• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.444-449
• /
• 1997

본 논문에서는 기존의 PSA기법인 사건수목/고장수목의 단점을 보완한 동적 신뢰성 평가도구인 DYLAM방법론을 이용해서 참조원전$^{[1]}$ 소외전원 상실사고시 노심노출 사고발생 빈도를 평가하였다. 부분충수 운전시 발생될 수 있는 노심의 노출을 예방하기 위한 운전원의 여러가지 조치들의 오류가능성애 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 분석의 결과 일차 충전 및 유출운전 (Feed and B띤) 인적오류가 노심노출 사고발생 빈도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 분석되었으며 정지생각계통 기능회복을 위한 조치는 상대적으로 적은 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 또한 정지/저출력으로 운전하는 부분충수 운전시 전 출력에 비하여 노심노출올 무시할 수 없음도 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.19 no.4
• /
• pp.279-291
• /
• 1987

The event tree/fault tree techniques used in the current probabilistic risk assessment (PRA) of nuclear power plants are based on the binary and static description of the components and the system. While these techniques Bay be adequate in most of the safety studies, more advanced techniques, e.g., the Markov reliability analysis, are required to accurately study such problems as the plant availability assessments and technical specifications evaluations that are becoming increasingly important. This paper describes a Markov model for the Reactor Protection System of a pressurized water reactor and presents results of model evaluations for two testing policies in technical specifications.

• Proceedings of the Korean Operations and Management Science Society Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.561-568
• /
• 2002

한국원자력연구소에서 개발중인 액체금속로인 KALIMER는 경수로나 증수로와 근본적으로 설계가 상이하므로 PSA 방법에 대한 새로운 접근방법을 개발해야 한다. 액체금속로 KALIMER에 대한 확률론적 안전성 평가 방법 (PSA, Probabilistic Safety Assessment) 관련 연구는 초기 사건의 도출 및 빈도계산 방법과 주요 계통의 신뢰성 예비 평가에 대한 것이다. 초기 사건이란 원전에 과도 현상을 유발하여 발전소 정지를 초래하는 모든 비정상 사건을 의미하는 것으로 PSA에서 사건 수목을 구성하는 데 기본이 되는 정보이다. 액체금속로는 기존의 경수로 및 중수로와는 전혀 다른 설계를 갖고 있으므로 액체금속로 특유의 초기 사건을 도출하는 방법 및 이들 초기 사건의 빈도를 계산하는 방법에 대한 연구를 수행하였다. KALIMER 주요 계통의 신뢰성 예비 평가를 수행하기 위하여 확률론적 안전성 평가에서 계통분석기법으로 널리 이용되는 고장수목분석의 절차와 방법에 대한 방법론을 선정하여 PSA 방법론을 개발하였다.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
• /
• 2013.04a
• /
• pp.31-32
• /
• 2013

NUREG/CR-6850에 따른 신규 화재 PSA 방법론으로 간단한 계통으로 이루어진 가상의 원전을 대상으로 교육용 신 화재 PSA 방법 기본모델을 개발하였다. 기본 모델을 CCDP 방법과 IPRO-ZONE을 이용한 화재 고장수목(FT) 자동 생성 방법으로 개발하였으며, FT 자동 생성으로 많은 시간과 노력을 절약할 수 있었다. 개발된 신 화재 PSA 방법 기본모델을 이용한 교육을 통해, 향후 복잡한 신 화재 PSA 방법이 국내 산업계에 쉽게 확산될 것이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 1998.11a
• /
• pp.219-224
• /
• 1998

확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment PSA)나 정량적인 위험도 평가(Quantitative Risk Assessment: QRA)에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 인간행위를 기기처럼 생각하여 전체 시스템의 안전성에 중요한 초기사건(initiating event) 이전이나 초기사건 이후 또는 초기사건을 유발하는 인간행위를 파악하고 정량화하여, 확률론적 평가의 논리구조인 사건 및 고장수목(event tree 및 fault tree)이나 사고경위 단절집합 (accident sequence outsets)에 포함시키는 것이다. (중략)

• Proceedings of the KSR Conference
• /
• 2005.05a
• /
• pp.123-126
• /
• 2005

Recently many accidents have been occurred on track workers, these accidents have strong relationship with increase of train speed, electrification and multiple track portion. As a first step for the safety management, domestic and abroad track worker accidents data are analysed for the risk estimation of track worker. Analysis results shows that contact between track worker and train is the dormant reason. In order to reduce dormant reason fault trees are constructed in this study.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.596-601
• /
• 1995

신뢰도 분석 방법을 이용하여 습식 사용후핵연료 중간저장시설의 냉각계통에 대한 최적 설계조건을 도출하기 위한 연구를 수행하였다. 먼저 고장수목 분석을 통한 설계 취약점을 평가하여 21개의 설계대안을 도출하였고, 최종적으로 설계대안에 대한 건설비 용, 계통신뢰도 분석 및 확률론적 안전기준을 고려한 비용효과 분석을 실시하였다. 설계 대안들 중에서 100% 루프 다중설계, 루프당 한 개의 펌프 사용, 안전등급 부여 및 주 루프에서 정화계통이 분리된 경우가 최적설계안으로 나타났다. 여기서 적용된 방법론은 유사시설의 최적설계에 유용하게 응용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2011.07a
• /
• pp.1999-2000
• /
• 2011

본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Institute of Navigation and Port Research Conference
• /
• 2019.05a
• /
• pp.230-231
• /
• 2019

This study is a development on condition based maintenance(CBM) technology which is a core item of future autonomous ships. It is developing to design & installation of condition monitoring system and acquisition & processing of data from ongoing ships for fault prediction & prognosis of engine in operation. The ultimate goal of this study is to develop a predicts and decision support software for marine engine faults. To do this, the FMEA and fault tree analysis of the main engine should be accompanied by the analysis of classification of system, identification of the components, the type of faults, and the cause and phenomenon of the failure. Finally, the CBM system solution software could predict and diagnose the failure of main engine through integrated analysis for bid-data of ongoing ships and engineering knowledge. Through this study, it is possible to pro-actively cope with abnormal signals of engine and to manage efficiently, and as a result, expected that marine accident and ship operation loss during navigation will be prevented in advance.

• Journal of the Korean Society for Railway
• /
• v.12 no.2
• /
• pp.190-198
• /
• 2009

This study shows the developing process of the risk assessment models for railway casualty accidents. To evaluate the risks of these accidents, the hazardous events and the hazardous factors were identified by the review of the accident history and engineering interpretation of the accident behavior. The frequency of each hazardous event was evaluated from the historical accident data and structured expert judgments by using the Fault Tree Analysis (FTA) technique. In addition, to assess the severity of each hazardous event, the ETA (Event Tree Analysis) technique and other safety techniques were applied. The risk assessment models developed can be effectively utilized in defining the risk reduction measures in connection with the option analysis.