• 한국지진공학회논문집
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• 제19권2호
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• pp.63-74
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• 2015

This study investigated the influence of probabilistic variability in stiffness and nonlinearity of soil on response of nuclear power plant (NPP) structure subjected to seismic loads considering the soil-structure interaction (SSI). Both deterministic and probabilistic methods have been employed to evaluate the dynamic responses of the structure. For the deterministic method, $SRP_{min}$ method given in USNRC SRP 3.7.2(2013) (envelope of responses using three shear modulus profiles of lower bound($G_{LB}$), best estimate($G_{BE}$) and upper bound($G_{UB}$)) and $SRP_{max}$ method (envelope of responses by more than three ground profiles within range of $G_{LB}{\leq}G{\leq}G_{UB}$) have been considered. The probabilistic method uses the Latin Hypercube Sampling (LHS) that can capture probabilistic feature of soil stiffness defined by the median and the standard deviation. These analysis results indicated that 1) number of samples shall be larger than 60 to apply the probabilistic approach in SSI analysis and 2) in-structure response spectra using equivalent linear soil profiles considering the nonlinear behavior of soil medium can be larger than those based on low-strain soil profiles.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권6호
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• pp.596-604
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• 2001

This paper quantitatively presents the effects of important factors of the probabilistic safety assessment (PSA) of safety-critical digital systems. The result which is quantified using fault tree analysis methodology shows that these factors remarkably affect the system safety. In this paper we list the factors which should be represented by the model for PSA. Based on the PSA experience, we select three important factors which are expected to dominate the system unavailability. They are the avoidance of common cause failure, the coverage of fault tolerant mechanisms and software failure probability. We Quantitatively demonstrate the effect of these three factors. The broader usage of digital equipment in nuclear power plants gives rise to the safety problems. Even though conventional PSA methods are immature for applying to microprocessor-based digital systems, practical needs force us to apply it because the result of PSA plays an important role in proving the safety of a designed system. We expect the analysis result to provide valuable feedback to the designers of digital safety- critical systems.

• 한국안전학회지
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• 제36권3호
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• pp.66-73
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• 2021

This report documents the results of an at-power internal events Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a Korea research reactor (KRR). The aim of the study is to determine the accident sequences, construct an internal level 1 PSA model, and estimate the core damage frequency (CDF). The accident quantification is performed using the AIMS-PSA software version 1.2c along with a fault tree reliability evaluation expert (FTREX) quantification engine. The KRR PSA model is quantified using a cut-off value of 1.0E-15/yr to eliminate the non-effective minimal cut sets (MCSs). The final result indicates a point estimate of 4.55E-06/yr for the overall CDF attributable to internal initiating events in the core damage state for the KRR. Loss of Electric Power (LOEP) is the predominant contributor to the total CDF via a single initiating event (3.68E-6/yr), providing 80.9% of the CDF. The second largest contributor is the beam tube loss of coolant accident (LOCA), which accounts for 9.9% (4.49E-07/yr) of the CDF.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2047-2052
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• 2023

Risk-informed approach has been widely applied in the safety design, regulation, and operation of nuclear reactors. It has been commonly accepted that risk-informed design optimization should be used in the innovative reactor designs to make nuclear system highly safe and reliable. In spite of the risk-informed approach has been used in some advanced nuclear reactors designs, such as Westinghouse IRIS, Gen-IV sodium fast reactors and lead-based fast reactors, the process of risk-informed design of nuclear reactors is hardly to carry out when passive system reliability should be integrated in the framework. A practical method for new passive safety reactors based on probabilistic safety assessment (PSA) and passive system reliability analyze linking is proposed in this paper. New three-dimension frequency-consequence curve based on risk concept with three variables is used in this method. The proposed method has been applied to the determination optimization of design options selection in a 10 MWth lead-based research reactor(LR) to obtain one optimized system design in conceptual design stage, using the integrated reliability and probabilistic safety assessment program RiskA, and the computation resources and time consumption in this process was demonstrated reasonable and acceptable.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.862-868
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• 1998

Korean Next Generation Reactor(KNGR) is a standardized evolutionary Advanced Light Water Reactor design under development Korea Power Company(KEPCO). It incorporates design enhncements such as active and passive advanced design features(ADFs) to increase the plant safety. A Preliminary level 1 Probabilistic Safety Assessment(PSA) has been performed for KNGR to examine the effect of these safety features. The preliminary PSA result shows that it meets the KNGR safety goal on core damage frequency(CDF). The result of this safety assessment shows that the four-train safety systems, and the ADFs such as Passive Secondary Cooling System (PSCS) contributes greatly to the reduction the CDF. Furthermore, several design changes are made or proposed for detailed review based on the PSA insights.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제31권1호
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• pp.31-38
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• 2018

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화하는 방법이 확률론적 지진 안전성 평가(seismic probabilistic safety assessment)이다. 이에 따라 지진 PSA는 국내외 다수의 원자력 발전소에 적용되어 지진 재해에 대한 원전의 안전성을 확률론적으로 평가하고 이에 대비토록 하고 있다. 그러나 원전에 비해 상대적으로 규모가 작은 연구용 원자로와 같은 경우에는 지진 PSA가 적용된 예가 거의 없다. 따라서, 본 연구에서는 지진 PSA기법을 실제 완공된 연구로에 적용하여 안전성을 분석하였다. 또한, 이를 바탕으로 연구로를 구성하는 시스템의 지진 내력에 대한 최적화 연구를 수행하였다. 그 결과, 지진 재해 하에서 연구로에 발생할 수 있는 노심 손상 가능성을 정량화하였고, 현재 설계안과 비교하여 적은 비용으로 최대의 안전성을 확보하는 최적 지진 내력 분포를 도출하였다. 이러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제12권3호
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• pp.175-182
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• 2008

본 논문에서는 최근 유지관리분야에서 중요한 분야로 대두되고 있는 대형구조물의 모니터링에 대한 연구 및 고찰을 바탕으로 대형 구조물의 계측데이터를 이용한 확률적 안전도분석에 대한 평가 모형을 제안하였다. 사장교의 계측 데이터를 이용하여 활하중에 대한 모델을 산정하고, 요소신뢰성 및 체계신뢰성 기법을 통하여 사장교의 실질적인 확률적 안전도를 평가하였다. 사장교의 체계신뢰성은 케이블, 보강형, 주탑의 조합파괴를 포함하는 주파괴경로를 찾아낼 수 있는 부분 ETA(Event Tree Analysis) 모델을 이용하여 산정하였으며 이는 기존 안전도 분석방법과 비교하였을 때 구조물의 여용성을 충분히 반영하는 데 상당히 합리적이며 실제적인 결과를 보여주는 실용적인 방법으로 판단된다.

• 농약과학회지
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• 제14권2호
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• pp.110-115
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• 2010

본 연구에서는 우리나라 소비자를 대상으로 우리나라에서 재배된 과채류 섭취를 통한 neonicotinoid계 농약의 노출량을 확률적 접근법을 이용하여 평가하였다. 농약 잔류량을 2009년에 수행된 과채류 중 neonicotinoid계 농약 5종(acetamiprid, clothianidin, imidacloprid, thiacloprid, thiamethoxam)에 대한 모니터링 자료를 이용하였다. Neonicotinoid계 농약의 총 노출량을 개별 과채류별로 구분하여 확률적 평가를 실시한 결과 neonicotinoid계 농약 5종의 총 노출량의 극단값은 0.087~0.236 ${\mu}g$/kg/day의 범위를 보였다. 확정론적 접근법의 결과와 비교했을 때 총 노출량의 평균치는 거의 유사하게 나타났으며, 노출량의 $95^{th}$ percentile값에 서는 확률적 접근법의 결과가 확정론적 접근법의 결과에 비해 38.8 ~ 62.0%의 수준으로 낮게 나타났다. 총 노출량에 대한 민감도 분석을 실시한 결과, acetamiprid의 총 노출량은 딸기 섭취를 통한 노출량에 크게 영향을 받으며, 특히 딸기의 섭취량 보다는 딸기 중 acetamiprid 잔류량 수준에 더 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 이는 thiacloprid를 제외한 나머지 3종의 neonicotinoid계 농약에서 유사한 경향을 보였다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제18권5호
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• pp.271-280
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• 2002

본 연구에서는 사면안정해석 수행과정에서 입력되는 지반강도정수의 불확실성이 최소 신뢰성을 갖는 임계 활동면의 추적에 미치는 영향을 정량화하기 위한 확률론적 사면안정해석기법을 소개하였다. 일반적인 공사 현장에서 실무자가 상당한 양의 실내 및 현장 시험을 통해 얻어질 수 있는 지반강도정수의 다양한 통계.확률적 정보를 항상 확보하여 그것들을 상당한 수준의 통계적 지식을 가지고 자유스럽게 이용하는 것은 현실적으로 불가능하다. 따라서 본 연구에서는 실무자가 쉽게 확률적인 개념을 이해하면서 사면안정해석을 수행할 수 있도록 기존의 결정론적 사면안정해석 기법에 공학적 확률해석 기법을 결합시키는 방안을 제시하였다. 미 공병단에서 개발한 UTEXAS 3라는 범용 사면안정 해석 프로그램을 이용하여 본 연구는 파괴확률 또는 신뢰지수라는 관점에서 제안한 확률론적 사면안정해석기법의 결과들을 도출하였다. 본 확률론적 사면안정해석기법은 사면안정의 안전율만을 고려하는 기존의 결정론적 사면해석 기법들 보다 더욱 종합적으로 사면안정의 신뢰성에 대한 결과를 제시하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권2호
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• pp.306-312
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• 2017

The purpose of this research is to introduce the technical standard of accident sequence precursor (ASP) analysis, and to propose a case study using the dynamic-probabilistic safety assessment (D-PSA) approach. The D-PSA approach can aid in the determination of high-risk/low-frequency accident scenarios from all potential scenarios. It can also be used to investigate the dynamic interaction between the physical state and the actions of the operator in an accident situation for risk quantification. This approach lends significant potential for safety analysis. Furthermore, the D-PSA approach provides a more realistic risk assessment by minimizing assumptions used in the conventional PSA model so-called the static-PSA model, which are relatively static in comparison. We performed risk quantification of a steam generator tube rupture (SGTR) accident using the dynamic event tree (DET) methodology, which is the most widely used methodology in D-PSA. The risk quantification results of D-PSA and S-PSA are compared and evaluated. Suggestions and recommendations for using D-PSA are described in order to provide a technical perspective.