• 한국항만경제학회지
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• 제25권4호
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• pp.165-182
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• 2009

본 연구는 캄보디아의 내륙수로인 프놈펜-총크니아스항 내륙수로 구간에 대한 교통안전시설사업의 경제성 분석을 다루었다. 이 분석에서 B/C의 값은 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 산출되었다. 대상 사업의 비용 및 편익은 3.5%의 할인율을 적용하여 2009년의 현재가치로 환산되었다. 편익의 경우 사업에 대한 비관적, 중도적, 그리고 낙관적 전망의 편익을 각각 최소, 최빈, 그리고 최대값으로 하는 삼각분포로 가정하였다. 대안별 비용은 해당 총비용의 10%를 표준편차로 하는 정규분포로 가정되었다. 시뮬레이션 결과로서 대안 A의 B/C 평균은 0.25이며, 90% 신뢰구간은 0.16~0.35로 나타났다. 대안 B는 B/C의 평균이 0.10이고, 90% 신뢰구간이 0.06~0.13로 나타났다. 대안 C의 경우에는 평균 0.15과 0.12~0.19의 90% 신뢰구간을 보였다. 결론적으로 모든 대안에서 B/C가 1보다 낮아서 연구대상 구간의 교통안전시설에 대한 경제적 타당성은 낮은 것으로 나타났다. 그러나 본 교통안전시설사업에 대한 시행여부는 정책적 분석까지 고려하여 결정되어야 할 것이다.

• 한국지반공학회지:지반
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• 제5권1호
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• pp.27-34
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• 1989

이 연구는 지진이 일어나는 동안 균질토의 사면에 대한 확률론적 해적이다. 사면의 안정은 전통적인 안전율 보다는 파괴확률로써 측정된다. 최대지반가속도는 Donovan과 McGuire식을 사용하였다 지진크기는 무작위변수로 취급하였으며 이의 확률분포는 Richter의 법칙을 사용하여 얻어진다. 사면의 파괴면은 대수나선곡선으로 고려하였다. 통계적으로 균질한 흙의 사면에서 파괴면을 따라 흙의 전단강도 정수의 불확실정은 1차원 Random Field Model을 사용하여 나타냈으며 확률분포의 평균과 분산은 1차근사해석(wrist-order approximate analysis) 방법으로 계산하였다. 중요한 지진 계수들이 사면의 파괴확률에 미치는 영향에 대하여 검토하였고 그 결과가 그림이나 표에서 보여준다. 이 결과에서 다음과 같은 결론을 얻었다.

• 한국지반공학회:학술대회논문집
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• 한국지반공학회 2000년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.365-372
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• 2000

현장상황에 대한 불충분한 자료와 파괴 메커니즘에 대한 불완전한 이해로 인해 발생하는 가변성(variability)과 불확실성(uncertainty)은 암반사면공학뿐만 아니라 지반공학에서 흔히 접하게 되는 문제점이다. 특히 암반사면공학에서는 이러한 가변성과 불확실성이 불연속면의 방향 및 기하학적 특성, 그리고 실내실험 결과의 분산으로 나타난다. 그러나 안전율(factor of safety)의 개념을 기초로 하는 전통적인 결정론적 해석방법(deterministic analysis)은 이러한 분산을 고려하지 않은 채 단일 대표 값만을 이용하여 구조물의 안정성을 판단하여 왔다. 확률론적 해석방법(probabilistic analysis)은 이러한 가변성과 불확실성을 효과적으로 정량화하여 해석에 이용할 수 있는 방법 중의 하나로 제안되었다. 이러한 해석방법은 불연속면의 기하학적 특성과 강도 특성을 확률변수(random variable)로 취급하여 신뢰성이론(reliability theory)과 확률이론(probability theory)을 근거로 분석하였으며 이를 기초로 하여 Monte Carlo Simulation과 같은 해석법을 이용, 구조물의 붕괴가능성을 확률로 표현하였다. 확률론적 해석 방법은 기존의 안전율을 대체하여 구조물의 안정성을 붕괴확률(probability of failure)로 제안하였으며 이 붕괴확률은 안전율의 확률분포함수 (probability density function)에서 안전율이 1보다 작을 가능성을 확률로 나타낸 수치이다. 본 논문에서는 확률론적 해석방법을 이용하여 불연속면 특성들의 확률특성을 고찰하였으며 이를 기초로 하여 암반사면의 안정성 해석에 응용했다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제7권4호
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• pp.316-322
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• 2019

본 연구에서는 환경적·물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여, 원자로 가동기간 동안 장시간 방사능에 노출된 원전 콘크리트 차폐벽의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사화에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 중성자속 분석을 통해 차폐 콘크리트 의 시간의존적 압축강도와 인장강도의 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지한 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.

• 한국안전학회지
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• 제33권6호
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• pp.144-156
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• 2018

Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is performed for the risk assessment that calculates radioactive material dispersion to the environment. This risk assessment is performed with a tool of MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS2 or WinMACCS). For the off-site consequence analysis of multi-unit nuclear power plant (NPP) accident, the single location (Center Of Mass, COM) method has been usually adopted with the assumption that all the NPPs in the nuclear site are located at the same COM point. It was well known that this COM calculation can lead to underestimated or overestimated radionuclide concentration. In order to overcome this underestimation or overestimation of radionuclide concentrations in the COM method, Multiple Location (ML) method was developed in this study. The radionuclide concentrations for the individual NPPs are separately calculated, and they are summed at every location in the nuclear site by the post-processing of radionuclide concentrations that is based on two-dimensional Gaussian Plume equations. In order to demonstrate the efficiency of the ML method, radionuclide concentrations were calculated for the six-unit NPP site, radionuclide concentrations of the ML method were compared with those by COM method. This comparison was performed for conditions of constant weather, yearly weather in Korea, and four seasons, and the results were discussed. This new ML method (1) improves accuracy of radionuclide concentrations when multi-unit NPP accident occurs, (2) calculates realistic atmospheric dispersion of radionuclides under various weather conditions, and finally (3) supports off-site emergency plan optimization. It is recommended that this new method be applied to the risk assessment of multi-unit NPP accident. This new method drastically improves the accuracy of radionuclide concentrations at the locations adjacent to or very close to NPPs. This ML method has a great strength over the COM method when people live near nuclear site, since it provides accurate radionuclide concentrations or radiation doses.

• 한국지반환경공학회 논문집
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• 제13권11호
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• pp.81-91
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• 2012

이 논문은 폐기물 매립지에 사용되는 차수시설로서 토목섬유-흙 시스템의 접촉면에 대한 동적거동을 예측하기 위하여 제안된 교란도함수의 확률적 특성 분석에 대한 내용을 다루고 있다. 우선 다기능 접촉면 전단시험기(M-PIA)에 의한 다수의 시험자료를 활용하여 토목섬유-흙의 접촉면에 대한 교란도함수 모델의 매개변수를 보정하고 그 통계특성을 산정하였다. 다음으로 화학적인자와 상재하중의 영향을 고려한 교란도함수의 확률적 특성분석을 위하여, 산정된 A와 Z의 통계특성과 매우 효율적인 샘플링기법인 LHS기법을 적용함으로써 교란도함수 모델의 확률적 특성인 평균, 변동계수 및 분포형태를 분석하였다. 그 결과로서 ${\xi}_D$의 수준에 따라 교란도함수의 변동성은 약 최소 10%에서 최대 28% 정도로 나타났으며, 분포형태는 대부분의 ${\xi}_D$수준에서 Weibull 분포가 가장 적합한 것으로 나타났다. 이 연구를 통하여 획득한 교란도함수의 확률특성을 활용하면 향후 접촉면 전단강도의 불확실성과 변동성을 정량적으로 명확하게 고려할 수 있는 토목섬유-흙 접촉면의 확률론적 안전성 평가기법의 개발이 가능할 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.541-546
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• 2014

Probabilistic Safety Assessment (PSA) has been widely used to estimate the overall safety of nuclear power plants (NPP) and it provides base information for risk informed application (RIA) and risk informed regulation (RIR). For the effective and correct use of PSA in RIA/RIR related decision making, the risk estimated by a PSA model should be as realistic as possible. In this work, a best-estimate thermal-hydraulic analysis of loss-of-coolant accidents (LOCAs) for the Hanul Nuclear Units 3&4 is first carried out in a systematic way. That is, the behaviors of peak cladding temperature (PCT) were analyzed with various combinations of break sizes, the operating conditions of safety systems, and the operator's action time for aggressive secondary cooling. Thereafter, the results of the thermal-hydraulic analysis have been reflected in the improvement of the PSA model by changing both accident sequences and success criteria of the event trees for the LOCA scenarios.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권6호
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• pp.444-450
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• 1997

The current ASME code for reinforced concrete containment structures are not based on probability concepts. The stochastic nature of natural hazard or accidental loads and the variations of material properties require a probabilistic approach for a rational assessment of structural safety and performance. The paper develops design load factors for the serviceability limit state of reinforced concrete containment structures. The target limit state probability is determined and the load factors are calculated by the numerical analysis. Design load factors are proposed and carried out the reliability assessments.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 1997년도 추계 학술논문발표회 논문집
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• pp.179-184
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• 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)

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제37권3호
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• pp.257-265
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• 2011

Plant-specific analyses of 5 types of domestic reactors in Korea are performed to assure the structural integrity of the reactor pressure vessel (RPV) during transients which are expected to initiate pressurized thermal shock (PTS) events. The failure probability of the RPV due to PTS is obtained by performing probabilistic fracture mechanics analysis. The through-wall cracking frequency is calculated and compared to the acceptance criterion. Considering the fluence at the end of life expected by surveillance test, the sufficient safety margin is expected for the structural integrity of all reactor pressure vessels except for the oldest one during the pressurized thermal shock events. If the flaw with aspect ratio of 1/12 is considered to eliminate the conservatism, the acceptance criteria is not exceeded for all plants until the fluence level of $8{\times}10^{19}\;n/cm^2$, generating sufficient margin beyond the design life.