• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2004.05b
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• pp.982-986
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• 2004

동해의 일본쪽 해저 단층내에서 발생한 지진해일은 우리나라 동해안에 영향을 미쳐왔다. 또한 1983년 동해중부 지진해일과 1993년 홋카이도남서외해 지진해일은 우리나라 뿐만 아니라 러시아에도 인명피해와 재산피해를 발생시켰다. 우리나라 동해안에는 울진, 월성 및 고리 원자력발전소 부지가 있고, 앞으로도 수 개의 원전이 계획되어 있다. 따라서 지진해일의 영향 평가 및 원자력발전소의 안전성 확인에 대한 계속적인 연구가 필요하다. 기존에 수행된 동해에서의 지진해일 평가인구는 원자력발전소의 설계와 관련하여 안전성을 확인하는 정량적인 평가와 지진해일에 의한 예상 범람지역을 평가하는 것으로 크게 분류할 수 있다. 또한 최근에는 보다 세밀한 격자에 의한 비교적 자세한 평가연구가 수행되었다. 본 연구에서는 기존의 지진해일범람 수치모형을 이용하여 1993년 지진해일에 대하여 울진 원자력발전소의 안전성 평가를 수행하였으며, 지진해일 평가결과를 이용하여 원자력발전소의 안전성을 확인하였다. 또한 현재까지의 원자력발전소에 대한 지진해일 안전성 평가연구에 대한 검토를 통하여 지진해일에 대하여 원자력발전소의 안전성 확인을 위한 평가에서 향후 고려하여야 할 몇몇 사항을 제안한다.

• Computational Structural Engineering
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• v.4 no.4
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• pp.24-28
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• 1991

본 연구용역에서는 반도기계주식회사의 의뢰에 의거하여 Manbridge Crane의 지진하중에 대한 구조물의 안전성을 평가하였다. 구조해석은 유한요소 모형을 사용하여 사하중, 활하중 및 OBE(Operating Basis Earthquake)와 SSE(Safe Shut-down Earthquake)의 지진하중에 관한 해석을 수행하였다. Crane설치지점의 층응답스펙트럼을 입력으로 한 응답스펙트럼해법으로 지진해석을 수행하였다. Trolley의 위치와 정격하중의 유무에 따라서 5개의 구조모형을 작성하여 해석을 수행하였으며, 지진해석에는 35개의 자유진동모드가 고려되었다. 구조해석을 통하여 1) 구조부재의 과도응력 발생여부, 2) 보강재의 좌굴 가능성, 3) Hoist Rope의 안전성, 4) Crane의 전도의 가능성 및 Seismic Lug의 안전성, 5) 지진하중에 대한 제동력, 6) Crane의 주행 Rail로부터의 탈선여부, 7) Traversing Rail의 수직처짐, 8) 주행 Rail 및 End Stopper의 Anchor Bolt의 안정성, 9) Fuel Basket과 Handrail의 안전성을 검토하였다. 해석결과를 바탕으로 설계시방서에서 제시한 모든 설계요구조건을 만족시킬 수 있도록 수직 Frame의 보강부재를 보강하고, Hoist Rope 용량을 증가시키도록 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.15-24
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• 1997

최근 우리나라에도 많은 지진사례가 보고되고 있으며, 이러한 지진하중은 원전설비 및 각종 기계설비등의 가동중 파손을 유발시킬 수 있는 잠재적 위험성이 높다. 이에 지진하중에 대한 안전성 확보의 필요성이 점차 대두되고 있다. 지진하중은 종ㆍ횡파에 의한 인장ㆍ압축이 반복되는 역사이클하중(reverse cyclic loading)형태로, 현재까지는 이를 고려한 설계개념이 미흡한 실정이며 이에 대한 파괴물성치의 확보는 물론 파괴물성치 평가 절차도 확립되어 있지 않은 상태이다. 따라서 지진하중에 대한 안전성확보를 위해서는, 역사이클 하중이 재료의 파괴특성 특히, 파괴저항(J-R)곡선에 미치는 영향이 고찰되어야 할 것이다. (중략)

• Journal of the Korea institute for structural maintenance and inspection
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• v.24 no.6
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• pp.161-170
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• 2020

In this study, develop the seismic acceleration measurement data conversion and signal processing algorithms for improve the operational efficiency of the seismic acceleration measurement system installed for public facilities. Through the analysis of the seismic acceleration time history data, the evaluation methods and criteria and evaluating the safety of buildings were proposed. The system was applied to the test bed building to verify its operation and usability. It is expected to be used as a decision making support data and determining the direction and priority of disaster response in the event of an earthquake.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2004.05b
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• pp.1450-1453
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• 2004

최근 4년간 한반도 근해에서는 53회 이상의 해저지진이 발생하고 있다. 지진해일은 천수효과로 인해 대규모 범람을 일으켜 많은 인명 및 재산피해를 초래할 수 있다. 그 중에서도 원자력발전소의 지진해일에 대한 안전성은 필수적으로 검증되어야한다. 본 연구에서는 Bousssinesq 방정성과 천수방정식을 이용하여 지진해일의 거동을 수치해석하며, 격자 간격과 계산 시간 간격의 세분화에 의한 누적오차를 줄이기 위해 다중격자 연결모형을 이용한다.

• Computational Structural Engineering
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• v.17 no.2
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• pp.31-41
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• 2004

몇 일 전 필자는 대전에 위치한 한 연구소에 근무하고 계신 분으로부터 지진취약도 분석에 관한 문의 전화를 받았다. 그분의 대학 후배가 지진취약도에 대한 연구를 하고 싶다는 내용이었다. 최근 필자는 그분 외에도 다른 분들과 함께 지진취약도 분석 및 이를 확장한 바람에 의한, 혹은 홍수에 의한 구조물의 확률적 안전성 분석에 관한 논의를 하곤 하였다. 현재까지 국내에서는 구조물의 취약도 분석에 대한 연구가 그다지 활발하지 않으나, 이에 대한 관심은 지속적으로 증가할 것으로 보여진다. 지진취약도를 한마디로 요약하면, "임의의 크기를 갖는 지진이 발생하였을 때, 구조물에 어느 규모 이상의 손상이 발생할 확률"을 의미하는 것으로, 구조물의 확률적 지진안전성으로 부를 수 있다. 예를 들어, "최대지반가속도가 0.1g인 지진이 발생하였을 때, 해당 구조물에 보수를 요하는 수준 이상의 손상이 발생할 확률이 30%이다"와 같은 정보를 지진취약도 곡선으로부터 읽을 수 있다. (중략)

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.34 no.5
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• pp.319-325
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• 2021

The 2011 East Japan Earthquake caused accidents at a number of nuclear power plants in Fukushima, highlighting the need for a study on the seismic safety of multiple NPP (Nuclear Power Plant) units. In the case of nuclear power plants built on a site that shows a similar seismic response, there is at least a correlation between the seismic damage of structures, systems, and components (SSCs) of nuclear power plants. In this study, a probabilistic seismic safety assessment was performed for the loss of essential power events of twin units. To derive an appropriate seismic damage correlation coefficient, a probabilistic seismic response analysis was performed. Using the external event mensuration system program, we analyzed the seismic fragility and seismic risk by composing a failure tree of multiple loss of essential power events. Additionally, a comparative analysis was performed considering the seismic damage correlation between SSCs as completely independent and completely dependent.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.31 no.1
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• pp.31-38
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• 2018

Earthquake disasters that exceed the design criteria can pose significant threats to nuclear facilities. Seismic probabilistic safety assessment(PSA) is a probabilistic way to quantify such risks. Accordingly, seismic PSA has been applied to domestic and overseas nuclear power plants, and the safety of nuclear power plants was evaluated and prepared against earthquake hazards. However, there were few examples where seismic PSA was applied in case of a research reactor with a relatively small size compared to nuclear power plants. Therefore, in this study, seismic PSA technique was applied to actually completed research reactor to analyze its safety. Also, based on these results, the optimization study on the seismic capacity of the system constituting the research reactor was carried out. As a result, the possibility of damage to the core caused by the earthquake hazard was quantified in the research reactor and its safety was confirmed. The optimization study showed that the optimal seismic capacity distribution was obtained to ensure maximum safety at a low cost compared with the current design. These results, in the future, can expect to be used as a quantitative indicator to effectively improve the safety of the research reactor with respect to earthquakes.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.11a
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• pp.309-314
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• 1998

외국의 경우, 지진활동이 활발하지 않은 지역에서 강진이 발생하고, 최근 국내의 빈번해진 지진 발생 등의 이유로 내진설계 기준의 정립 및 강화가 활발히 이루어지고 있다. 그러나 교량의 내진설계는 다음과 같은 몇 가지 한계점을 가지고 있다. l) 첫째 내진구조는 짧은 고유주기로 인하여 유발되는 지진력 자체가 매우 크다. 둘째, 설계지진을 능가하는 지진 발생시 구조물이 붕괴될 가능성이 크다. 즉 내진여유도가 작다. 셋째, 내진설계는 설계지진력 이상의 지진의 발생을 완전히 배제하지 않는데, 그러한 지진발생시 지지력이 모두 고정단이 위치한 교각에 집중되어 그 교각의 받침이 파괴되어 설계개념을 상실할 가능성이 높다. (중략)

• Nuclear industry
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• v.15 no.7 s.149
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• pp.56-59
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• 1995

국내 원전은 내진성 확보를 위해 부지의 선정단계에서는 원전의 예상입지를 중심으로 320km 내의 지진특성과 과거지진기록을 면밀히 분석$\cdot$반영하고, 부지중심으로 반경 8km 내에 대해서는 정밀지질조사를 실시하여 단층대나 연약지반 등 지진발생 가능지역은 제외시키고 있으며, 구조물의 설계와 설치시에는 과거의 지진발생기록을 근거로 하여, 발전소 인근지역에서 발생이 가능한 최대 지진과 부지의 지반특성, 그리고 구조물의 하중 등을 복합적으로 고려하여 내진설계하고 있다. 가동중에는 각종 자동지진감시계통이 지진발생 여부를 지속적으로 계측한 후에, 설계지진값의 절반인 지반가속도 0.1g 이상의 지진을 감지하면 자동경보장치를 작동시켜 즉각 운전이 정지되도록 설계되어 있다.