• Proceedings of the Korean Institute of Navigation and Port Research Conference
• /
• 2016.05a
• /
• pp.191-193
• /
• 2016

인적오류 예방은 해양사고 예방에 가장 중요한 이슈로 현재 인식되고 있다. 현재 이러한 인적오류를 예방하기 위한 다양한 과학적인 기법들이 등장하고 있으나, 실제 인적오류를 예방할 수 있는 기법은 아직 개발되어 있지 못한 실정이다. 그 이유는 인적오류의 발생 원인과 특징이 사람을 대상으로 하기 때문에 실로 방대하고 원인식별이 어려우며, 원인과 결과 사이의 인과관계 구축에는 한계가 있기 때문이다. 기존 개발된 다양한 기법들은 이론적으로는 완벽할 수 있으나, 실제 방대한 원인과 결과 사이에 형성된 연계체인을 모두 흡수하기가 곤란하기 때문이다. 현재 IMO의 공식안전성평가(FSA) 기법이 해상분야에 널리 적용되고 있으나 구체적으로 어떠한 기법을 적용하여 인적오류를 적용할 수 있는지에 대해서는 아직도 애매모호한 실정이다. FTA, ETA, FEMA, SWIFT 등 다양한 분석기법의 등장과 AI, Fuzzy, MMC, Kalman 등 기초과학분야의 기본적인 이론과 기술을 적용할 수 있으나 인간의 인적오류 식별과 분석 및 평가와 예측에는 한계가 있는 것이 현재의 실정이다. 한편 최근에는 기존에 많은 문제점을 내포하고 있는 것으로 고려되었던 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)가 다시 분석과 예측 분야에 등장하고 있는데, BN의 장점을 수용하고 단점을 해결할 수 있는 방법들이 연구되고 있기 때문이다. BN의 장점은 전방추론과 후방추론을 적용하여 사고의 원인과 결과를 분석한 후, 이에 대한 해결 방안을 식별할 수 있기 때문이다. BN의 단점은 이진(binary) 구조의 데이터만을 수용할 수 있기 때문에 상관 변수들이 방대한 경우 계산시간이 방대해지고 이를 모두 수용할 수 있는 방법이 없기 때문이다. 따라서 BN 구조를 어떻게 설계하는냐가 최근의 이수로 등장하고 있다. 본 연구에서는 이러한 제 문제점을 고찰하고 인적오류 모델 개발에 최적인 방법 또는 기술을 모색하는데 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.753-758
• /
• 1997

본 논문은 확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment) 에서 수행하고 있는 현존 인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis)의 현황과 기법의 한계점을 설명하고, 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)의 필요성과 그 내용을 제시하였다. 그리고, 현재까지 개발된 인적오류 분석 기법 중 7가지 기법을 간략히 소개하고, 각 기법의 적용 범위, 오류 분석 구조, 분석 대상, 오류 분석 범위, 기반 모형 둥에 대해서 상호 비교한 결과를 제시하였다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
• /
• v.2 no.3
• /
• pp.70-77
• /
• 1998

This study proposes a method to facilitate the identification of human error in calling out such qualitative risk assessment in Gas plants. The main idea of this method is based on the scheme of existing qualitative risk assesment technique. The guidewords and tabular worksheet are suggested to be compatible in human error analysis. By using this method developed, the maintenance procedure of Governor system in gas valve station was analyzed to discover the human error in maintenance tasks. As a consequence, certain human errors were identified and the suggested approches proved to be adequate technique for the human error analysis.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.844-849
• /
• 1998

사고관리 방안의 타당성에 대한 면밀한 정토를 위하여 제안된 방안에 대한 운전원의 수행 가능성을 평가하는 과정이 있다. 수행 가능성의 평가에서 기존의 적용 사례와 인적 오류 분석 기법들을 검토하여 기존의 인간 신뢰도 분석 기법을 활용하는데 발생하는 여러가지 문제를 점토하고 새로운 기법의 요건과 방향을 제시하였다. 또한, 산업안전관리 분야에서 사용되고 있는 IAD(industrial Accident Dynamics)를 기반으로 인적오류의 가능성을 분석하는 절차를 제안하였다

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
• /
• 2005.11b
• /
• pp.133-135
• /
• 2005

원자력발전소의 정량적 위험성 평가를 위해서 확률론적 안정성 평가 기법이 이용되고 있다. 확률론적 안전성 평가를 수행하기 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 신뢰도 데이터가 필요한데, 이를 위한 각종의 신뢰도 자료 중에 인간의 지각 행위 및 수행 행위로부터 발생하는 인적 오류 확률은 그 특성상 실질적이 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 그래서 인적 오류 확률을 구하기 위해서는 인간 신뢰도 분석분야의 전문가들이 제안한 인간 신뢰도 분석 방법을 이용하여 인적 오류 확률을 추정한다. 한국 원자력 연구소에서는 이를 위해 인간의 지각 및 수행 행위에서 야기되는 인간 오류 사건을 관리하고 인적 오류 확률을 추정하기 위한 인간 신뢰도 분석 시스템을 개발하고 있다. 본 연구에서는 인간 신뢰도 분석 시스템의 개발 과정 및 데이터베이스 설계 그리고 입출력 시스템의 설계에 관하여 기술하였다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
• /
• v.4 no.2 s.10
• /
• pp.52-57
• /
• 2000

This paper suggests the evaluation sheet to ensure the objective and detailed information based on a classification table of PIF (Performance Influencing Factor). And this paper shows the results of HEP(Human Error Probability), using a quantitative method with the evaluated data as a result of estimating the likelihood of . human errors in the gas industry facility together with the evaluation sheet. Finally, these results are programmed to be operated in personal computer so that field workers an apply it in easy and convenient manner. The results of this study offer two key benefits; sharing reliable information on human errors with the Data Base and establishing a strategy to reduce human errors as well as to improve working proficiency.

• Proceedings of the Korean Institute of Navigation and Port Research Conference
• /
• 2016.05a
• /
• pp.196-198
• /
• 2016

해양사고 원인의 대부분을 차지하는 인적오류 예방은 해양안전에 가장 중요하며 인적오류는 확률기반의 인적 모델을 구축하여 평가할 수 있다. 확률기반 인적 모델을 구축하기 위해 사건의 원인과 결과 사이에 연계성을 갖고 있는 통계 데이터가 필요하다. 이러한 데이터는 정부 공식통계로서 해양안전심판원에서 제공하는 재결서의 내용 분석을 통해 얻고자 하나, 측정변수가 너무 많아 계산량이 방대하다. 본 연구에서는 재결서 분석서의 원인판단에서 기준이 되는 해양안전심판원의 해양사고조사심판정보포털(이하 해심)에서 제공하는 재결서 내용의 핵심적인 내용으로 구성된 '주제어 '데이터를 활용하여 주제어에 포함된 핵심단어 분석절차를 수립하였다. 이들 단어가 구분형태별로 어떻게 분포된 상태인지 알아보고, 선박사고별로 최적으로 설명할 수 있는 단어 객체수를 검토해보고자 한다. 향후 축소된 차원으로도 해양사고 인적과실의 인과관계 설명이 가능하면, 인적모델의 측정변수를 결정하는 경우 쉽게 타당성을 확인 할 수 있어 해양안전을 위한 중요한 자료로 활용할 수 있다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
• /
• v.6 no.4 s.18
• /
• pp.1-7
• /
• 2002

Human errors can take place in all levels that include the design, production, construction, operation and maintenance of plant facilities. It was found that the causes were concerned with the effects of human error. This study verified characteristics of the on-site operators and error mechanism, and used the classifying sheet to analyze human error that occurred in process. Also, by applying the ASEP(Accident Sequence Evaluation Program) HRA(Human Reliability Analysis) procedure, the algorithm to estimate the HEP and the ASEP HEP program to analyze human error in the plant were developed. If it is built in on-site, possible human error incident will be prevented and the systematic human error prevention strategy will be devised.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
• /
• 2006.06c
• /
• pp.112-114
• /
• 2006

원자력발전소의 정량적 위험성 평가를 위해서 확률론적 안정성 평가 기법이 이용되고 있는데, 이를 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 신뢰도 데이터가 필요하다. 이러한 신뢰도 자료 중에 인간의 지각 행위 및 수행 행위로부터 발생하는 인적 오류 확률은 그 특성상 실질적이 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 그래서 인적 오류 확률을 구하기 위해서는 인간 신뢰도 분석 분야의 전문가들이 제안한 인간 신뢰도 분석 방법을 이용하여 인적 오류 확률을 추정한다. 한국 원자력 연구소에서는 이를 위해 인간의 지각 및 수행 행위에서 야기되는 인간 오류 사건을 관리하고 인적 오류 확률을 추정하기 위한 인간 신뢰도 분석 시스템을 개발하고 있다. 본 연구에서는 인간 신뢰도 분석 시스템의 개발 과정에 관하여 기술하였다.

• Journal of the Korea Society of Computer and Information
• /
• v.11 no.6 s.44
• /
• pp.261-267
• /
• 2006

In order to perform a probabilistic safety assessment (PSA), it requires a large number of data for various fields. And the quality of a PSA results have become more important thing of the risk assessment. As part of enhancing the PSA qualify, Korea Atomic Energy Research Institute is developing a full power Human Reliability Analysis (HRA) calculator to manage human failure events (HFEs) and to calculate the diagnosis human error probabilities and execution human error probabilities. This paper introduces the development process and an overview of a standard HRA method for nuclear power plants. The study was carried out in three stages; 1) development of the procedures and rules for a standard HRA method. 2) design of a system structure, 3) development of the HRA calculator.