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.

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.

In South Korea, the master plan for high-level radioactive waste management, announced in 2016, suggested the construction and operation of intermediate storage facilities on a permanent disposal site and specified the adoption of dry storage in consideration of the ease of operation and expansion. As of 2021, the government is again reviewing its overarching policy on the back-end fuel cycles, including intermediate storage and permanent disposal. In the case of dry storage facilities, safety evaluation is being conducted using a combination of deterministic and probabilistic approaches, similar to that of nuclear power plants. The two methods are complementary, of which Probabilistic Safety Assessment (PSA) has the advantage of being able to identify key scenarios affecting safety, but its use in storage facilities has not been highlighted so far. However, depending on the spent fuel management phases such as loading, transportation, and storage, it may be not enough to capture effective and efficient safety evaluation only deterministically, and probabilistic methods may contribute to the evaluation of long-term operation or external events such as an earthquake. There have already been cases where PSA has been performed on a part of the nuclear fuel cycle through previous studies. This paper created the safety assessment model based on open sources such as the released EPRI reports, by targeting arbitrary intermediate storage facilities. The model considered the scenarios for loading, transportation, and storage, with human error respectively. It will be able to be modified and improved to fit domestic and specific intermediate storage facilities in the future.

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.

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.

The seismic safety of nuclear power plants has always been emphasized by the effects of accidents. In general, the seismic safety evaluation of nuclear power plants carries out a seismic probabilistic safety assessment. The current probabilistic safety assessment assumes that damage to the structure, system, and components (SSCs) occurs independently to each other or perfect dependently to each other. In case of earthquake events, the failure event occurs with the correlation due to the correlation between the seismic response of the SSCs and the seismic performance of the SSCs. In this study, the EEMS (External Event Mensuration System) code is developed which can perform the seismic probabilistic safety assessment considering correlation. The developed code is verified by comparing with the multiplier n, which is for calculating the joint probability of failure, which is proposed by Mankamo. It is analyzed the changes in seismic fragility curves and seismic risks with correlation. As a result, it was confirmed that the seismic fragility curves and seismic risk change according to the failure correlation coefficient. This means that it is important to select an appropriate failure correlation coefficient in order to perform a seismic probabilistic safety assessment. And also, it was confirmed that carrying out the seismic probabilistic safety assessment in consideration of the seismic correlation provides more realistic results, rather than providing conservative or non-conservative results comparing with that damage to the SSCs occurs independently.

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 연구에서는 강풍 위험과 강풍 취약도의 합성곱을 통하여 강풍 위험도를 평가할 수 있는 확률적 체계를 수립하였으며, 수치적으로 개발한 모형으로 아파트 창호 시스템의 강풍 위험도를 평가하였다. 강풍 위험 모형은 1951년부터 2013년까지에 한반도에 영향을 준 태풍의 기후학적 자료를 몬테카를로 모사기법에 적용하여 개발되었다. 또한 몬테카를로 모사기법으로 창호 시스템의 저항성능과 풍하중의 확률 분포를 비교하여 강풍에 대한 4가지 피해단계의 구조적 파괴확률을 평가할 수 있는 취약도 모형이 개발되었다. 개발된 몬테카를로 모사기법으로 평가한 강풍 위험과 강풍 취약도는 각각 웨이블 분포와 로그정규분포로 곡선맞춤 되었으며, 합성곱을 통한 강풍 위험도 평가에 사용되었다. 본 연구에서 개발한 확률적 위험도 평가체계를 통하여 평가지역, 지표조도, 지형, 지붕 경사각, 건물 높이 등이 아파트 창호 시스템의 강풍 위험도에 미치는 영향성을 정량적으로 평가할 수 있었다. 향후 본 연구를 통하여 개발된 강풍 위험도 평가 모델은 평가지역의 존재하는 건축물에 대한 데이터베이스와 결합하여 손실추정 및 피해 저감대책 수립 등의 분야에서 활용이 가능할 것으로 판단된다.

천해역에서의 해상풍력터빈의 기초 형식으로 모노파일, 트라이포드, 재킷 등의 고정식 기초 사이의 최적의 지지구조물 선별에 대한 논의가 세계적으로 활발하게 되어왔다. 다양한 기초 형식 가운데 어떤 기초를 최종 선택하기 위해서는 경제성과 함께 동적설계 측면에서의 검토도 필요하다. 이 연구에서는 고정식 기초를 해상풍력터빈의 기초로 적용하는 경우 전체 구조물의 고유주파수에 미치는 하중 및 지반 물성치의 불확실성의 영향을 정량적으로 검토하였다. 연구결과, 모노파일의 고유주파수의 변동이 가장 심한 것을 알 수 있었고, 따라서 모노파일 기초를 설계에 반영하는 경우에는 지반 물성치의 불확실성을 최소화시키는 것이 중요하다는 것을 알 수 있었다.

파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.

Chronic exposure to Arsenic (As) causes significant human health effects including various cancers. Total As concentrations from 300 polished rice samples cultivated near the mining areas in Korea were analyzed to estimate a probabilistic assessment of human health risk from As-contaminated rice. The mean of total As concentrations in rice was 0.09 mg/kg and lognormal distribution model was set for total As concentrations. Human health risk for As in rice was estimated using gender-specific rice consumption data and average daily dose (ADD). While cancer risk (CR) and hazard quotient (HQ) were calculated using oral cancer slope factor (OCSF) and Reference dose (RfD) suggested by the U.S. EPA. Mean of CR posed by total As was 2.16 (for male) and 1.83 (for female) per 10,000. The HQ for general population from rice cultivated near the mining areas in Korea was below 1 as the 50th percentile of general population. However, less than 10% of general population consuming rice cultivated near the mining areas would exceed 1.0. This result is similar with those from each gender-specific group.

교량, 항만 및 각종 구조물과 산업설비에 대한 설계는 주로 결정론적 해석방법(Deterministic Analysis)에 의해 수행되고 있다. 그러나 구조물에 내재된 확률변수의 불확실성에 대한 영향을 보다 명확하게 평가할 뿐만 아니라 경제적인 설계를 위해서는 보다 개선된 평가방안이 요구된다. 이 연구에서는 터빈발전기 기초를 대상으로 합리적인 설계를 위해 확률유한요소법을 이용한 구조신뢰성해석을 수행하였다. 이를 위해 확률유한요소법을 신뢰성이론에 적합하도록 정식화하였으며, 대상 구조물의 부재강성 및 지진하중 등을 확률변수로 고려하여 동적응답해석 및 구조신뢰성해석을 효율적으로 수행할 수 있는 개선된 해석프로그램을 작성하였다. 작성된 해석프로그램을 이용하여 주요부재의 변위 및 부재력 응답에 대한 분산특성을 검토하였다. 아울러, 구조신뢰성해석에 따른 신뢰성지수 및 파괴확률을 제시함으로써, 대상 구조물의 구조 안전성을 정량적으로 평가하였다. 이 연구결과는 향후, 터빈발전기 기초의 개선된 설계방안을 설정함에 있어 기초자료를 제공할 것으로 기대된다.

손상평가를 위해 많은 연구자들에 의해 인공신경망이 이용되어 왔다. 그러나, 인공신경망을 이용한 손상평가에 있어 정확성과 능률성을 제고하기 위해서는 몇가지 문제점이 있다. 기존의 인공신경망 특히 역전파신경망(BPNN)의 경우 신경망 학습을 위해 많은 수의 학습패턴을 필요로 하며, 또한 신경망의 구조와 해의 수렴간에 어떤 확정적인 관계가 존재하지 않는다. 따라서 신경망의 은닉층의 수와 한 은닉층에서의 노드수는 시행착오적으로 결정되게 된다. 이러한 많은 훈련패턴의 준비와 최적의 신경망 구조 결정을 위해서는 많은 시간이 필요하다. 본 논문에서는 이러한 단점들을 극복하기 위해 확률신경망을 패턴분류기로 사용하였다. 이를 판형철도교의 손상평가에 수치해석적으로 검증하였다. 또한 확률신경망을 이용한 철도판형교 손상평가시 적절한 훈련패턴 선택을 위해 모드형상과 고유진동수를 사용한 경우의 적용성에 대해 검토하였다.

원전 격납건물은 내진 안정성을 확보하기 위해 설계단계에서 여유나 보수성을 부여하게 된다. 원전 구조물의 내진성능 평가는 이러한 여유나 보수성을 배제한 실질적인 성능 및 응답을 기준으로 평가하게 된다. 본 연구에서는 내진성능 평가에 고려되는 구조물의 성능 및 응답관련 계수들 중 그 기여도가 비교적 큰 비탄성 에너지 흡수계수의 산정방법에 대한 비교를 수행하였다. 또한 각종 방법에 따라 산정된 비탄성 에너지 흡수계수에 따른 HCLPF(high confidence of low probability of failure)값의 변화를 분석하였다. 연구결과 원전 격납건물의 비탄성 에너지 흡수계수는 1.5~1.75로 나타났다. 구조물의 내진성능을 명확히 평가하기 위해서는 먼저 구조물의 비선형 거동 및 연성도를 정확히 평가하여야 함을 알 수 있다.