• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.381-388
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• 1996

THERP (Technique for Human Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가 (PSA)시 운전원과 작업자의 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook 이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 함께 인적오류의 기여도를 계산하였다. 본 방법론은 원전, 개스밸브 기지 뿐만아니라 석유화학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.340-347
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• 1996

저출력/정지시의 사고가 노심손상에 미치는 영향이 작지 않은데 비하여, 그 영향을 평가할 수 있는 체계는 확립되어 있지 않다. 특히 인적오류가 차지하는 비중이 크며 따라서 그 평가 방법을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 영향도를 이용하여 인적오류에 영향을 주는 수행특성인자들을 동시에 고려함으로써 수행특성인자들 사이의 의존성 평가를 어느 정도 가능하게 하였다. 특히 저출력/정지시 대표적인 MRA 작업을 선정하여 인적오류 평가 방법을 적용함으로써, 본 방법이 다른 저출력 정지시 수행작업들에 대한 인적오류에도 적용 가능한 매우 유연한 방법임을 보여 주었다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1996.10a
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• pp.111-118
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• 1996

THERP(Technique for Human Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 정량적인 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브 기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 함께 인적오류 의 기여도를 계산하였다. 본 눈문에서는 이 방법론이 원전, 개스밸브 기지 뿐만아니라 석유화 학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.346-355
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• 2002

THERP (Technique for Human .Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 합께 인적오류의 기여도를 계산하였다 본 방법론은 원전, 개스밸브기지 뿐만아니라 석유화학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.11a
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• pp.245-248
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• 2002

시스템의 안전에 대한 인적오류(Human Error)의 영향은 심각하지만 구체적인 평가는 매우 어렵다. 주로 사용되는 인간신뢰도분석(HRA : Human Reliability Analysis)은 전체 시스템의 위험도에 대한 정량적 평가를 지원하는 데 집중되고 있고, 세부적인 평가는 개별적인 실험이나 사례에 의존하고 있다. 세부적인 평가나 설계 의사결정 과정을 지원하기가 어렵기 때문에, 종합적인 차원에서 인간공학적 확인 및 검증의 실무가 원활하지 않았다. 이러한 문제의 원인은 인적오류 평가에 활용된 HRA기법의 낙후성과 인적오류 평가가 MMI 설계과정과 잘 연결되지 않은 것이 주된 원인으로 보인다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.450-457
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• 1997

저출력/정지시의 사고가 노심손상에 미치는 영향이 작지 않은데 비하여, 그 영향에 대한 평가 체계는 확립되어 있지 않다. 특히 인적오류가 차지하는 비중이 크며 이에 따라 인적오류를 평가할 수 있는 절차를 마련하여야 한다. 본 논문에서는 전출력시의 체계를 기반으로 저출력/정지시의 특성을 고려하여 인적오류를 평가할 수 있는 체계인 SEPLOT (Systematic Evaluation Procedure for LP&S Operation Tasks)을 개발하였다. SEPLOT에서는 영향도(Influence Diagrams)를 이용하여 인적오류에 영향을 주는 수행특성인자들을 동시에 고려함으로써 수행특성인자들 사이의 의존성 평가를 가능하게 하였고, 저출력/정지시의 특성을 반영할 수 있도록 절차서의 질, 인간-기계 연계, 다중 인간행위 사이의 의존성 등의 수행특성인자들이 중요하게 고려되도록 하였다. 이를 이용하여 참조 원전의 저출력/정지시 대표적인 작업인 소외전원상실사고 대응 작업 중 하나인 일차 충전 및 유출 운전(Primary Feed and Bleed)에 대하여 평가함으로써, 저출력/정지시 다른 여러 가지 수행작업들에 대한 인적오류에도 개발된 체계가 적용 가능함을 보여 주었다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1997.10a
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• pp.295-302
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• 1997

본 논문은 원자력발전소 사고관리 방안의 평가를 위하여인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis: HRA)을 수행하고, 그 문제점을 보완하기 위하여 가능한 오류에 대한 정성적인 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)과정을 추가하였다. 인적오류 분석의 기본 체계(framework)를 기법들을 검토하여 사고관리 방안 평가에서 인적오류의 가능성을 분석하는 절차와 대표적인 사례에 대한 분석 결과을 예시하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Navigation and Port Research Conference
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• 2012.10a
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• pp.141-142
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• 2012

해양사고를 야기하는 인적오류는 일반적으로 규정위반, 실수, 간과, 무기억 등 네 가지 요소로 구분되어 있다. 그러나 실제 해운회사의 사고기록을 조사해 보면, 이러한 네 가지 요소로 분류 불가능한 경우가 있다. 특히, 불합리한 작업의 양, 위기관리 능력의 부족, 오해, 불확실성의 이해 부족, 인적 오류의 미반영 등은 기존 네 가지 분류에 포함될 수 없는 것으로 조사되었다. 본 연구에서는 해양사고를 야기하는 해기사의 인적오류를 식별하고 분류하며 평가하기 위한 방법을 고찰하고, 새로운 분류 요소를 식별하였다. 실험결과, 새로운 식별 요소의 개발이 필요하고, 개발한 식별 요소가 해기사의 인적오류 평가에 유효함을 알았다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1993.10a
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• pp.89-99
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• 1993

원자력발전소 고장 및 불시정지 사례의 상당수가 시스템과 연계되어 인간에 의해 수행되는 운전, 유지보수, 관리와 관련된 인적오류에 기인하는 것으로 알려져 있다. 이러한 인적오류는 원자력발전소의 안전성과 효율성의 유지에 중요한 변수로 작용하며 불시정지에 의한 경제적 손실과 사회적 충격을 초래 하게 된다. 특히, 국내 원자력발전소가 외국설계라는 점과 인적요인에 대한 체계적인 평가가 이루어 지 지 않은 상태에서 운영중인 것을 감안하면, 인적요인의 국가별 차이에서 발생가능한 인적오류 유발요인 이 상존하고 있다고 할 수 있다. 이러한 인적오류의 중요성에 비해 국내 원자력 발전소의 인적오류에 대 한 연구는 지금까지 활발히 이루어지지 않고 있다. 본 연구에서는, 국내 원자력발전소에서 발생하는 인적 오류의 분석과 그 분석결과를 응용하기 위한 기술개발의 첫단계로, 기존 국외의 인적오류연구방법론 비교 분석, 국내 원전의 인적오류 발생현황 및 관련보고체계 분석, 등을 수행하여 국내 원자력발전소의 인적오류 분석 및 응용기술개발을 위한 연구개발 방향을 정립하였다. 기존 국외의 인적오류연구방법론 비교분석에서는, 인적오류에 대한 연구를 그 접근 방식에 따라 관리적 접근방식, 정량적 접근방식, 정성적 접근방식의 세가지로 분류하여, 각 접근방식에 대한 분석대상, 분석방식, 수행목적 등, 각 접근방식의 특징과 이에따른 실효성을 분석하였다. 그리고, 국내 원전의 인적오류 발생현황 및 관련보고체계분석에서는, 국내 원자력발전소에서 발생한 고장/정지 사건이 내포하고 있는 인적오류의 주요 형태를 파악하였으며, 또한, 인적오류연구 수행에 필수적인 인적오류사례원으로서 국내 원전에서의 인적오류 관련 보고체계에 대한 운용현황을 파악하고 그 유용성을 조사하였다. 이러한 연구를 통하여, 국내에 적용가능한 인적오류 분석기술개발 추진을 위한 제약 조건과 이러한 제약조건을 극복하고 인적오류 분석기술 수준을 향상시키기 위한 필요충분조건을 파악하였으며, 이 필요충분조건을 고려하여 인적오류 분석기법개발, 인적 오류 사례전파 및 자료관리 기술개발, 인적오류 사례수집 기술개발, 등을 주요 골자로 하는 인적오류 분석기술개발의 기본 방향을 설정하였다. 이와 아울러, 오류사례의 수집, 상세분석, 자료의 저장 및 응용을 위한 hardware 및 software 환경을 체계화하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Navigation and Port Research Conference
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• 2015.07a
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• pp.239-241
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• 2015

인적오류는 해양사고의 주요한 원인을 차지하고 있으나 그동안 이에 대한 연구가 미흡한 실정이다. 본 연구에서는 해양사고의 인적요소 중 혼잡해역이나 협수로 등에서 타 선박에 대한 다양한 조우 상황별 항해사가 받는 스트레스 값을 실험하였다. 또한 GEV distribution을 적용하여 인적오류 평가모델을 개발하고자 하였고 선박 실험을 통하여 도출된 데이터를 통하여 분포함수와 스트레스 수치 사이의 오차를 계산하고 평가하였다. 향후 본 모델의 개발을 통하여 선박 운항자의 스트레스 정도를 예측 할 수 있고 이에 따른 사고 예방 조치 및 적절한 교육훈련 실시 등 다양한 인적 오류 저감을 위한 대책마련에 도움이 되고자 하는 목적이다.