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새로운 모수추정법을 사용한 구조형 기업부도확률모형간 예측성과
강대일 한국재무학회 2010 한국재무학회 학술대회 Vol.2010 No.08
본 연구는 새로운 모수추정법(2단계반복갱신법)을 적용하여 구조형 기업부도 확률모형간 예측성과를 국내주식시장 자료를 가지고 실증분석한다. 본 연구에서 채택한 기업부도확률모형은 Leland (2004)에서 비교한 모형들(Longstaff and Schwartz(1995), Leland and Toft(1996), Merton(1974))과 Down and Out 콜옵션모형 (Brockman and Turtle (2003))이다. 본 연구의 2단계반복갱신법은 기존 반복갱신 법으로 추정할 수 없었던 Leland and Toft 및 Down and Out 콜옵션모형의 장벽 모수를 일별로 추정한다. 본 연구는 모수추정에 전진귀납방식뿐 만아니라 후진 귀납방식을 도입하여 2단계반복갱신법, 기존 반복갱신법, 역사적변동성법, 연립 방정식법간 부도확률 예측성과를 비교한다. 단기 시계열 및 횡단면 부도예측성 과와 Cox 비례위험모형 분석 결과에서 후진귀납방식 2단계반복갱신법을 사용한 Down and Out 콜옵션 모형이 우수하고 통계적으로 유의하였다. 전․후진귀납방식 과 관계없이 각 모형에 맞는 2단계 및 기존 반복갱신법을 적용할 때 해당 모형 의 부도확률 예측성과가 다른 모수추정방식에 비하여 통계적으로 유의하였다.
원자력발전소 모터제어반 스위치기어실 화재 모델링 입력변수 불확실성 분석
강대일,양준언,유성연 한국화재소방학회 2012 한국화재소방학회논문지 Vol.26 No.2
This paper presents the uncertainty analysis results of fire modeling input parameters for motor control center in switchgear room of nuclear power plants. FDS (Fire Dynamics simulator) 5.5 was used to simulate the fire scenario and Latin Hyper Cube Monte Carlo simulations were employed to generate random samples for FDS input parameters. The uncertainty analysis results of input parameters are compared with those of the model uncertainty analysis and sensitivity analysis approaches of NUREG-1934. The study results show that the input parameter uncertainty analysis approach may lead to more conservative results than the uncertainty analysis and sensitivity analysis methods of NUREG-1934. 본 논문에서는 원자력발전소의 모터제어반 스위치기어실 화재 모델링에 대한 입력변수 불확실성 분석을수행하였다. 화재모델링은 FDS 5.5를 사용하였고 FDS 입력변수 램던 샘플링은 라틴하이퍼쿠브 몬테칼로방법을 이용하였다. 본 연구에서 수행한 입력변수 불확실성 분석 결과를 비교하기 위해 NUREG-1934의화재모델링 결정론적 불확실성 분석과 민감도 분석 방법을 이용한 분석도 수행하였다. 분석결과, 본 연구의 모터제어반 스위치 기어룸 화재 모델링에 대한 입력변수 불확실성 분석방법이 NUREG-1934의 방법보다 보수적인 결과를 얻을 수 있음을 확인하였다.
표준 원자력발전소 확률론적 안전성 평가의 인간 신뢰도 분석 평가
강대일,정원대,양준언 한국안전학회 2003 한국안전학회지 Vol.18 No.2
Based on ASME probabilistic risk assessment (PRA) and NEI PRA peer review guidance, we evaluate a human reliability analysis (HRA) in probabilistic safety assessment (PSA) for Korea standard nuclear power plants, Ulchin Unit 3&4, to improve it performed at under design. The HRA for Ulchin Unit 3&4 is assessed as higher than Grade I based on ASME PRA standard and as higher than Grade 2 based on NEI PRA peer review guidance. The major items to be improved identified through the evaluation process are the documentation, the systematic human reliability analysis, the participitation of operators in the works and review of HRA. We suggest the guidance on the identification and qualitative screening analysis for pre-accident human errors and solve some items to be improved using the suggested guidance.