• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.611-626
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• 1994

격납건물 사건수목 방법은 확률론적 안전성 평가시 격납건물 해석의 핵심을 이루는 부분으로서 계통안전 분석으로부터 파악된 주요 노심용융 사고경위와 격납건물 방호계통의 적절한 조합에 의하여 선정된 발전소손상군을 초기조건으로 하여 격납건물 파손 및 방사선원 방출에 영향을 주는 격납건물 내부에서 발생 가능한 주요 사고진행 과정을 체계적으로 다룰 수 있는 유용한 수단이다. 원자력 안전성 향상연구이후 격납건물의 건전성을 확보하기 위한 많은 노력의 결과 현재까지 격납건물 해석 및 논리체계는 상당한 기술적 진보를 이루어 왔으나 아직도 이를 기술하는 방식에는 논쟁의 여지가 많고, 중대사고와 관련된 여러 현상들을 반영할때 그것의 논리적 타당성을 객관적으로 평가할 수 있는 방법이 아직 확고히 정착되지 못함으로 인하여 격납건물 해석결과에는 많은 불확실성 이 존재한다. 또한 아직까지 기존 방법론에 대한 어떠한 종류의 체계적 분석도 이루어지지 않음으로 인하여 이들에 대한 논리적 한계점을 파악하는 데 많은 어려움이 있다. 본 연구에서는 지금까지 주로 개발, 사용되어 온 다양한 격납건물 사건수목 분석 방법론을 소개하고 이들 각각이 지니고 있는 기술적인 문제점을 고찰하며 이를 바탕으로 격납건물 사건수목이 갖추어야 할 기본논리, 구조에 대한 안내지침을 제시함으로써 효과적인 격납건물 해석 및 방법론 개발에 도움을 주고자 한다

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2007년도 제38회 하계학술대회
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• pp.50-51
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• 2007

과거 단일 회사로 구성된 전력산업 체제하에서의 신뢰도에 대한 인식과 중요성들이 전력시장과 경쟁이 도입된 다각화된 이해 주체들 이 존재하는 현행의 국내 전력산업 구조에서는 서로 다른 양상을 띄고 변화하고 있다. 전원 및 송?변전 시설계획에서부터 계통운영 계획 및 실시간 급전에 이르기까지 연속선상의 계통운영 업무에 있어 전력공급의 안정성 확보와 더불어 보다 합리적이고 효율적인 또는 경제적인 계획과 운영에 대한 요구(Needs)가 기존의 결정론적인 신뢰도 평가의 다각적 접근 즉, 확률론적인 신뢰도평가 기법을 개발하게 하였으며, 이에 미국 전력중앙연구소(EPRI)의 PRA(Probabilistic Reliability Assessment) S/W를 도입하여 실제 계통운영의 단위업무와 접목하여 리스크를 고려한 계통안전도평가 구현의 잠재적 가능성과 극복해야 할 한계를 파악하였다.

• 지질공학
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• 제21권3호
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• pp.247-257
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• 2011

본 연구는 사면재해 취약성 평가를 위해 사면모델 중 하나인 무한사면 해석모델을 적용하였다. 그러나 무한사면 해석모델은 광역적인 연구지역에 적용하는데 있어서 데이터획득 및 처리과정에 어려움이 있고 데이터 획득과정에서 불가피하게 불확실성이 개입되는 문제가 있다. 이러한 불확실성을 최소화하기 위해 확률론적 해석기법인 몬테카를로 시뮬레이션을 적용하였으며, 광역적인 연구지역에 무한사면 해석모델을 적용하기 위하여 GIS를 활용한 무한사면 안정해석법으로 파괴확률을 획득하였다. 연구지역으로는 사면재해가 집중적으로 발생한 보은지역을 선정하였고 사면의 기하학적인 특성과 점착력 및 내부마찰각 등의 강도정수를 획득하였다. 또한 불확실성의 효과를 평가하기 위해 강도정수의 변동계수를 10%에서 30%로 고려하였고 이러한 과정을 통하여 확률론적 해석기법은 자료의 불확실성을 감쇠시킬 수 있다는 결과를 도출하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제13권3호
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• pp.163-172
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• 1993

본 문은 Lade의 Single surface 구성모델의 변형율 예측 능력을 평가하기 위해 백마강모래를 사용, 등방압축시험과 배수삼축시험을 반복 시행하여 모델에 필요한 각 토질매개변수값을 다수 구하여 통계처리 하였다. 그리고 1계근사법을 이용하여 이 구성모델의 변형율 예측능력을 확률론적으로 평가하였다. 그 결과 변동계수와 상관계수를 효과적으로 이용하여 토질매개변수의 수를 줄일 수 있을 것으로 기대되며 변동계수가 0.51 이하로서 이 구성모델의 변형율 예측 능력은 확률론적으로 매우 안정된 구성모델임을 알았다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집A
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• pp.155-160
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• 2001

This paper describes a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis based on Monte Carlo (MC) simulation. In the analysis of CANDU pressure tube, it is necessary to perform the PFM analyses based on statistical consideration of flaw generation time. A depth and an aspect ratio of initial semi-elliptical surface crack, a fracture toughness value, delayed hydride cracking (DHC) velocity, and flaw generation time are assumed to be probabilistic variables. In all the analyses, degradation of fracture toughness due to neutron irradiation is considered. Also, the failure criteria considered are plastic collapse, unstable fracture and crack penetration. For the crack growth by DHC, the failure probability was evaluated in due consideration of flaw generation time.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.459-464
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• 2001

For major nuclear power plant components periodic inspections and integrity assessments are needed for the safety. But many flaws are undetectable due to sampling inspection. Probabilistic integrity assessment is applied to take into consideration of uncertainty and variance of input parameters arise due to material properties, applied load and undetectable flaws. This paper describes a Probabilistic Fracture Mechanics(PFM) analysis based on Monte Carlo(MC) algorithms. Taking important parameters as probabilistic variables such as fracture toughness, crack growth rate and flaw shape, failure probability of major nuclear power plant components is archived as a results of MC simulation. For the verification of these analysis, a comparison study of the PFM analysis using other commercial code, mathematical method is carried out and a good agreement was observed between those results.

• 대한조선학회논문집
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• 제57권1호
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• pp.1-7
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• 2020

In general, an inspection schedule is established based on the long-term fatigue life during the design stage. However, in the design stage, it is difficult to clearly identify the uncertainty factors affecting long-term fatigue life. In this study, the probabilistic fatigue life assessment was conducted in accordance with the methodology of DNV-GL. Firstly, The initial crack distribution estimated through the initial crack propagation analysis was updated by reflecting the results of crack inspection. Secondly, the updated crack distribution was compared with the initial crack distribution, and the probability of failure was updated with the effect of crack inspection.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제25권5호
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• pp.15-23
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• 2021

본 연구에서는 탄산화에 노출된 하부 콘크리트 구조물을 대상으로, 실태조사 결과와 국내 시방서를 고려하여 결정론 및 확률론적 방법에 따른 내구수명을 도출하였다. 또한 변동계수의 변화에 따른 내구수명의 변화와 결정론적 해석 결과와 비슷한 결과를 제시하는 신뢰도 지수를 고찰하였다. 문헌조사 결과 도심지 하부 구조물의 피복두께의 평균은 70.0 ~ 90.0 mm였으며, 변동계수는 0.2 수준으로 조사되었다. 목표 내구수명 파괴확률을 10.0 %로 설정한 확률론적 내구수명 해석 방법의 경우 피복두께가 70 mm일 때 피복두께 변동계수 0.05, 0.1, 0.2에 해당하는 내구수명은 137년, 123년, 91년이 도출되었으며 피복두께가 80 mm인 경우 내구수명은 각각 179년, 161년, 120년으로 도출되었다. 결정론적 내구수명 평가와 동일한 수준의 신뢰도 지수를 평가하였는데 피복두께가 70 mm일 때 1.66 ~ 3.43 수준으로, 피복두께가 80 mm일 때 1.61 ~ 3.24 수준으로 평가되었다. 결정론적인 방법에서는 다양한 품질 및 국부적인 환경계수가 크게 고려되어 있는데, 이에 따라 내구수명이 크게 변화하므로 환경 및 설계인자의 변동성을 고려한 탄산화 설계변수의 정의가 필요하다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제16권3호
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• pp.35-42
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• 2012

암반지반에 주어진 등재해도 스펙트럼에 상응하는 원전부지 토사지반에서의 등재해도 스펙트럼을 도출하기 위한 확률론적 방법론을 제시하였다. 이를 위해 지진 운동 및 지반의 불확실성을 고려한 지반응답 해석을 통해 토사지반 지표에서의 지진동 증폭계수를 산정하였다. 증폭계수는 가장 상관관계가 높은 지반운동의 스펙트럴 가속도 규모와의 회귀분석을 통해 계산되었다. 이 방법론을 적용하여 국내 KNGR (Korean Next Generation Reactor) 및 APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) 원전의 포괄부지 지반 중 B1, B4, C1 및 C3 지반을 대상으로 등재해도 스펙트럼을 도출하였다. 등재해도 스펙트럼을 통해 지진동 발생 빈도 별 위험 주파수 대역을 평가하고 분석하였다. 이 결과는 원전의 종합적 지진리스크 평가 결과를 보다 합리적으로 개선하는 데에 활용될 수 있으며, 향후 다양한 종류의 토사지반에 대한 등재해도 스펙트럼을 평가하는 데에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
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• 한국수자원학회 2020년도 학술발표회
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• pp.387-387
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• 2020

본 연구에서는 LIP에 의한 극한강우로부터 발생되는 극한홍수량을 산정한다. Huff 형 강우시간 분포를 기후변화 시나리오별로 적용하고, 원전주변지역에서의 상세한 토지이용조건의 변화를 고려하여 빈도별 홍수량을 산정한다. 외부침수해석의 정교화를 위한 상세 지형자료를 구축하고, 원자력발전소 부지의 상세 DEM 자료를 생성한다. 이를 위해서 원자력발전소 부지에서 건물, 연석, 도로 등의 영향을 분석하고 토지이용상황에 따른 조도계수를 산정한다. 또한 원전지역에서의 외부침수재해도 분석을 위해서 국립해양조사원에서 검토한 기후변화를 고려한 조위분석 자료를 외부경계조건으로 설정한 후 부지에 대한 2차원 수리분석을 실시한다. 침수심, 침수유속, 침수시간, 침수동압력 분석 등 2차원 침수해석결과를 바탕으로 발생빈도별 침수심, 침수강도 등의 정량적인 분석을 통해서 빈도별 재해도 곡선을 개발한다. 그리고 원전지역에서의 외부 침수에 대한 대표적인 재해도 곡선을 산정하기 위하여 재현기간별 지속시간에 따른 침수심을 분석하고 정리한다. 재현기간별 침수심에 대해 확률 분포형을 적용하기 위해서 AIC검증을 통한 분포형의 적합성을 분석을 실시한다. 또한 재현기간별 지속시간에 따른 침수심들 간의 상관관계를 분석하여 분포형에 적용한다. 적용된 분포형을 몬테칼로 시뮬레이션을 통한 대표적인 확률론적 외부 침수 재해도 곡선을 산정한다. 본 연구를 바탕으로 원전 부지 및 그 부속 시설물(SSC)의 홍수방지 기능과 홍수 대비 시설물에 대한 적용 절차의 신뢰성, 홍수 저감 및 대응 전략에 대한 정량화가 가능하여 원전 홍수 위험에 대한 정량적인 평가 지원이 가능하겠다. 고려할 외부 홍수와 관련된 원전 내부시설 및 장비에 대한 상세한 모델링 절차, 특정 시나리오에 대한 홍수 방지 및 예방과 관련한 SSC의 정량화, 홍수저감 활동과 관련된 통제실 외부 시설물에 대한 수동 조작에 대한 평가가 이루어질 수 있겠다.