최신정보를 제공하고 향후의 대처방향을 논의하기 위함이다. 앞으로의 국제협약에서의 손상 복원성 규칙은 점차 확률론적인 방법으로 바뀌어 가는 추세이며 이러한 IMO의 의도를 구체적으로 반영한 실례가 SOLAS 92이다.
Journal of Korean Society of Coastal and Ocean Engineers
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v.22
no.1
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pp.18-24
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2010
In this study, a tsunami fragility methodology was determined for a probabilistic safety assessment(PSA) induced tsunami event in Nuclear Power Plant(NPP) site. For this purpose, a fragility evaluation method was presented using previous external PSA method. Failure mode and failure criteria about major safety related equipments and structures were determined. Finally, a tsunami fragility assessment was performed for offsite transformer in NPP site. For the fragility evaluation, structural failure like overturning and sliding and functional failure induced by inundation. Through this study, it can be concluded that a functional failure according to inundation height was governed total probability of failure of offsite transformer in NPP.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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