A probabilistic approach that combines structural demand hazard analysis with cumulative damage assessment is presented and applied to a steel tower of a wind turbine. The study presents the step by step procedure to compare the reliability over time of the structure subjected to fatigue, assuming: a) a binomial Weibull annual wind speed, and b) a traditional Weibull probability distribution function (PDF). The probabilistic analysis involves the calculation of force time simulated histories, fatigue analysis at the steel tower base, wind hazard curves and structural fragility curves. Differences in the structural reliability over time depending on the wind speed PDF assumed are found, and recommendations about selecting a real PDF are given.
In the most current Turn-key bidding and Alternative design, is going to establish maintenance plan along with a economical assessment (VE/LCC assessment etc). Generally, establishment of maintenance plan is based on past experiences that are decided upon sensor position and amount with analytic or mechanical control section. But, it is more reasonable that maintenance plan based on level of significance for Probabilistic Risk, with presuming damage probability assessment of structural fracture scenarios. Therefore, in this study it is considered about the technique that an improved maintenance plan of railroad structures using PRA (Probabilistic Risk Assessment) on the basis of structural reliability theory. For this, in the paper, Preventive maintenance plan based on PRA is suggested with an application example of Pansong-Line (Line number 3) railway in Pusan works that actually executed Turn-key design.
Despite recent advances in multi-hazard analysis, the complexity and inherent nature of such problems make quantification of the landslide effect in a probabilistic safety assessment (PSA) of NPPs challenging. Therefore, in this paper, a practical approach was presented for performing an earthquake-induced landslide PSA for NPPs subject to seismic hazard. To demonstrate the effectiveness of the proposed approach, it was applied to Korean typical NPP in Korea as a numerical example. The assessment result revealed the quantitative probabilistic effects of peripheral slope failure and subsequent run-out effect on the risk of core damage frequency (CDF) of a NPP during the earthquake event. Parametric studies were conducted to demonstrate how parameters for slope, and physical relation between the slope and NPP, changed the CDF risk of the NPP. Finally, based on these results, the effective strategies were suggested to mitigate the CDF risk to the NPP resulting from the vulnerabilities inherent in adjacent slopes. The proposed approach can be expected to provide an effective framework for performing the earthquake-induced landslide PSA and decision support to increase NPP safety.
This paper describes design improvement to a research rector for safety enhancement using Probabilistic Safety Assessment (PSA). This PSA under reactor design was undertaken to assess the level of safety for the design of a research reactor and to evaluate whether it is probabilistically safe to operate and reliable to use. The scope of the PSA reported here is a Level 1 PSA, which addresses the risks associated with the core damage. The technical objectives of this study were to identify accident sequences leading to core damage and to derive design improvement from the dominant accident sequences through the sensitivity analysis. The AIMS-PSA and FTREX were used for the this PSA of the research reactor. The criterion for inclusion was all sequences with a point estimate frequency greater than a truncation value of 1.0E-14/yr. The final result indicates a point estimate of 6.79E-05/yr for the overall Core Damage Frequency (CDF) attributable to internal initiating events for the research reactor under design. Based on the dominant accident sequences from the PSA, the seven kinds of sensitivity analysis were performed and some design improvement items were derived. When the five methods to improve the safety were all applied to the reactor design and emergency operating procedure, its risk was reduced to about 1.21E-06/yr from 6.79E-05/yr. The contribution of LOCA and LOEP with high CDF were significantly reduced by the sensitivity analysis. The safety of the research reactor was well improved and the risk was reduced than before adapting the design improvement gotten from the sensitivity analysis. The present study indicated that the research reactor has the well-balanced safety in regard to each initiating event contribution to CDF. The PSA methodology is very effective to improve reactor safety in a conceptual design phase and especially, Risk-informed design(RID) is very nice way to find the deficiencies of research reactor under design and to improve the reactor safety by solving them.
In civil engineering, probabilistic seismic risk assessment is used to predict the economic damage to a lifeline system of possible future earthquakes. The results are used to plan mitigation measures and to strengthen the structures where necessary. Instead, after an earthquake public authorities need mathematical models that compute: the damage caused by the earthquake to the individual vulnerable components and links, and the global behavior of the lifeline system. In this study, a framework that was developed and used for prediction purpose is modified to assess the consequences of an earthquake in quasi real-time after such earthquake happened. This is possible because nowadays entire seismic regions are instrumented with tight networks of strong motion stations, which provide and broadcast accurate intensity measure maps of the event to the public within minutes. The framework uses the broadcasted map and calculates the damage to the lifeline system and its component in quasi real-time. The results give the authorities the most likely status of the system. This helps emergency personnel to deal with the damage and to prioritize visual inspections and repairs. A highway transportation network is used as a test bed but any lifeline system can be analyzed.
원자력발전소 지진 확률론적 안전성 평가인 PSA(Probabilistic Safety Assessment)는 오랜 기간에 걸쳐 확고히 구축되어 왔다. 반면에 다양한 공정 기반의 산업시설물의 경우 화재, 폭발, 확산(유출) 재난에 대해 주로 연구되어 왔으며, 지진에 대해서는 상대적으로 연구가 미미하였다. 하지만, 플랜트 설계 당시와 달리 해당 부지가 지진 영향권에 들어갈 경우 지진 PSA 수행은 필수적이다. 지진 PSA를 수행하기 위해서는 확률론적 지진 재해도 해석(Probabilistic Seismic Hazard Analysis), 사건수목 해석(Event Tree Analysis), 고장수목 해석(Fault Tree Analysis), 취약도 곡선 등을 필요로 한다. 원자력 발전소의 경우 노심 손상 방지라는 최우선 목표에 따라 많은 사고 시나리오 분석을 통해 사건수목이 구축되었지만, 산업시설물의 경우 공정의 다양성과 최우선 손상 방지 핵심설비의 부재로 인해 일반적인 사건수목 구축이 어렵다. 따라서, 본 연구에서는 산업시설물 지진 PSA를 수행하기 위해 고장수목을 바탕으로 확률론적 시각도구인 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)로 변환하여 리스크를 평가하는 방법을 제안한다. 제안된 방법을 이용하여 임의로 생성된 가스플랜트 Plot Plan에 대해 최종 BN을 구축하고, 다양한 사건 경우에 대한 효용성있는 의사결정과정을 보임으로써 그 우수성을 확인하였다.
도시화로 인한 불투수층 증가와 하천 주변 개발은 홍수 시 위험에 노출되는 재해요인의 증가뿐 아니라 피해의 파급을 발생시켜 홍수 관리 측면에서 어려움을 낳는다. 홍수 방재대책을 위해서는 도시지역에 분포하는 다양한 지표면 공간특성을 반영하여 침수가 예상되는 지역에 대한 파악이 우선시되어야 한다. 본 연구에서는 도시하천의 홍수 위험지역을 대상으로 확률적 홍수위험 평가가 수행되었다. 홍수와 관련된 지형적 영향요인인 고도, 경사, 유출곡선지수, 하천까지 거리를 예측변수로 하여 하천 주변 침수 예상지역을 설명하기 위해 모형의 학습데이터로 100년 빈도 홍수위험 지도가 사용되었다. 연구 대상 지역은 격자로 변환하여 Bayesian Logistic 회귀분석을 수행하여 각 격자별로 홍수영향요인이 침수 여부를 설명하는 모형을 구축하였다. 최종적으로 모형을 통해 대상 지역 전체에 대하여 침수위험도를 확률적으로 제시하였다.
In order to predict a remaining life of a plant, it is necessary to select the components that are critical to the plant life. The remaining life of those components shall be evaluated by considering the aging effect of materials used as well as numerous factors. However, when evaluating reliability of nuclear structural components, some problems are quite formidable because of lack of information such as operating history, material property change and uncertainty in damage models. Accordingly, if structural integrity and safety are evaluated by the deterministic fracture mechanics approach, it is expected that the results obtained are too conservative to perform a rational evaluation of plant life. The probabilistic fracture mechanics approaches are regarded as appropriate methods to rationally evaluate the plant life since they can consider various uncertainties such as sizes and shapes of cracks and degradation of material strength due to the aging effects. The objective of this study is to evaluate the structural integrity for a reactor pressure vessel under the small break loss of coolant accident by applying the deterministic and probabilistic fracture mechanics. The deterministic fracture mechanics analysis was performed using the three dimensional finite element model. The probabilistic integrity analysis was based on the Monte Carlo simulation. The selected random variables are the neutron fluence on the vessel inside surface, the content of copper, nickel, and phosphorus in the reactor pressure vessel material, and initial RTNDT.
지반 액상화는 대표적인 지진 피해의 한 형태로 이 연구에서는 이러한 지반 액상화 가능성 평가를 위한 확률적 접근 방법을 제시하였다. 일정한 사용기간 동안의 지진에 의한 액상화 발생확률을 구하기 위하여 액상화 취약도와 지진재해도를 결합하여 액상화 위험도를 산정할 수 있도록 하였다. 현재 국내에서는 결정론적인 방법이 많이 이용되고 있으나, 이러한 방법은 지반 물성치에 포함되어 있는 많은 불확실성을 합리적으로 다루기 어려운 단점이 있다. 두 가지 형태의 확률적 접근 방법을 제시하였는데, 첫번째는 설계지진에 대한 확률적 신뢰도 해석 방법이고, 두번째는 주어진 지반조건에 대하여 일정한 사용기간 동안 액상화가 발생할 수 있는 가능성을 평가한 위험도 해석 방법이다. 기존의 결정론적 방법과 확률적 방법에 의하여 매립지반의 액상화를 평가하였으며, 위험도 해석에 의한 액상화 가능성 평가기법을 지속적으로 적용하고, 설계기준이 제시된다면 보다 합리적이고, 정량적인 지반 액상화 가능성 평가기법이 될 수 있음을 검증하였다.
본 연구에서는 강풍 위험과 강풍 취약도의 합성곱을 통하여 강풍 위험도를 평가할 수 있는 확률적 체계를 수립하였으며, 수치적으로 개발한 모형으로 아파트 창호 시스템의 강풍 위험도를 평가하였다. 강풍 위험 모형은 1951년부터 2013년까지에 한반도에 영향을 준 태풍의 기후학적 자료를 몬테카를로 모사기법에 적용하여 개발되었다. 또한 몬테카를로 모사기법으로 창호 시스템의 저항성능과 풍하중의 확률 분포를 비교하여 강풍에 대한 4가지 피해단계의 구조적 파괴확률을 평가할 수 있는 취약도 모형이 개발되었다. 개발된 몬테카를로 모사기법으로 평가한 강풍 위험과 강풍 취약도는 각각 웨이블 분포와 로그정규분포로 곡선맞춤 되었으며, 합성곱을 통한 강풍 위험도 평가에 사용되었다. 본 연구에서 개발한 확률적 위험도 평가체계를 통하여 평가지역, 지표조도, 지형, 지붕 경사각, 건물 높이 등이 아파트 창호 시스템의 강풍 위험도에 미치는 영향성을 정량적으로 평가할 수 있었다. 향후 본 연구를 통하여 개발된 강풍 위험도 평가 모델은 평가지역의 존재하는 건축물에 대한 데이터베이스와 결합하여 손실추정 및 피해 저감대책 수립 등의 분야에서 활용이 가능할 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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