• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.751-756
• /
• 1998

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.197.1-197
• /
• 2002

• Tunnel and Underground Space
• /
• v.31 no.5
• /
• pp.360-373
• /
• 2021

Many sources of uncertainty exist in geotechnical analysis ranging from the material parameters to the sampling and testing techniques. The conventional deterministic stability analysis of a plane failure in rock slope produce a safety factor but not a probability of failure or reliability index. In the conventional slope stability analysis by evaluating the ground uncertainty as an overall safety factor, it is difficult to evaluate the stability of the realistic rock slope in detail. This paper reviews some established probabilistic analysis techniques, such as the MCS, FOSM, PEM, Taylor Series as applied to plane failure of rock slopes in detail. While the Monte - Carlo methods leads to the most accurate calculation of the probability of safety, this method is too time consuming. Therefore, the simplified probability methods could be alternatives to the MCS. In this study, using these simple probability methods, the failure probability estimation of a plane failure in rock slope is presented.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
• /
• 2011.11a
• /
• pp.243-247
• /
• 2011

본 논문에서는 원자력발전소의 화재 안전성평가에서 제기되는 화재모델링 불확실성 분석 방법을 검토하고 논의하였다. 원자력발전소의 성능기반 화재 안전성평가에 대해서는 NUREG-1934를, 확률론적 화재 안전성 평가에 대해서는 NUREG/CR-6850를 중심으로 화재 모델링 불확실성 분석 방법을 소개하고 몬테칼로 시뮬레이션을 이용한 불확실성 분석 방법에 대해 논의하였다.

• Journal of the Korean Society of Safety
• /
• v.12 no.4
• /
• pp.241-248
• /
• 1997

This paper presents the development procedure and application of the generic component reliability data base considering the dependency among dependent generic compendia in NPPs (Nuclear Power Plants) PSA (Probabilistic Safety Assessment) under construction or without operating history. We use MPRDP (Multi-Purpose Reliability Data Processor) code developed in KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) based on a PEB (Parametric Empirical Bayesian) procedure to estimate the reliability. The employed model in this study accounts for the relative credibility as well as the dependency among generic estimates. Numerical examples and the part of summarized reliability data table are provided as the application.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.604-609
• /
• 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 Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.18 no.2
• /
• pp.179-194
• /
• 2020

A Bayesian approach was introduced to improve the belief of prior distributions of input parameters for the probabilistic safety assessment of radioactive waste repository. A GoldSim-based module was developed using the Markov chain Monte Carlo algorithm and implemented through GSTSPA (GoldSim Total System Performance Assessment), a GoldSim template for generic/site-specific safety assessment of the radioactive repository system. In this study, sequential Bayesian updating of prior distributions was comprehensively explained and used as a basis to conduct a reliable safety assessment of the repository. The prior distribution to three sequential posterior distributions for several selected parameters associated with nuclide transport in the fractured rock medium was updated with assumed likelihood functions. The process was demonstrated through a probabilistic safety assessment of the conceptual repository for illustrative purposes. Through this study, it was shown that insufficient observed data could enhance the belief of prior distributions for input parameter values commonly available, which are usually uncertain. This is particularly applicable for nuclide behavior in and around the repository system, which typically exhibited a long time span and wide modeling domain.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
• /
• 2001.04a
• /
• pp.81-84
• /
• 2001

고준위 방사성 폐기물 영구처분 안전성을 평가하기 위하여 입력 자료로 처분장 주변 각 암 반에서의 지하수 유동 속도 및 유동 시간이 요구된다. 이러한 유동 속도와 시간은 대부분의 경우 단일 값이 요구되지만 고준위 방사성 처분의 경우 지하 매질의 불확실성을 고려하기 위하여 확률론적 분석이 요구된다. 지하수 유동 속도 및 시간이 확률밀도함수로 표시되기 위해서는 기존의 방법에서는 수리 해석의 입력 인자 값들을 변화시키면서 반복적인 계산을 수행하는 방법이 사용되었다. 그러나 이러한 방법론의 한계를 극복하기 위해 최근 섭동 이론을 이용한 adjoint 방법론이 사용되고 있는 바 이를 이용하여 가상 처분장에서의 지하수 유동 속도와 시간을 확률론적으로 해석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.10a
• /
• pp.80.1-80
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 1997.11a
• /
• pp.179-184
• /
• 1997

지금까지 수행되었던 원자력발전소의 확률론적 안전성 평가 (Probabilistic Safety Assessment; PSA) 결과, 노심손상 빈도의 30% - 70%가 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 PSA에서 인간행위를 적절히 다루는 것은 매우 중요하다. 특히 원자력발전소의 정지운전인 경우에는 자동으로 작동하는 계통이 거의 없어 고장수목(fault tree)과 사건수목(event tree)의 모델링에 많은 운전인 행위가 포함되기 때문에 노심손상 빈도와 관련이 있는 인간행위는 전출력 운전(full power operation)에 대한 PSA 결과의 경우보다 많은 것으로 나타났다. PSA에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 PSA의 논리구조인 고장수목과 사건수목에 모델링될 인간행위를 파악하고 정량화하는 것이다. 현재 인간신뢰도분석은 인간행위에 대한 데이타의 부족과 인간행위 자체의 다변성(variability)으로 인해 분석에 어려움이 있고 분석자의 주관성이 개입될 여지가 많은 실정이며, 이에 따라 분석 결과에는 많은 불확실성을 내포하게 된다. (중략)