최근 농산물 및 그 가공품 중의 비소 오염도에 대한 우려가 높아지고 비소가 과다하게 검출되는 사례가 빈번하게 발생하고 있다. 이러한 상황에도 불구하고, Codex를 비롯한 많은 국가에서 위해 관리의 근거가 되는 식품 중 허용 기준이 미비한 상황이며, 우리나라도 소금과 캡슐에 대한 기준 외에는 식품 중 비소 기준이 전무하다. 호주(뉴질랜드)에서는 곡류에만 총비소 기준으로 1.0 mg/kg으로 설정되어 규제하고 있으며, 일본에서는 독성이 강한 3가 비소기준으로 설정해 놓았으나 이는 잠정허용기준으로 법적인 강제성을 가지지 못하는 권고수준이다. 예외적으로 중국의 경우 농산물에는 무기비소 기준으로, 농산가공품의 경우 총비소 기준으로 식품을 품목별로 구분하여 체계적이고 엄격한 위해 관리를 시행하고 있다. 향후 우리나라의 농산물 및 그 가공품에 대한 비소의 실효성 있는 관리 정책을 위해서는 독성이 강한 무기비소를 기준으로 허용기준을 설정할 필요가 있으며, 이를 위해서는 식품 중 비소의 화학종별 분석기술 개발이 이루어져야 할 것이다. 향후 우리나라에서 농산물 중의 비소에 대한 보다 실효성을 거둘 수 있는 위해 관리 방안을 설정하기 위해서는 우리나라 농산물 중 독성이 강한 무기비소의 함량에 대한 모니터링을 실시하고 이에 대한 확률적 노출평가를 실시하여 위해성을 평가하고 국가차원에서 보다 현실적인 규제영향 분석을 실시하되, 이러한 일련의 정책과정을 거치는 동안 대국민과 관련기관을 대상으로 위해 평가와 정책결정 논리를 투명하게 공개하는 등 합리적인 정책결정을 도출하는 것이 무엇보다 필요할 것이다.
Nuclear emergency preparedness and response is an essential part to ensure the safety of nuclear power plant (NPP). Key support technologies of nuclear emergency decision-making usually consist of accident diagnosis, source term estimation, accident consequence assessment, and protective action recommendation. Source term estimation is almost the most difficult part among them. For example, bad communication, incomplete information, as well as complicated accident scenario make it hard to determine the reactor status and estimate the source term timely in the Fukushima accident. Subsequently, it leads to the hard decision on how to take appropriate emergency response actions. Hence, this paper aims to develop a method for rapid source term estimation to support nuclear emergency decision making in pressurized water reactor NPP. The method aims to make our knowledge on NPP provide better support nuclear emergency. Firstly, this paper studies how to build a Bayesian network model for the NPP based on professional knowledge and engineering knowledge. This paper presents a method transforming the PRA model (event trees and fault trees) into a corresponding Bayesian network model. To solve the problem that some physical phenomena which are modeled as pivotal events in level 2 PRA, cannot find sensors associated directly with their occurrence, a weighted assignment approach based on expert assessment is proposed in this paper. Secondly, the monitoring data of NPP are provided to the Bayesian network model, the real-time status of pivotal events and initiating events can be determined based on the junction tree algorithm. Thirdly, since PRA knowledge can link the accident sequences to the possible release categories, the proposed method is capable to find the most likely release category for the candidate accidents scenarios, namely the source term. The probabilities of possible accident sequences and the source term are calculated. Finally, the prototype software is checked against several sets of accident scenario data which are generated by the simulator of AP1000-NPP, including large loss of coolant accident, loss of main feedwater, main steam line break, and steam generator tube rupture. The results show that the proposed method for rapid source term estimation under nuclear emergency decision making is promising.
Reliability-based design optimization (RBDO) problem is usually formulated as an optimization problem to minimize an objective function subjected to probabilistic constraint functions which may include deterministic design variables as well as random variables. The challenging task is that, because the probability models of the random variables are often assumed based on limited data, there exists a possibility of selecting inappropriate distribution models and/or model parameters for the random variables, which can often lead to disastrous consequences. In order to select the most appropriate distribution model from the limited observation data as well as model parameters, this study takes into account a set of possible candidate models for the random variables. The suitability of each model is then investigated by employing performance and risk functions. In this regard, this study enables structural design optimization and fitness assessment of the distribution models of the random variables at the same time. As the first paper of a two-part series, this paper describes a new design method considering probability model uncertainties. The robust performance of the proposed method is presented in Part 2. To demonstrate the effectiveness of the proposed method, an example of ten-bar truss structure is considered. The numerical results show that the proposed method can provide the optimal design variables while guaranteeing the most desirable distribution models for the random variables even in case the limited data are only available.
For an off-site consequence analysis at nuclear power plant, MELCOR Accident Consequence Code System(MACCS) II code is widely used as a software tool. In this study, the algorithm of web-based off-site consequence analysis program(OSCAP) using the MACCS II code was developed for an Integrated Leak Rate Test (ILRT) interval extension and Level 3 probabilistic safety assessment(PSA), and verification and validation(V&V) of the program was performed. The main input data for the MACCS II code are meteorological, population distribution and source term information. However, it requires lots of time and efforts to generate the main input data for an off-site consequence analysis using the MACCS II code. For example, the meteorological data are collected from each nuclear power site in real time, but the formats of the raw data collected are different from each site. To reduce the efforts and time for risk assessments, the web-based OSCAP has an automatic processing module which converts the format of the raw data collected from each site to the input data format of the MACCS II code. The program also provides an automatic function of converting the latest population data from Statistics Korea, the National Statistical Office, to the population distribution input data format of the MACCS II code. For the source term data, the program includes the release fraction of each source term category resulting from modular accident analysis program(MAAP) code analysis and the core inventory data from ORIGEN. These analysis results of each plant in Korea are stored in a database module of the web-based OSCAP, so the user can select the defaulted source term data of each plant without handling source term input data.
This paper proposes a new method for evaluating Effective Load Carrying Capability(ELCC) and capacity credit(C.C.) of power system including Wind Turbine Generator(WTG) combined with Battery Energy Storage System(BESS). WTG can only generate electricity power when the fuel(wind) is available. Because of fluctuation of wind speed, WTG generates intermittent power. In view point of reliability of power system, intermittent power of WTG is similar with probabilistic characteristics based on power on-off due to mechanical availability of conventional generator. Therefore, high penetration of WTG will occur difficulties in power operation. The high penetration of numerous and large capacity WTG can make risk to power system adequacy, quality and stability. Therefore, the penetration of WTG is limited in the world. In recent, it is expected that BESS installed at wind farms may smooth the wind power fluctuation. This study develops a new method to assess how much is penetration of WTG able to extended when Wind Turbine Generator(WTG) is combined with Battery Energy Storage System(BESS). In this paper, the assessment equation of capacity credit of WTG combined with BESS is formulated newly. The simulation program, is called GNRL_ESS, is developed in this study. This paper demonstrates a various case studies of ELCC and capacity credit(C.C.) of power system containing WTG combined with BESS using model system as similar as Jeju island power system. The case studies demonstrate that not only reasonable BESS capacity for a WTG but also permissible penetration percent of WTG combined with BESS and reasonable WTG capacity for a BESS can be decided.
기존 연구결과에 따르면, 시스템의 안전성에 가장 큰 영향을 주는 요인 중 하나는 인적수행도의 저하인 것으로 밝혀졌다. 따라서 인적수행도 저하 방지를 통한 사건/사고의 방지는 원자력이나 철도와 같이 안전을 우선적으로 고려해야 하는 산업체의 경우 반드시 고려되어야 하는 조건이다. 이를 위해서는 인적수행도 저감의 원인의 체계적 파악 및 이에 근거한 효과적인 관리가 선행되어야 하기 때문에, 대표적인 인적수행도 저하 원인으로 알려져 있는 직무복잡도를 객관적으로 평가할 수 있는 방법의 개발이 필요하다. 이러한 필요성에 따라, 본 논문에서는 원자력발전소의 절차화된 직무에 대한 복잡도를 평가할 수 있는 TACOM 척도를 사용하여 KTX 기장이 수행해야 하는 운전직무의 복잡도를 정량적으로 평가한 후 그 결과를 주관적 직무부하 평가 방법인 NASA-TLX 결과와 비교하여 적합성을 검증하였다.
이 논문에서는 해안구조물에 대한 실질적이고 효율적인 구조신뢰성평가 기법을 제시하였다. 제안기법은 파랑, 조류 등의 하중관련 변수 그리고 콘크리트의 탄성계수와 압축강도, 지반정수 및 경계조건 등과 같은 저항관련 설계변수의 불확실성을 명확히 고려한 복잡한 해안구조물의 신뢰성을 평가할 수 있다. 라틴 하이퍼큐브 샘플링(LHS), 몬테카를로 시뮬레이션(MCS) 및 유한요소법을 합리적으로 결합한 제안기법에서 LHS기반 MCS는 신뢰성평가에 필요한 샘플링 수를 대폭 줄여주므로 계산노력이 획기적으로 감소된다. 검증예제를 통하여 제안기법이 상대적인 정확도를 보장하며 계산상의 효율성이 우수한 것으로 확인되었다. 또한 실제의 케이슨형식 방파제 구조물을 대상으로 한 수치예제를 통하여 그 적용성과 효율성을 입증하였다. 특히 유한요소법 또는 유한차분법과 같은 알고리즘 형태의 암시적 한계상태함수를 갖는 경우와 비선형해석, 복합재료, 다양한 기하형상 등을 복잡한 구조거동을 고려해야 하는 실제적인 구조물의 신뢰성평가에 적합한 것으로 판단된다.
극한홍수에 대응하기 위한 홍수 위험도 관리의 필수 요소인 홍수 위험도 평가를 위해서는 댐 및 하천제방과 같은 홍수방어시설에 대하여 여러 파괴 메커니즘을 고려한 신뢰도 해석을 수행해야 한다. 본 연구에서는 수위급강하에 의한 제체 사면의 시간에 따른 확률론적 안정성 평가에 대하여 연구하였다. 유한요소 해석에 의한 침투해석 결과를 사면안정 해석에 연동하여 Monte Carlo Simulation을 수행함으로써 수위급강하에 따른 제체의 시간의존적 거동을 연구하고 파괴확률을 계산하여 제방의 취약도 곡선을 작성하였다. 수위급강하에 의한 사면의 파괴확률은 특정 수위까지는 매우 작은 값을 유지하지만, 그 이상에서는 수위가 증가함에 따라 급격하게 증가하는 현상을 보였다. 또한 취약도 곡선은 수위 하강 속도에 크게 영향을 받았다. 수위 저하 속도는 수문 시나리오에 의한 수위의 변동해석을 통하여 결정되므로 수위급강하에 따른 제방 제외지 사면의 안정성은 기후변화에 따라 크게 영향을 받을 것으로 판단된다.
Pitilakis, Kyriazis D.;Anastasiadis, Anastasios I.;Kakderi, Kalliopi G.;Manakou, Maria V.;Manou, Dimitra K.;Alexoudi, Maria N.;Fotopoulou, Stavroula D.;Argyroudis, Sotiris A.;Senetakis, Kostas G.
Earthquakes and Structures
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제2권3호
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pp.207-232
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2011
The development of reliable earthquake mitigation plans and seismic risk management procedures can only be based on the establishment of comprehensive earthquake hazard and loss scenarios. Two cities, Grevena (Greece) and D$\ddot{u}$zce (Turkey), were used as case studies in order to apply a comprehensive methodology for the vulnerability and loss assessment of lifelines. The methodology has the following distinctive phases: detailed inventory, identification of the typology of each component and system, evaluation of the probabilistic seismic hazard, geotechnical zonation, ground response analysis and estimation of the spatial distribution of seismic motion for different seismic scenarios, vulnerability analysis of the exposed elements at risk. Estimating adequate earthquake scenarios for different mean return periods, and selecting appropriate vulnerability functions, expected damages of the water and waste water systems in D$\ddot{u}$zce and of the roadway network and waste water system of Grevena are estimated and discussed; comparisons with observed earthquake damages are also made in the case of D$\ddot{u}$zce, proving the reliability and the efficiency of the proposed methodology. The results of the present study constitute a sound basis for the development of efficient loss scenarios for lifelines and infrastructure facilities in seismic prone areas. The first part of this paper, concerning the estimation of the seismic ground motions, has been utilized in the companion paper by Kappos et al. (2010) in the same journal.
Windows 95 환경하에서 PSI/ISI 데이터의 효율적 관리를 위한 종합지원시스템의 구축과 다원적평가와 분석이 가능하고, 비파괴검사에 의한 원전기기의 건전성 평가시 규제측면에서 기술적인 지원을 할 수 있는 고리 원전 PSI/ISI 데이터 베이스 구축과 프로그램을 개발하였다. 이 프로그램을 활용하면 현재까지 수행된 고리 원전 PSI/ISI의 수행현황과 지금까지 발견된 결함에 대한 조사분석이 가능하며, 향후 국내 PSI/ISI 결과의 자료분석이 가능한 전문가 시스템(expert system) 개발에 한단계 접근하게 되었다. 그리고, PSI/ISI에서 발견된 결함에 대한 조사분석 결과를 근거로 결함의 종류, 형태, 처리방법 등에 대한 자세한 분석을 통하여 국내 원전 PSI/ISI 결과의 확률론적 신뢰도 평가 또는 확률론적 안전성평가를 위한 결함검출확률곡선의 작성과 위험도에 근거한 가동중검사제도의 도입에 필요한 기초 자료를 제공하였다. 더 나아가 지금까지의 자료분석을 바탕으로 보다 경제적이며 신뢰성이 높은 PSI/ISI의 수행으로 원전 압력경계기기의 건전성과 신뢰성 확보 및 수명예측을 위한 기초자료를 제공하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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