• 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 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 Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.765-771
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• 1997

인간신뢰도분석 절차인 SHARP(Systematic Human Action Reliability Procedure)와 인간행위 정량화 방법인 THERP(Technique for Human Error Rate Prediction)를 토대로 하고 원자력발전소의 저출력/정지 운전의 특징적인 상황을 반영하여 가압 경수로의 저출력/정지운전의 PSA를 위한 인간신뢰도분석 절차서를 개발하였다. 개발된 인간신뢰도분석 절차서의 주요사항은 다음과 같다; 1) 원자력발전소의 이상사태에 대응하는 운전원 행위는 두 개의 기본사건인 진단실패와 수행실패 사건으로 모델링 한다. 2) 절차서에 없는 행위이라도 일부 운전원이 그 행위에 대한 절차와 조건을 알고 있으면 그 행위에 대해 성공가능성을 고려한다. 3) 인간신뢰도분석시 본 연구에서 개발된 표(work sheet)의 사용으로 인간행위 정량화 과정에 대한 타당성 및 신뢰성을 제고시키고 정량화과정을 쉽게 추적할 수 있다. 4) 인간신뢰도분석자의 판단이 필요한 부분에 결정수목을 사용하기 때문에 인간신뢰도 분석 시 개입될 수 있는 분석자의 주관성을 일정부분 배제할 수 있고 일관된 인간신뢰도분석을 수행 할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.201-201
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.202.2-202.2
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• 2003

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.104.1-104.1
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• 2005

• Journal of Energy Engineering
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• v.5 no.2
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• pp.146-152
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• 1996

A small power reactor core of 108 MW$\_$th/ was designed with some design constraints: 2 year refueling cycle length, soluble boron free operation, low power density, and proven fuel assembly design - Uljin 3'||'&'||'4 design specifications. CASMO-3 and KINS-3 was used to evaluate operational capability for power level control via control rods. Cycle length, power peaking factor, M.T.C., and power coefficients were also checked. Designed core loaded with KOFAs satisfied all design goals. We found that much more burnable poisons are to be loaded with axial enrichment zoning. Control rod assemblies should be located at every other assemblies with more than 3 banks. Additional shutdown banks are proposed for the safe plant cooldown, which could be located at core periphery.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.15 no.1
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• pp.33-39
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• 2019

An 1,500MW advanced power reactor required the standard design approval by a Korean regulatory body in 2014. The reactor has been designed to have a 4-train independent safety concept and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). The full power risk or core damage frequency (CDF) of 1,500MW advanced power reactor has been reduced more than that of APR1400. However, the risk during the low power and shutdown (LPSD) operation should be reduced because CDF of LPSD is about 4.7 times higher than that of internal full power. The purpose of paper is to analysis design alternatives to reduce risk during the LPSD. This paper suggests design alternatives to reduce risk and presents sensitivity analysis results.

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

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.179-184
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• 1997

지금까지 수행되었던 원자력발전소의 확률론적 안전성 평가 (Probabilistic Safety Assessment; PSA) 결과, 노심손상 빈도의 30% - 70%가 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 PSA에서 인간행위를 적절히 다루는 것은 매우 중요하다. 특히 원자력발전소의 정지운전인 경우에는 자동으로 작동하는 계통이 거의 없어 고장수목(fault tree)과 사건수목(event tree)의 모델링에 많은 운전인 행위가 포함되기 때문에 노심손상 빈도와 관련이 있는 인간행위는 전출력 운전(full power operation)에 대한 PSA 결과의 경우보다 많은 것으로 나타났다. PSA에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 PSA의 논리구조인 고장수목과 사건수목에 모델링될 인간행위를 파악하고 정량화하는 것이다. 현재 인간신뢰도분석은 인간행위에 대한 데이타의 부족과 인간행위 자체의 다변성(variability)으로 인해 분석에 어려움이 있고 분석자의 주관성이 개입될 여지가 많은 실정이며, 이에 따라 분석 결과에는 많은 불확실성을 내포하게 된다. (중략)