• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.751-756
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• 1998

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

• Tunnel and Underground Space
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• v.31 no.5
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• pp.360-373
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• 2021

Many sources of uncertainty exist in geotechnical analysis ranging from the material parameters to the sampling and testing techniques. The conventional deterministic stability analysis of a plane failure in rock slope produce a safety factor but not a probability of failure or reliability index. In the conventional slope stability analysis by evaluating the ground uncertainty as an overall safety factor, it is difficult to evaluate the stability of the realistic rock slope in detail. This paper reviews some established probabilistic analysis techniques, such as the MCS, FOSM, PEM, Taylor Series as applied to plane failure of rock slopes in detail. While the Monte - Carlo methods leads to the most accurate calculation of the probability of safety, this method is too time consuming. Therefore, the simplified probability methods could be alternatives to the MCS. In this study, using these simple probability methods, the failure probability estimation of a plane failure in rock slope is presented.

• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.12 no.4
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• pp.241-248
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• 1997

This paper presents the development procedure and application of the generic component reliability data base considering the dependency among dependent generic compendia in NPPs (Nuclear Power Plants) PSA (Probabilistic Safety Assessment) under construction or without operating history. We use MPRDP (Multi-Purpose Reliability Data Processor) code developed in KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) based on a PEB (Parametric Empirical Bayesian) procedure to estimate the reliability. The employed model in this study accounts for the relative credibility as well as the dependency among generic estimates. Numerical examples and the part of summarized reliability data table are provided as the application.

• 방재와보험
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• s.87
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• pp.12-17
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• 2000

• Journal of the Korean Recycled Construction Resources Institute
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• v.4 no.2
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• pp.172-179
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• 2016

For an evaluation of service life in RC(Reinforced Concrete) structures, deterministic method and probabilistic method considering random variables of design parameters are usually adopted. In the work, surface chloride contents which vary with distance from sea shore and height are investigated from the previous research literature surveys, and they are considered for service life estimation. Through the analysis, the probabilistic method shows much lower results, which is due to variations of design parameters and very low intended durability failure. In the deterministic method, the structures within 250m and higher than 60m are evaluated to be free from chloride attack. In the probabilistic method, those higher than 60m in all the region and higher than 40m and 250m from sea shore are evaluated to satisfy the service life.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.197.1-197
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2001.04a
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• pp.81-84
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• 2001

고준위 방사성 폐기물 영구처분 안전성을 평가하기 위하여 입력 자료로 처분장 주변 각 암 반에서의 지하수 유동 속도 및 유동 시간이 요구된다. 이러한 유동 속도와 시간은 대부분의 경우 단일 값이 요구되지만 고준위 방사성 처분의 경우 지하 매질의 불확실성을 고려하기 위하여 확률론적 분석이 요구된다. 지하수 유동 속도 및 시간이 확률밀도함수로 표시되기 위해서는 기존의 방법에서는 수리 해석의 입력 인자 값들을 변화시키면서 반복적인 계산을 수행하는 방법이 사용되었다. 그러나 이러한 방법론의 한계를 극복하기 위해 최근 섭동 이론을 이용한 adjoint 방법론이 사용되고 있는 바 이를 이용하여 가상 처분장에서의 지하수 유동 속도와 시간을 확률론적으로 해석하였다.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.8 no.6 s.40
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• pp.23-29
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• 2004

The design earthquake used for the seismic analysis and design of NPP (Nuclear Power Plant) is determined by the deterministic or probabilistic methods. The probabilistic seismic hazard analysis(PSHA) for the nuclear power plant sites was performed for the probabilistic seismic risk assessment. The probabilistic seismic hazard analysis for the nuclear power plant site had been completed as a part of the probabilistic seismic risk assessment. The probabilistic method become a resonable method to determine the design earthquakes for NPPs. In this study, the defining method of the probability based scenario earthquake was established, and as a sample calculation, the probability based scenario earthquakes were estimated by the de-aggregation of the probabilistic seismic hazard. By using this method, it is possible to define the probability based scenario earthquakes for the seismic design and seismic safety evaluation of structures. It is necessary to develop the rational seismic source map and the attenuation equations for the development of reasonable scenario earthquakes.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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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