최근 다양하게 제시되고 있는 확률론적 방법에 의한 산사태 예측기법의 경우 전문적 지식을 기반으로 조사 및 분석이 이루어질 경우에만 분석결과의 신뢰성을 확보할 수 있다. 그러나 재해 발생상황에서는 통계분석을 통한 산사태 예측의 전문가뿐만 아니라 공무원, 지질공학자 등 통계적 전문지식을 갖지 않은 재해분야 담당자도 신뢰성 있고 간편한 방법으로 산사태 취약성을 해석할 수 있어야 한다. 따라서 본 논문은 전문가는 물론 비전문가도 쉽게 의미를 이해하고 활용할 수 있으면서도 정확한 분석을 통한 통계적 접근으로 신뢰성 높은 산사태 취약성 평가표를 개발하여 제안하고자 하였다. 이를 위해 기존에 국내에서 산사태가 집중적으로 발생한 지역의 지질, 지형, 토질자료를 토대로 산사태 정준상관분석을 통한 수량화 기법을 이용하여 산사태 취약성 평가표를 개발하였다. 산사태의 현장자료와 실내시험자료를 바탕으로 통계분석을 실시하고, 그 결과를 토대로 영향인자 선정 및 인자별 급간 값을 설정한 것이다. 수량화 분석결과 산사태를 발생시키는 여러 인자 중 사면경사가 가장 큰 중요도를 가지며, 고도, 투수계수, 간극율, 암질, 건조밀도의 순서로 큰 영향을 미치는 것으로 나타났다. 각 평가항목별로 결정된 점수를 기준으로 평가항목 각각의 세부등급에 대한 점수를 할당하여 산사태재해 취약성 평가표를 개발하였다. 산사태재해 취약성 평가표를 이용하여 평가자는 평가대상 지점에 대해 각 평가항목별 해당 속성, 즉 세부등급을 선택하고, 선택된 각 속성별 평가점수를 더하면 산사태 취약성을 점수로 신속하게 파악할 수 있다. 또한, 이 결과를 토대로 GIS 기법을 이용한 산사태 예측지도 또는 취약성지도 등을 작성하여 활용할 수 있다.
최근 구미(歐美) 선진제국(先進諸國)에서는 확률적(確率的)인 개념(槪念)에 의한 한계상태설계법(限界狀態設計法)을 표준시방서(標準示方書)로 도입(導入)하는 경향이 높아지고 있다. 이들 선진국(先進國)에서 채택한 LSD, LRFD, PBLSD 같은 신뢰성설계기준(信賴性設計基準)은 각종(各種) 시공재료(施工材料)에 대한 설계절차(設計節次)를 단순화(單純化)시킬 뿐만아니라 일관성(一貫性)있는 신뢰성(信賴性)을 갖게 하는 능력(能力)을 갖고 있다. 본(本) 연구(硏究)에서는 RC 휨부재(部材)에 대한 이러한 신뢰성설계기준(信賴性設計基準)을 제안(提案)하였다. 이를 위하여 Lind-Hasofer의 불변(不變)2차(次)모멘트 신뢰성이론(信賴性理論)에 의해 반복시행적(反復試行的) 신뢰성해석(信賴性解析) 및 하중(荷重)-저항계수(抵抗係數) 결정(決定)알고리즘을 유도하고, 또한 Cornell의 평균제(平均第)1계이차(階二次)모멘트법(法)을 사용하여 근사적(近似的)으로도 신뢰성(信賴性)을 해석(解析)하여 설계기준(設計基準)을 결정(決定)하도록 하였다. 휨부재(部材)의 저항(抵抗) 및 하중효과(荷重效果)에 대한 불확실양산정(不確實量算定)은 Ellingwood의 하중(荷重) 및 저항불확실량(抵抗不確實量) 해석방법(解析方法)을 따랐다. 현행(現行) 극한강설계시방서(極限强設計示方書) 기준(基準)으로 설계(設計)되는 R.C.휨부재(部材)의 상대적(相對的) 의미(意味)의 안전성수준(安全性水準)을 제안(提案)된 이차(二次)모멘트신뢰성이론(信賴性理論)에 의해 검토(檢討)하였다. 그리고 우리 현실(現實)을 고려한 ${\beta}_0=4$를 적절한 목표신뢰성지수(目標信賴性指數)로 간주(看做)하고 이에 대한 저항(抵抗) 및 하중계수(荷重係數)를 제안(提案)된 방법(方法)으로 계산(計算)하였으며, 현행(現行) 극한강설계기준(極限强設計基準)의 안전율(安全率)과 이들 계산(計算)된 계수(係數)를 비교(比較), 분석(分析)하였다. 현행(現行) 시방서(示方書)로 설계(設計)되는 휨부재(部材)의 신뢰성(信賴性) 수준(水準)은 적절(適切)하지 못하며, 현행(現行) 시방서(示方書)에 규정(規定)된 저항(抵抗) 및 하중계수(荷重係數)는 본연구(本硏究)의 신뢰성이론(信賴性理論)으로 유도한 저항(抵抗) 및 하중계수(荷重係數)와 상당히 차이(差異)가 있음을 발견(發見)할 수 있었다.
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.
Plants which are having conditions of high temperature and pressure always are exposed to danger. In order to prevent unexpected accidents, safety management that can effectively and appropriately examine facilities is required in plant operation. RBI(Risk-Based Inspection) technology in API 581 is one of standard management technique for evaluating risk on petroleum plants. There are qualitative and quantitative assessments in RBI methodology. Quantitative evaluation step is complex and required much information, so high-risk facilities in plant are selected firstly by qualitative method. Qualitative RBI is performed by choosing the answer in prepared questionnaire. However, it is difficult to believe thoroughly results from survey including ambiguous information. In this study, the procedure of qualitative RBI analysis with considering probability distribution concept were proposed by using Monte Carlo simulation method in order to increase reliability in spite of uncertain factors. In addition, qualitative risk of cooling system for LNG plant was evaluated using proposed procedure. Although 20 items of total 39 assessment items are applied to uncertain factors, risk section of high probability(89%) were verified. The detailed results were described in manuscript.
홍수나 가뭄 등 극한 사상을 예측하여 재해에 대비하거나 또는 수자원을 효율적으로 관리, 배분하기 위하여 강우-유출 모형이 이용되고 있다. 그러나 많은 수문학자들은 강우-유출 모형이 가질 수밖에 없는 불확실성에 대하여 언급하였다. 실제 유역에 내린 강우는 증발과 증산, 차단, 침투 등 여러 과정을 거쳐 유출로 이어지는데, 모형에서는 이러한 복잡한 물리적 과정을 단순화하여 표현하였으므로 불확실성이 반드시 존재할 수밖에 없는 것이다. 따라서 모형으로부터의 모의 결과를 신뢰할 수 있는지를 정량적으로 판단하는 과정이 이루어져야 한다. 본 논문에서는 현재까지 강우-유출 모형의 불확실성을 평가한 선행 연구 중 Montanari와 Brath(2004)가 제시한 Meta-Gaussian 기법을 이용하여 강우-유출 모형 모의 결과에 대한 불확실성을 검토하였다. 이 기법은 모형 오차의 확률 분포형으로부터 신뢰구간의 상한계와 하한계를 추정하는 방법으로 수문모형의 전역적 불확실성(Global Uncertainty)을 정량화할 수 있다. 본 논문에서는 동일한 강우사상에 대한 물리적 기반의 분포형 모형인 $Vflo^{TM}$ 모형과 개념적 준 분포형 모형인 HEC-HMS 모형으로부터 모의된 유출량을 Meta-Gaussian 기법을 적용하여 불확실성을 분석하였다.
The purpose of this paper is to develop a fire HRA (Human Reliability Analysis) procedure for full power operation of domestic NPPs (Nuclear Power Plants). For the development of fire HRA procedure, the recent research results of NUREG-1921 in an effort to meet the requirements of the ASME/ANS PRA Standard were reviewed. The K-HRA method, a standard method for HRA of a domestic level 1 PSA (Probabilistic Safety Assessment) and fire related procedures in domestic NPPs were reviewed. Based on the review, a procedure for the fire HRA required for a domestic fire PSA based on the K-HRA method was developed. To this end, HRA issues such as new operator actions required in the event of a fire and complexity of fire situations were considered. Based on the four kinds of HFE (Human Failure Event) developed for a fire HRA in this research, a qualitative analysis such as feasibility evaluation was suggested. And also a quantitative analysis process which consists of screening analysis and detailed analysis was proposed. For the qualitative analysis, a screening analysis by NUREG-1921 was used. In this research, the screening criteria for the screening analysis was modified to reduce vague description and to reflect recent experimental results. For a detailed analysis, the K-HRA method and scoping analysis by NUREG-1921 were adopted. To apply K-HRA to fire HRA for quantification, efforts to modify PSFs (Performance Shaping Factors) of K-HRA to reflect fire situation and effects were made. For example, an absence of STA (Shift Technical Advisor) to command a fire brigade at a fire area is considered and the absence time should be reflected for a HEP (Human Error Probability) quantification. Based on the fire HRA procedure developed in this paper, a case study for HEP quantification such as a screening analysis and detailed analysis with the modified K-HRA was performed. It is expected that the HRA procedure suggested in this paper will be utilized for fire PSA for domestic NPPs as it is the first attempt to establish an HRA process considering fire effects.
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.
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.
보통회주철(GC300)에 Cr, Mo, Cu 첨가제를 넣어 고급 회주철(HCI350)을 제작하고, 미세 조직과 기계적 물성치, 피로강도의 변화를 연구하였다. 주철을 환봉형과 평판형 주물로 제작하였으며, 이들을 절단 및 연마하여 나이탈 수용액으로 에칭한 후 미세조직의 면적비율을 측정하였다. 첨가물에 의해 편상 흑연결정(flake graphite)의 크기가 감소하고 고밀 펄라이트 함량이 증가하여 인장강도, 피로강도의 향상이 확인되었다. 피로시험 결과 획득한 피로수명 데이터를 바탕으로 최우추정법이 적용된 2모수 와이블 분포를 이용하여 확률-응력-수명 곡선을 산출하였다. 확률-응력-수명곡선 산출 결과 HCI350은 GC300에 비해 피로강도는 크게 개선되었고 수명데이터의 분산성은 낮아졌으나, 피로응력완화에 따른 피로수명의 증가가 크게 나타났다. 산출된 확률-응력-수명 곡선을 이용하여 요구수명 사이클 수에 대한 허용응력 값을 정량적으로 제시함으로써 신뢰성 수명설계에 위한 기초자료를 제시하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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