최근 원자력 지진 PSA(Probabilistic Safety Assessment)를 토대로 산업시설물의 지진 PSA를 수행하는 연구가 진행되었다. 해당 연 구는 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 구조손상 으로 인해 발생 가능한 화재･폭발에 대해 PSA를 수행하고자 하였다. 이를 위해 화재･폭발을 사건수목(Event Tree)으로 표현하고, BN 으로 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 전체시 스템의 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.

지반운동의 입사방향 변화에 따라 구조물의 지진응답도 그 방향에 따라 변화할 것이다. 지반운동의 입사되는 방향에 따른 예제교 량의 지진응답의 영향을 분석하기 위하여 다양한 입사각에 대하여 구한 1초 주기에 대응하는 가속도응답스펙트럼을 구하였다. 이를 이용하여 5가지 종류의 백분위수에 해당하는 1쌍의 직교하는 수평성분 지진파를 40세트 생성하였다. 지반운동의 입사방향에 따른 예 제교량의 지진응답을 구하여 교각에 대한 지진취약도 해석을 수행하였다. 5가지 종류의 백분위수에 대응하는 지진파에 대한 지진취 약도 해석을 분석하여 지진파의 입사방향에 따라서 지진취약도 곡선의 중앙값이 약 1.2~2.6배 정도 차이가 남을 알 수 있었다. 다시 말 하면 지진파의 입사방향에 따라서 교량 구조물의 손상정도가 약 1.2~2.6배 정도 차이가 날 수 있음을 의미한다.

격납건물은 원자력 발전소의 중대 사고 발생시 방사성 물질의 외부 방출을 막는 심층 방어 체계 중 마지막 방벽이다. 중대사고 발생시 격납건물 내부에선 노심 융해와 수소 발생으로 인한 내압 상승과 증기 폭발로 인한 구조적 손상이 일어나며, 이에 대한 구조적 건전성을 평가하기 위해 격납건물에 대 한 극한 내압 성능 평가를 실시한다. 극한 내압 성능 평가 방법 중 확률론적 평가시 현실적인 제약으 로 인해 고신뢰도 유한요소해석 모델을 이용하며 이때에 불확실성 인자들의 확률 분포 특성을 고려한 데이터 셋을 샘플링 기법을 이용하여 구성한 후 비선형 해석을 실시한다. 도출된 비선형 해석 결과는 취약도 곡선을 도출에 사용되며, 취약도 곡선을 이용하여 확률론적인 평가가 실시된다. 샘플링 기법에 따라 적절한 표본 크기가 아닌 데이터셋을 구성하게 되면 통계적 불확실성으로 인한 취약성 분석의 오차가 증대된다. 하지만 유한요소해석시 발생하는 막대한 계산 비용으로 인하여 기존의 방식은 적절 한 샘플링 크기 선정 및 부적절한 샘플링 크기 선정으로 인한 확률론적인 성능평가에 대한 영향에 대 한 정량화 및 평가를 제한적으로 수행하였다. 따라서 본 연구에서는 격납건물의 재료적 특성 및 내압 으로 인한 변위 데이터를 기반으로 생성한 인공신경망 모델을 통해 유한요소 해석에 대한 대리모델을 생성한다. 이후 생성한 대리모델을 기반으로 일반적인 불확실성 분포 샘플링에 사용되는 Monte Carlo method, latin hypercube sampling, Sobol sequence을 이용하여 표본 크기에 따른 격납건물 확률론적 인 극한내압성능 평가에 대한 영향을 정량화 및 평가를 실시하겠다. 이를 통해 제한적으로 탐색되었던 불확실성 공간에 대하여, 그 통계적 불확실성 및 전방위적인 탐색이 가능해 질것으로 기대한다.

본 논문에서는 확률론적 처리기법을 적용하여 플랜트 시설물의 폭발 재현주기에 따른 폭발 위험도를 분석하였다. HSE에서 제공하 는 누출 데이터, DNV에서 제시한 플랜트당 연간 누출 빈도, 다양한 연구진이 제시한 점화 확률을 고려하여 누출량에 따른 폭발 재현 주기를 산정하였다. 산정된 폭발 재현주기를 통해 폭발 위험도를 증기운의 부피 및 반경, 폭발하중에 대하여 평가하였다. 재현주기에 따른 증기운의 반경과 과거 실제 증기운 폭발 사례, 내폭설계 가이드라인을 비교 분석하여 설계폭발하중 모델을 위한 기준거리를 제 시하였다. 멀티에너지법을 통하여 폭발 재현주기에 따른 폭발하중의 범위를 분석하였으며, 설계폭발하중 모델의 기준이 되는 재현주 기를 제안하였다. 본 연구의 결과로 플랜트 시설물에 대한 성능기반 내폭설계의 간략한 표준안으로 활용이 가능하다.

원자력발전소 지진 확률론적 안전성 평가인 PSA(Probabilistic Safety Assessment)는 오랜 기간에 걸쳐 확고히 구축되어 왔다. 반면 에 다양한 공정 기반의 산업시설물의 경우 화재, 폭발, 확산(유출) 재난에 대해 주로 연구되어 왔으며, 지진에 대해서는 상대적으로 연 구가 미미하였다. 하지만, 플랜트 설계 당시와 달리 해당 부지가 지진 영향권에 들어갈 경우 지진 PSA 수행은 필수적이다. 지진 PSA 를 수행하기 위해서는 확률론적 지진 재해도 해석(Probabilistic Seismic Hazard Analysis), 사건수목 해석(Event Tree Analysis), 고장수 목 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 일 반적인 사건수목 구축이 어렵다. 따라서, 본 연구에서는 산업시설물 지진 PSA를 수행하기 위해 고장수목을 바탕으로 확률론적 시각 도구인 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 우수 성을 확인하였다.

강진에 대한 다양한 비선형 거동을 하는 부재요소들로 이루어진 교량시스템의 현재까지의 일반적인 지진취약도 평가방법은 부재- 수준에서 평가하는 것이다. 본 연구의 목적 부재-수준의 지진취약도 평가결과로부터 구조시스템을 대표하는 시스템-수준의 지진취 약도 평가방법을 개발하는 것이다. 교량의 지진 거동을 일반적으로 교축방향과 교축직각방향으로 구분하기 때문에 본 연구에서도 시 스템-수준 지진취약도를 두 방향에 대하여 구분해 평가하였다. 길이 방향에 대한 부재-수준의 지진취약도평가는 교각, 교량받침, 충 돌, 교대, 낙교에 대하여 수행하였다. 교축직각 방향에 대해서는 충돌, 교대, 낙교의 손상이 영향을 주지 않으므로 부재-수준의 지진취 약도평가는 교각과 교량받침에 대하여만 수행하였다. 다양한 구조부재의 비선형모델을 이용한 지진해석은 OpenSEES 프로그램을 사용하여 수행하였다. 시스템-수준의 지진취약도는 부재-수준 사이의 손상이 직렬연결이라고 가정하고 평가하였다. 교각의 손상이 다른 부재-수준의 손상보다 시스템-수준의 지진취약도에 지배적인 영향을 주는 것을 알 수 있었다. 다시 말하면 가장 취약한 부재-수 준의 지진취약도가 시스템-수준의 지진취약도에 가장 지배적인 영향을 주는 것을 의미한다.

시각적 데이터는 도처에 존재하며 자연어는 인간이 이해할 수 있는 의사소통 수단이다. VQA(Visual Question Answering)는 이미지를 이미지에 대한 입력과 질문으로 취하고 복잡한 추론을 사용하여 자연어 답변을 생성 하는 시스템이다. 따라서, VQA는 답을 예측하기 위해 이미지에 대한 자세한 이해와 복잡한 이유가 필요하 다. 멀티모달 구조와 가능한 실제 구현을 고려할 때, VQA는 인공지능에게 매우 중요한 과제이다. VQA를 위한 심층 신경망에 사용되는 아키텍처와 하이퍼 파라미터는 결과에 큰 영향을 미친다. 이 프로젝트는 이미 지 특징을 추출하기 위해 사전 훈련된 모델(VGGNet)과 단어를 내장하기 위해 Word2Vec를 도입하고 질문에 서 단어 특징을 얻기 위해 LSTM을 도입하고 결과를 결합한 후 가장 높은 확률을 가진 답을 예측한다.

후쿠시마 원전사고 발생으로 다수기의 지진안전성에 관한 연구의 필요성이 부각되었다. 한 부지에 건설된 원자력발전소의 경우 유 사한 지진응답을 보이기 때문에 적게나마 원자력발전소 SSCs간의 지진손상에 대하여 상관성이 존재하므로 합리적 지진안전성 평가 를 위하여 지진손상 상관성을 고려하여야 한다. 본 연구에서는 쌍둥이 호기의 필수전원상실사건에 대하여 확률론적 지진안전성 평가 를 수행하였다. 적절한 지진손상 상관계수를 도출하기 위하여 확률론적 지진응답해석을 수행하여 적용하였다. External Event Mensuration System 프로그램을 활용하여 다수기의 필수전원상실사건의 고장수목을 구성하여 지진취약도 및 지진리스크를 분석하 였다. 또한 SSCs간의 지진손상 상관성을 완전독립 및 완전종속으로 고려하여 비교 분석을 수행하였다.

원자력시설 SPRA 방법으로서 기기 사이 부분 종속 관계를 정확하게 고려하기 위하여 샘플링기반접근법이 개발된 바 있다. 그러나 이는 샘플링 기반 방법이므로 정확한 지진 리스크 산정을 위하여 많은 수의 샘플을 추출해야 하는 단점이 있다. 이에 따라 본 연구에서 는 기존 방법을 개선하기 위한 효과적인 방법을 제안한다. 본 연구에서 제안한 방법의 주요한 특징은 다음과 같다. 기존 샘플링방법인 몬테카를로샘플링(MCS) 방법을 대신하여 다차원에서 효과적인 샘플링이 가능한 라틴하이퍼큐브샘플링(LHS) 방법을 샘플링기반 SPRA에 도입한다. 또한, 기존 지진세기 세분화 정도를 최종 지진 리스크 결과와 연계하여 결정한다. 제안된 방법이 결합된 샘플링기반 SPRA 접근법을 실제 원전 예제에 적용한 결과, 제안된 방법이 기존의 방법과 비교하여 결과 정확도에 있어서 거의 비슷하나 총 샘플 추출수 기준에서 효율성을 약 2배 가량 높이 것을 확인하였다. 또한, 샘플링 개수가 적은 영역에서 LHS 기반 방법이 MCS 기반 방법보다는 해의 정확도를 높이는 것을 확인할 수 있었다.

Nuclear power plant’s safety against seismic events is evaluated as risk values by probabilistic seismic safety assessment. The risk values vary by the seismic failure correlation between the structures, systems, and components (SSCs). However, most probabilistic seismic safety assessments idealized the seismic failure correlation between the SSCs as entirely dependent or independent. Such a consideration results in an inaccurate assessment result not reflecting real physical phenomenon. A nuclear power plant’s seismic risk should be calculated with the appropriate seismic failure correlation coefficient between the SSCs for a reasonable outcome. An accident scenario that has an enormous impact on a nuclear power plant’s seismic risk was selected. Moreover, the probabilistic seismic response analyses of a nuclear power plant were performed to derive appropriate seismic failure correlations between SSCs. Based on the analysis results, the seismic failure correlation coefficient between SSCs was derived, and the seismic fragility curve and core damage frequency of the loss of essential power event were calculated. Results were compared with the seismic fragility and core damage frequency of assuming the seismic failure correlations between SSCs were independent and entirely dependent.

기존의 확률론적 안전성 평가의 신뢰도 제고를 위하여 잘 알려진 입력 파라미터의 일반적인 분포에 새롭게 측정된 신뢰도 있는 데이터를 결합하여 사후분포를 구할 수 있는 베이지안 업데이팅 방법론을 제안하였다. 마코프체인 몬테 칼로 샘플링 기법의 알고리듬을 통한 GoldSim 모듈도 개발하였다. 복수의 입력 파라미터의 사전분포에 대해 연속적으로 사후분포를 구 해낼 수 있는 베이지안 업데이팅이 가능하도록 개발된 이 모듈을 GoldSim 템플릿 형태의 기존의 GSTSPA 프로그램으로 이행하여 보다 신뢰도 있는 확률론적 방사성폐기물 처분 시스템 안전성 평가가 가능하도록 하였다. 이는 기존에 존재하는 사 전분포의 일반적인 형태는 취하되 새롭게 얻어지는 실제 측정치나 전문가들의 의견을 기존의 분포에 적용하여 보다 더 높은 믿음을 갖는 입력 파라미터의 사후분포를 얻을 수 있게 한다. 균열암반 내 핵종 이동에 관련된 몇 개의 입력 파라미터의 사전분포의 세차례의 연속적 업데이팅을 통해 프로그램의 유용성도 예시하였다. 이 연구를 통하여 처분시스템과 같이 장기적 평가가 필요하고 넓은 모델링 지역을 가지며 측정된 입력자료가 부족한 경우 보다 더 믿음직한 방법으로 안전성 평가를 수행할 수 있는 것을 보였다.

In this study, we develop a sampling-based seismic probabilistic risk assessment (SPRA) quantification technique that can accurately consider a partially dependent condition of component seismic fragility information. Specifically, the SPRA quantification method is proposed by combining the advantages of two representative methodologies: EPRI seismic fragility and JAERI seismic fragility input-based quantification. The most important feature of the proposed method is that it performs a SPRA using a sampling technique by transforming the EPRI seismic fragility input into JAERI seismic fragility input. When the proposed sampling-based approach was applied to an example of simple system and to a SPRA problem of a nuclear power plant, it was observed that the proposed method yields approximately similar system seismic fragility and seismic risk results as those of the exact solution. Therefore, it is believed that the approach proposed in this study can be used as a useful tool for accurately assessing seismic risks, considering the partial seismic dependence among the components; the existing SPRA method cannot handle such partial dependencies.

PURPOSES: This study is to estimate nondestructive strength equation based on probability for bridges using field test data. METHODS: In this study, a series of the field inspection and the test have been performed on 297 existing bridges, in order to evaluate the bridges, based on the test results of the in-depth inspection, and the estimated strengths by means of the nondestructive strength equations are analyzed and compared with results of the core specimen strengths. RESULTS: According to results of analyses, In case of standard design compressive strength of concrete is 18MPa, 21MPa, similar reliability of RILEM equation were 0.89~0.90, but in case of standard design compressive strength of concrete is 35MPa, 40MPa were 0.4~0.56. According to standard design compressive strength of concrete is 40MPa, similar reliability of ultrasonic pulse velocity method equation were 0.56. CONCLUSIONS: RILEM equation had high similar reliability than other equation in case of standard design compressive strength of concrete is 18MPa, 21MPa, but had low similar reliability than other equation in case of standard design compressive strength of concrete is 35MPa, 40MPa. and ultrasonic pulse velocity method equation had low similar reliability than other equation in case of standard design compressive strength of concrete is 40MPa.

The seismically isolated nuclear power plants shall be designed for design basis earthquake (DBE) and considered to ensure safety against beyond design basis earthquake (BDBE). In order to limit the excessive displacement of the seismic isolation system of the seismically isolated structure, the moat is installed at a certain distance from the upper mat supporting the superstructure. This certain distance is called clearance to stop (CS) and is calculated from the 90th percentile displacement of seismic isolation system subjected to BDBE. For design purposes, the CS can be obtained simply by multiplying the median displacement of the seismic isolation system against DBE by scale factor with a value of 3. The DBE and BDBE used in this study were generated by using 30 sets of artificial earthquakes corresponding to the nuclear standard design spectrum. In addition, latin hyper cube sampling was applied to generate 30 sets of artificial earthquakes corresponding to maximum - minimum spectra. For the DBE, the median displacement and the 99th percentile displacement of the seismic isolation system were calculated. For the BDBE, the suitability of the scale factor was assessed after calculating the 90th percentile displacement of the seismic isolation system.

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화 하는 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 시 스템의 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. 이 러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단 된다.

본 연구의 목적은 한반도의 고유한 지진-지체구조 특성이 반영된 입력자료를 사용하여 한반도의 확률론적 지진 위험지도를 제작하는 것이다. 지진입력자료들은 다수의 전문가에 의해 제공받았으며, 최대지반가속도(Peak Ground Acceleration: PGA)에 대한 지진위험도값은 USGS 지진재해도 프로그램(Harmsen, 2008)을 일부 수정하여 산출하였다. 전문가들로부터 제공된 지진입력자료들의 불확실성은 논리수목 방법을 적용하여 최종 지진재해도 계산에 반영하였다. PGA 분포 패턴은 각 전문가들이 제시한 면적지진원도 형상에 매우 민감하며, 그 형상과 유사한 모양을 보여준다. 지진 위험지도는 5, 10, 20, 50, 100, 250, 500년 동안 초과확률 10%에 해당하는 최대지반가속도를 등치선 형태로 나타내었다. 모든 재현주기에서 황해도 일대를 제외한 북한지역이 남한지역보다 현저하게 낮은(약 50%) PGA 기댓값을 나타낸 다. 전체적으로 남한의 동남부 일대와 북한의 황해도 일대가 약간 높은 값을 보이면서 북서-남동 방향으로 등치도 값의 분포가 신장되어 나타남을 보인다. 또한, 강원도 북부 일대가 타 지역에 비해 약간 낮아지는 경향을 보인다. 본 연구 결과는 국내 주요 구조물의 내진성능 향상을 위한 기초자료로서 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료된다.