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다중기기 취약도곡선의 지진상관계수 조합 절차
Combination Procedure for Seismic Correlation Coefficient in Fragility Curves of Multiple Components 원문보기

한국지진공학회논문집 = Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea, v.24 no.3, 2020년, pp.141 - 148  

김정한 (부산대학교 토목공학과) ,  김시영 (부산대학교 토목공학과) ,  최인길 (한국원자력연구원 기기구조예측진단연구부)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

For the important safety system, two or more units of identical equipment or redundant components with similar function were installed to prevent abnormal failure. If the failure probability of such equipment is independent, this redundancy could increase the system safety remarkably. However, if th...

주제어

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문제 정의

  • 이는 지진상관성이 확률통계적으로 의미를 가지고는 있지만 상관성 정도를 평가하기에는 데이터도 부족하고 절차도 까다롭기 때문이다. 여기서는 지진상관성을 다루는 몇 가지 방법을 분석하고 이들 중 적용 가능한 두 가지 방법에 대해서 상관계수를 평가하는 절차를 적용하고자 한다. 특히, 서로 다른 절차로 평가하는 두 방법론을 동시에 적용하기 위해 상관계수행렬을 구성하는 하나의 방법으로 표현할 수 있는 절차를 제시하였다.
  • 여기서는 응답과 성능으로 이루어지는 취약도곡선의 가정에서 바로 확률통계적 상관계수를 도입하여 상관성을 평가하는 가장 기본적인 방법을 다루었으며 동일한 입력 지진에 의해 발생하는 원전 기기들 응답의 상관성을 고려하였다. 이 SSMRP 방법은 NUREG-1150 보고서[3]에서 미국의 Zion 원전, Peach Bottom 원전 등에 대해서 연구 목적으로 적용되었다. 하지만 이 방법은 실제 상업용 원전의 SPRA에 적용된 사례는 없다.
  • 아직까지 각 취약도 인자들 자체의 상관성이나 상관정도를 판단할 수 있는 데이터들이 부족하여 실제 상용 원전에 적용하기에는 많은 추가적인 연구가 필요하다. 이 연구에서는 매우 단순화된 경우에 대해 예제를 기반으로 방법론을 제시하였다. 실제 산업시설이나 원전과 같은 복잡한모델의 경우에는 보다 많은 기기 개수와 다양한 확률변수들의 상관성이 조합되어야 하므로 이를 계산하기 위한 소프트웨어 또한 개발이 필요할 것이다.
  • 이에 대한 구체적인 적용을 보여주기 위해 공통인자로부터 상관계수로 변환하는 방법에 대한 예제를 구성하였다. Table 3과 같이 4개의 기기(conponent 1~4)에 대해 각각 3개의 지진취약도 변수(factor 1~3)가 구성되어있다고 가정한다.
  • 그러나 실질적인 적용을 위해서 상관성 정도를 평가하는 것이 매우 어렵고 전 세계적으로 합의된 절차가 없어서 아직 연구 단계에만 머물러 있다. 이에 이 연구에서는 각 지진상관성 함수 적용 방법에 대한 실제 구현을 시도해보고 각 방법의 장점을 살려 조합할 수 있는 방법을 개발하였다.
  • 여기서는 이들 두 방법론을 조사한 결과 각각의 장단점이 있으며 필요시 두 방법을 모두 적용하여 조합하는 방법이 필요할 것으로 판단하였다. 이에 이 연구에서는 이 두 방법을 통합하는 절차를 제시하는 것을 주요 목적으로 한다.

가설 설정

  • SSMRP[2]에서는 경험규칙에 의해서 기기 설치 위치의 높이, 기기의 스펙트럼 민감 대역 등에 따라서상관계수를 달리하는 것으로 가정하였다. 이를 해석적으로 구현해보기 위해 원전 격납건물과 내부구조물을 모델링하고 각 위치별층응답스펙트럼을 분석하여 상관계수를 도출하였다.
  • 이에 대한 구체적인 적용을 보여주기 위해 공통인자로부터 상관계수로 변환하는 방법에 대한 예제를 구성하였다. Table 3과 같이 4개의 기기(conponent 1~4)에 대해 각각 3개의 지진취약도 변수(factor 1~3)가 구성되어있다고 가정한다. 여기서 지진취약도 변수는 어떠한 것이든 가능하기 때문에 특정하지는 않았다.
  • 이 위치는 각각 격납건물 최상단(node 1), 격납건물 중간높이의 2차 모드 변형점(node 2), 내부건물 최상단(node 3)으로 하였다. 상관계수 구성을 위한 위치 및 고유진동수에 따라서 아래와 같이 4개의 기기를 가정하였다. 이에 대한 구조물의 고유진동수 및 모드 형상은 Fig.
  • 취약도곡선이 누적로그정규분포 표현되는 이유가 파괴확률은 지진하중에 해당하는 응답(response)이 내력에 해당하는 성능(capacity)보다 큰 경우의 확률이고 이 두 가지가 각각 로그정규분포를 따른다고 가정하고 있기 때문이다. 응답과 성능은 모두 여러 가지 확률 인자들로 구성되어있고 이들이 모두 독립이라는 가정이 있다.
  • 원전의 경우 비상디젤발전기는 동일한 여러 개가 하나의 발전소에 설치되어 하나가 손상되더라도 다른 것들이 기능을 유지하면 비상발전 시스템을 유지할 수 있도록 중복성(redundancy)을 가지고 있다. 이 디젤발전기 하나의 지진취약도곡선의 중앙값이 1.1 g라고 하고 2개를 설치했다고 가정하자. 그렇다면 1.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
지진취약도 곡선은 무엇으로 평가되는가? 지진취약도는 지진 세기에 대한 손상확률을 나타내는 곡선으로 구조물 뿐만아니라 기기와 같은 요소 단위에 대해서도 적용이 된다. 이 지진취약도 곡선은 확률론적 기법으로 평가되며 복잡한 시스템에 대해서는 해당 시스템이 지진에 의해 어느 정도의 확률로 기능을 유지하는지 추정하기 위하여 널리 사용된다. 원자력발전소 내에는 안전성 확보를 위해 여러 단계의 안전 관련 기기들이 존재한다.
지진취약도곡선은 무엇인가? 지진취약도곡선은 일반적으로 누적로그정규분포 식으로 표현되며, 이는 지진의 세기에 따른 구조물, 혹은 기기의 파괴확률을 나타낸다. 원자력 분야에서는 지진취약도를 불확실성 및 무작위성에 대한 확률분포를 적용하여 식 (1)과 같이 두 개의 표준편차를 가지는 이중로그정규분포(double log-normal distribution)로 표현한다[1].
원전에 설치되는 기기들이 동일 건물 내부에 위치한 경우의 문제는 무엇인가? 원전에 설치되는 기기들은 격납건물과 보조건물 등의 구조물 내부에 위치하기 때문에 설치 위치에 따라서 지진에 의해 기기에 입력되는 진동이 달라진다. 그러나 동일 건물의 내부에 있으면 상대적으로 입력진동의 주파수 특성이 비슷하며 기기의 손상 모드까지 유사한 경우 동시에 파괴될 확률이 높아진다. 이와같이 각각의 기기에 입력되는 진동 특성의 유사성과 기기의 유사성 등에 의한 각 기기들의 손상확률이 관련지어지는 것을 지진 상관성(seismic correlation)이라 하며 이를 고려하여 시스템의 취약도를 조합해야 한다.
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참고문헌 (14)

  1. Kennedy RP, Ravindra MK. Seismic for Nuclear Power Plant Risk Studies. Nuclear Engineering and Design. 1984;79:47-68. 

  2. Wells JE, George LL, Cummings GE. Seismic Safety Margins Research Program; Systems Analysis (Project VIII). NUREG/CR-2015. Lawrence Livermore National Laboratory. Livermore. CA. c1983. 

  3. USNRC. Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants (NUREG-1150). U.S. Nuclear Regulatory Commission. c1990. 

  4. Ravindra MK, Banon H, Sues RH, Thrasher RD. Sensitivity Studies of Seismic Risk Models, Report EPRI-NP-3562. Electric Power Research Institute. c1984. 

  5. Watanabe Y, Oikawa T, Muramatsu K. Development of the DQFM Method to Consider the Effect of Correlation of Component Failures in Seismic PSA of Nuclear Power Plant. Journal of Reliability Engineering and System Safety. 2003;79:265-279. 

  6. Budnitz RJ, Hardy GS , Moore DL, Ravindra MK. Correlation of Seismic Performance in Similar SSCs (Structures, Systems, and Components) (No. NUREG/CR-7237). U.S. Nuclear Regulatory Commission. c2017. 

  7. Reed JW, McCann MW, Iihara J, Tamjed H.H. ICOSSAR '85, 4th International Conference on Structural Safety and Reliability, Analytical Techniques for Performing Probabilistic Seismic Risk Assessment of Nuclear Power Plants. U.S. 1985 May;III 253-263. 

  8. Bohn MP, Lambright JA. Procedures for the External Event Core Damage Frequency Analyses for NUREG-1150. NUREC/CR-4840. Sandia National Laboratories. c1990. 

  9. Iman RL, Conover WJ. A Distribution-free Approach to Inducing Rank Correlation Among Input Variables. Communications in Statistics-Simulation and Computation. 1982;11(3):311-334 . 

  10. Pellissetti MF, Klapp U. Transactions of Twenty-First SMiRT Conference, Integration of Correlation Models for Seismic Failures into Fault Tree Based Seismic PSA. 2011 Nov; New Delhi, India. Div-Vii:Paper ID# 604. 

  11. Wakefield D, Ravindra MK, Merz K, Hardy G. Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide. EPRI TR-1002989. EPRI. Palo Alto. c2003. 

  12. Ebisawa K, Teragaki T, Nomura S, Abe H, Shigemori M, Shimomoto M. Concept and Methodology for Evaluating Core Damage Frequency Considering Failure Correlation at Multi Units and Sites and Its Application. Nuclear Engineering and Design. 2015;288:82-97. 

  13. EPRI. Seismic Fragility Applications Guide Update. EPRI 1019200. EPRI. Palo Alto. c2009. 

  14. EPRI. Seismic Fragility and Seismic Margin Guidance for Seismic Probabilistic Risk Assessments. EPRI 3002012994. EPRI. Palo Alto. c2018. 

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