• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.110-116
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• 2022

Human failure event (HFE) dependency analysis is a part of human reliability analysis (HRA). For efficient HFE dependency analysis, a maximum number of minimal cut sets (MCSs) that have HFE combinations are generated from the fault trees for the probabilistic safety assessment (PSA) of nuclear power plants (NPPs). After collecting potential HFE combinations, dependency levels of subsequent HFEs on the preceding HFEs in each MCS are analyzed and assigned as conditional probabilities. Then, HFE recovery is performed to reflect these conditional probabilities in MCSs by modifying MCSs. Inappropriate HFE dependency analysis and HFE recovery might lead to an inaccurate core damage frequency (CDF). Using the above process, HFE recovery is performed on MCSs that are generated with a non-zero truncation limit, where many MCSs that have HFE combinations are truncated. As a result, the resultant CDF might be underestimated. In this paper, a new method is suggested to incorporate HFE recovery into the MCS generation stage. Compared to the current approach with a separate HFE recovery after MCS generation, this new method can (1) reduce the total time and burden for MCS generation and HFE recovery, (2) prevent the truncation of MCSs that have dependent HFEs, and (3) avoid CDF underestimation. This new method is a simple but very effective means of performing MCS generation and HFE recovery simultaneously and improving CDF accuracy. The effectiveness and strength of the new method are clearly demonstrated and discussed with fault trees and HFE combinations that have joint probabilities.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4367-4381
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• 2023

Nuclear power plants are increasingly being equipped with digital I&C systems. Although some probabilistic safety assessment (PSA) models for the digital I&C of nuclear power plants have been constructed, there is currently no specific internationally agreed guidance for their modeling. This paper presents an initiative by the OECD Nuclear Energy Agency called "Digital I&C PSA - Comparative application of DIGital I&C Modelling Approaches for PSA (DIGMAP)", which aimed to advance the field towards practical and defendable modeling principles. The task, carried out in 2017-2021, used a simplified description of a plant focusing on the digital I&C systems important to safety, for which the participating organizations independently developed their own PSA models. Through comparison of the PSA models, sensitivity analyses as well as observations throughout the whole activity, both qualitative and quantitative lessons were learned. These include insights on failure behavior of digital I&C systems, experience from models with different levels of abstraction, benefits from benchmarking as well as major contributors to the core damage frequency and those with minor effect. The study also highlighted the challenges with modeling of large common cause component groups and the difficulties associated with estimation of key software and common cause failure parameters.

• 콘크리트학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.389-395
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• 2006

실존하는 콘크리트 구조체를 평가할 때, 그 콘크리트의 강도를 알아내는 것이 매우 중요하다. 콘크리트의 강도를 알아내기 위하여 재하시험이나 코어시험을 하는 것은 시험비용, 편의성, 시간, 구조체에 대한 손상, 신뢰성등 많은 문제점이 있다. 그러므로 이러한 문제점들을 극복하기 위하여 여러 가지 비파괴 시험과 통게적 해석을 통한 구조해석법이 발전해 오고 있다. 본 연구에서는 재령 3, 7, 14, 28, 90, 180, 365, 730일에 대하여 28일 표준실린더 압축강도 65.0MPa인 고강도 콘크리트 구조체의 실제강도를 알기 위한 일련의 실험을 하였고, 각 실험결과를 SPSS 프로그램으로 회귀분석 하였다. 회귀분석에 의한 강도추정식과 코어강도값을 비교하여 오차율을 계산하고, 기존식과 비교하여 추정식의 유의성을 검토한 결과 기존식들은 보통강도 콘크리트에는 적용할 수 있지만 고강도 콘크리트에는 적용에 한계가 있음이 밝혀졌다. 따라서 40MPa 이상의 고강도 콘크리트의 슈미트 해머 시험에 의한 강도 추정을 위해 다음과 같은 강도식을 제안하였다.

• 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.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제36권4호
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• pp.273-282
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• 2023

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.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제37권3호
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• pp.205-216
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• 2024

최근 원자력 지진 PSA(Probabilistic Safety Assessment)를 토대로 산업시설물의 지진 PSA를 수행하는 연구가 진행되었다. 해당 연구는 원자력 발전소와 산업시설물의 차이를 파악하고, 최종적으로 운영정지를 목표로 하는 고장수목(Fault Tree)를 구축한 후 시각적 확률도구인 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)으로 변환하였다. 본 연구는 선행연구를 기반으로 지진으로 유발된 구조손상으로 인해 발생 가능한 화재･폭발에 대해 PSA를 수행하고자 하였다. 이를 위해 화재･폭발을 사건수목(Event Tree)으로 표현하고, BN으로 변환하였다. 변환된 BN은 화재･폭발 모듈로서 선행연구에서 제시된 고장수목 기반 BN과 연계되어 최종적으로 지진 유발 화재･폭발 PSA를 수행할 수 있는 BN 기반 방법론이 개발되었다. 개발된 BN을 검증하기위해 수치예제로서 가상의 가스플랜트 Plot Plan을 생성하였고, 가스플랜트의 설비 종류가 구체적으로 반영된 대규모 BN을 구축하였다. 해당 BN을 이용하여 지진 규모에 따른 전체시스템의 운영정지 확률 및 하위시스템들의 고장확률 산정과 더불어 역으로 전체시스템이 운영 정지되었을 때 하위시스템들의 영향도 분석과 화재･폭발 가능성을 산정하여 다양한 의사결정을 수행할 수 있음을 제시함으로써 그 우수성을 확인하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권4호
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• pp.311-317
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• 2014

가압경수로형 원자력발전소 소유자 그룹은 ASME Sec. XI 코드의 배관 샘플링검사법 대안으로 리스크 정보를 활용한 가동중검사 프로그램(RI-ISI)을 개발 및 적용하였다. RI-ISI 프로그램은 파손 메커니즘이 있는 고위험도 배관에 검사를 집중함으로써 발전소의 전반적인 안정성을 향상시켰다. 또한, RI-ISI 프로그램은 비파괴검사 물량, 검사자 방사선 피폭, 검사 시간 등을 줄일 수 있다. 배관 RI-ISI 방법은 한국 표준형 원자력 발전소 3개호기에 적용되고 있으며 다른 발전소도 개발중에 있다. 이 논문에서는 프라마톰형(프랑스형) 원전에 대한 RI-ISI 방법을 연구하고 그 결과를 나타내었다. 프라마톰형 원전에 대한 RI-ISI 적용은 발전소 안전성을 향상시키고 유지시키며 계량화할 수 없는 이익을 준다는 결론에 도달하였다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.431-438
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• 2006

화재 피해 콘크리트 건축물의 기존 손상도 평가 방법은 명확한 손상 깊이를 정량적으로 추정하기가 어렵고, 특히 코아 압축강도 테스트는 콘크리트 깊이별로 수열온도 따라 손상도의 변화를 반영하지 못하고 손상 공시체의 압축강도를 구조체 압축강도 저하의 대표 값으로 사용하게 되어 손상 깊이의 판단이 어려운 불합리한 점이 있다. 따라서 본 연구에서는 화재 피해를 입은 철근콘크리트 슬래브나 벽체 부재의 손상 깊이를 정량적으로 평가하기 위해서, 공시체를 대상으로 전기로에서 일면 가열한 후, 2cm 두께로 절편화시켜 색조분석, 흡수율 및 할렬인장강도실험에 의한 압축강도를 분석함으로써 공시체 깊이별 손상 깊이를 정량적으로 평가하는 실험기법을 제안하고 고온에 노출된 콘크리트의 특성변화를 고찰함으로써 그 적용성을 검증하였다. 실험결과, 본 연구에서 제안한 손상도 평가기법은 가열조건 및 강도별로 공시체 깊이에 따른 잔존강도의 정량적 평가가 가능하였으며, 이 결과를 이용하여 화재를 경험한 슬래브나 벽체의 보수보강 범위를 선정하는 판단 기준으로 활용할 수 있는 것으로 나타났다.

• 한국농림기상학회지
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• 제15권4호
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• pp.320-331
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• 2013

재단법인 국가농림기상센터는 지난 3년간 기상청의 재정지원으로 기후스마트농업의 전제조건인 개별농장 수준의 기상위험 관리서비스를 설계하였다. 이 서비스는 기존 기상청 관측 및 예보시스템 외에 추가적인 자원소모 없이 해당 농지에 주어진 기상조건을 재배중인 작물의 종류와 그 발육단계에 맞게 '기상위험지수'로 정량화하고, 이를 평년기준과 비교하여 재해발생 가능성을 농민에게 일대일로 전달한다. 서비스 실용화에 필요한 기상실황 및 예보의 경관규모 추정기술, 시범 집수역 내 필지별 경과기상 및 예보에 근거한 작목 맞춤형 기상위험 산정기술을 개발하고, 이들 기술의 통합 및 시스템화를 완료하였다. 단일 집수역인 경남 하동군 악양면을 선정하여 이 시스템을 설치하고 230농가 400필지를 대상으로 시범서비스를 구현하였다. 이 과정에서 얻어진 경험을 공유함으로써 향후 농업부문의 기상이변 대응 조기경보서비스 구축에 기여하고자 한다.

• 한국안전학회지
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• 제35권1호
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• pp.107-115
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• 2020

This paper introduces the first vital area identification (VAI) process for the physical protection of nuclear power plants (NPPs) during low power and shutdown (LPSD) operation. This LPSD VAI is based on the 3rd generation VAI method which very efficiently utilizes probabilistic safety assessment (PSA) event trees (ETs). This LPSD VAI process was implemented to the virtual NPP during LPSD operation in this study. Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) had developed the 2nd generation full power VAI method that utilizes whole internal and external (fire and flooding) PSA results of NPPs during full power operation. In order to minimize the huge burden of the 2nd generation full power VAI method, the 3rd generation full power VAI method was developed, which utilizes ETs and minimal PSA fault trees instead of using the whole PSA fault tree. In the 3rd generation full power VAI method, (1) PSA ETs are analyzed, (2) minimal mitigation systems for avoiding core damage are selected from ETs by calculating system-level target sets and prevention sets, (3) relatively small sabotage fault tree that has the systems in the shortest system-level prevention set is composed, (4) room-level target sets and prevention sets are calculated from this small sabotage fault tree, and (5) the rooms in the shortest prevention set are defined as vital areas that should be protected. Currently, the 3rd generation full power VAI method is being employed for the VAI of Korean NPPs. This study is the first development and application of the 3rd generation VAI method to the LPSD VAI of NPP. For the LPSD VAI, (1) many LPSD ETs are classified into a few representative LPSD ETs based on the functional similarity of accident scenarios, (2) a few representative LPSD ETs are simplified with some VAI rules, and then (3) the 3rd generation VAI is performed as mentioned in the previous paragraph. It is well known that the shortest room-level prevention sets that are calculated by the 2nd and 3rd generation VAI methods are identical.