• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.201-201
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• 2003

• 한국컴퓨터정보학회논문지
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• 제10권6호
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• pp.337-344
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• 2005

원자력 발전소의 확률론적 안전성 평가(PSA)를 수행하기 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 데이터가 필요하다. 그러므로 PSA의 수행 및 검토에 있어, 효과적인 자료의 관리가 필수적이라 할 수 있다. 한국 원자력연구소에서는 PSA 관련 모든 정보를 손쉽게 관리하기 위하여, PSA 정보 시스템(AIMS)을 개발하고 있다 AIMS는 PSA 분석에 필요한 모든 관련 문서와 모델을 통합하여, PSA평가를 손쉽게 수행할 수 있도록 개발한 시스템이다. 본 논문에서는 PSA정보 시스템의 개발 과정 및 데이터베이스 설계 그리고 입출력 시스템의 설계 및 구현에 관하여 기술하였다.

• 한국안전학회지
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• 제25권3호
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• pp.118-122
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• 2010

원자력발전소의 운전 유연성 증대, 안전성 및 경제성 향상, 정비 부담을 완화하기 위해 비상디젤발전기의 허용정지시간 연장이 요구된다. 확률론적안전성평가(probabilistic safety assessment) 기법으로 현재의 비상디젤발전기의 허용정지 시간을 3일에서 7일, 10일, 14일로 연장시 안전성 영향을 평가하였다. 종합적으로 평가결과, 비상디젤발전기의 허용정지시간 연장시 EDG 점검 또는 정비기간 중 인적실수으로 인한 발전소 불시정지 예방 및 안전성을 향상 시키는 것으로 분석되었다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2013년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.27-28
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• 2013

이 논문에서는 신화재 확률론적 안전성평가 (PSA) 방법 중 정성적 분석 방법을 울진 3호기 원전에 적용한 결과를 기술하였다. 지금까지 대부분의 국내 원전 에서는 EPRI 화재 PSA 방법을 이용하여 화재 PSA를 수행해 왔었다. 최근 미국 규제기관과 산업체에서는 신화재 PSA 방법으로 NUREG/CR-6850을 개발하였다. 신화재 PSA 방법을 이용하여 울진 3호기를 정성적으로 분석한 결과 150개의 방화지역 중 75개 지역이 정량적 분석 대상으로 파악되었다. 이는 기존 EPRI 화재 PSA 방법으로 수행한 방화지역 수보다 23개 많았다. 또 화재 PSA 수행을 위한 기기 수는 770여개이고 케이블 수는 6,000여개로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.893-898
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• 1998

원자력발전소의 확률론적안전성평가(PSA)의 일부로 수행되어 왔던 인간신뢰도분석(HRA)방법은 최근 여러가지 결함이 지적되어 왔고 이를 보완하는 노력들이 계속되어 왔다 본 연구에서는 기존 HRA 방법의 취약점을 해결할 수 있는 인간오류분석 방법 개발을 목표로, 현재까지 개발되어온 인간오류분석 방법들을 검토하고, 원전 운전원 직무의 분석에 적절하다고 판단되는 HRMS, CREAM, PHECA 등 세가지 방법을 선정하여 사고관리 운전원 직무중 '원자로공동중수' 직무에 적용하는 사례연구를 수행하였다 사례연구 결과, PHECA는 원자력발전소 운전원 직무의 오류분석으로는 부적합한 것으로 평가되었고, HRMS나 CREAM은 사고관리 인지오류분석에 기본적인 적합성은 있는 것으로 평가되었다. 각 방법에 대한 장, 단점과 개선점을 제시하였다.

• 한국컴퓨터정보학회논문지
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• 제11권6호
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• pp.261-267
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• 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 실제 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 따라서 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 방법론 개발 및 이를 이용한 인간 신뢰도 분석 전산 지원 시스템의 개발 과정에 관하여 기술하였다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 추계학술논문발표회 논문집
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• pp.253-257
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• 2011

본 논문에서는 설계중인 스마트원전에 대한 화재 PSA 방법과 결과 그리고 민감도분석 결과를 기술하였다. 기존 국내 원전 화재 PSA에서는 EPRI의 fire PRA implementation guide에 따라 수행해왔었다. RG 1.189에 따르면 NFPA 805를 채택하는 원전이나 신규원전은 NUREG/CR-6850 방법에 따라 화재 PSA를 수행해야만 한다. 스마트는 설계단계의 원전이기에 화재 PSA 수행위한 충분한 설계정보가 없고 스마트의 선행호기도 없다. 따라서 NUREG/CR-6850 방법을 스마트에 모두 적용할 수 없어 EPRI fire PRA implementation guid와 NUREG/CR-6850 방법을 사용하여 스마트 원전에 대한 화재 PSA를 수행하였다. 화재 PSA 결과에 중요한 영향을 미치는 요인들에 대해 민감도분석을 수행하였다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권2호
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• pp.82-90
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• 2021

The spent fuel pool (SFP) of a nuclear power plant functions to store the spent fuel. The spent fuel pool is designed to properly remove the decay heat generated from the spent fuel. If the cooling function is lost and proper operator action is not taken, the spent fuel in the storage pool can be damaged. Probabilistic safety assessment (PSA) is a safety evaluation method that can evaluate the risk of a large and complex system. So far, the probabilistic safety assessment of nuclear power plants has been mainly performed on the reactor. This study defined the requirements and the functional architecture for the probabilistic safety assessment of the spent fuel pool (SFP-PSA) by applying the systems engineering process. And, a systematic and efficient methodology was defined according to the architecture.

• 한국안전학회지
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• 제36권3호
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• pp.66-73
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• 2021

This report documents the results of an at-power internal events Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a Korea research reactor (KRR). The aim of the study is to determine the accident sequences, construct an internal level 1 PSA model, and estimate the core damage frequency (CDF). The accident quantification is performed using the AIMS-PSA software version 1.2c along with a fault tree reliability evaluation expert (FTREX) quantification engine. The KRR PSA model is quantified using a cut-off value of 1.0E-15/yr to eliminate the non-effective minimal cut sets (MCSs). The final result indicates a point estimate of 4.55E-06/yr for the overall CDF attributable to internal initiating events in the core damage state for the KRR. Loss of Electric Power (LOEP) is the predominant contributor to the total CDF via a single initiating event (3.68E-6/yr), providing 80.9% of the CDF. The second largest contributor is the beam tube loss of coolant accident (LOCA), which accounts for 9.9% (4.49E-07/yr) of the CDF.

• 한국안전학회지
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• 제33권6호
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• pp.136-143
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• 2018

In this study, we conducted a pilot study on the multiple spurious operations (MSO) analysis in the fire probabilistic safety assessment (PSA) of domestic nuclear power plant (NPP) to identify the degree of influence of the operator actions used in the MSO mitigation strategies. The MSO scenario of the domestic reference NPP selected for this study is refueling water tank (RWT) drain down event. It could be caused by spurious operations of the containment spray system (CSS) of the reference NPP. The RWT drain down event can be stopped by the main control room (MCR) operator actions for stopping the operation of CSS pump or closing the CSS motor operated valve if the containment spray actuation signal (CSAS) is spuriously actuated. Outside the MCR, it can be stopped by operator actions for closing the CSS manual valves or motor operated valve or stopping the operation of CSS pump. The quantification result of a fire PSA model that takes into account all recovery actions for the RWT drain down event lead to risk reduction by about 95%, compared with quantification result of fire PSA model without considering them. Among the various operator actions, the recovery action for the spurious CSAS operations and the operator action for the manual valve are identified as the most important operator actions. This study quantitatively showed the extent to which the operator actions used as MSO countermeasures have affected the fire PSA quantification results. In addition, we can see the rank of importance among the operator recovery actions in quantitative terms.