• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.520-526
• /
• 1997

WASH-1400[1]이 발간된 이후 수행되어왔던 많은 확률론적 안전성 평가 결과를 보면 노심손상빈도를 나타내는 사고경위 중 많은 부분이 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 확률론적 안전성 평가에서 인간행위를 다루는 것은 매우 중요하게 되었다. 그러나 인간신뢰도분석은 인간행위의 다변성(variability)으로 인해 인간행위의 모델링이 어렵고 데이타가 부족해 뚜렷한 방법론이 없어 분석시 분석자의 주관성이 개입될 여지가 있고 분석결과에는 많은 불확실성을 포함하고 있다. 노심손상빈도를 나타내는 사고경위에는 다수 인간행위가 있는 포함돼있는 단절집합을 얻게되는데 이러한 인간행위들 사이에는 기기의 공통원인 고장처럼 의존성이 존재한다. 이러한 의존성의 평가방법 또한 뚜렷하게 설정되어 있지 않은 형편이다. 이에 본 논문에서는 월성 2,3,4호기 확률론적 안전성 평가 모델에 고려되어있는 인간행위들의 인간오류 확률 값과 의존성 수준의 변화에 대한 민감도분석을 수행하였다. 분석결과 초기사건 이후의 인간행위가 노심손상빈도 변화에 크게 기여하는 것이 밝혀졌고, 다수 인간행위들 사이의 의존성 수준변화가 노심손상빈도 변화에 큰 영향을 준다는 것이 밝혀졌다.

• 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 Korean Society for Rock Mechanics Conference
• /
• 2004.04a
• /
• pp.123-140
• /
• 2004

저준위 방사성폐기물 안전성 평가를 위해서 안전성 평가 대상에 관한 기술이 이해당사자들이 이해하기 명확하고 쉽게 설정되어야 한다. 방사선적 안전성 평가 시나리오란 처분장으로부터 유출된 방사성 물질들이 공학적 방벽과 천연 방벽을 거쳐 생태계로 어떻게 이동하는가에 대한 설명으로 안전성 평가를 위한 일종의 대본과 같은 역할을 한다. 본 논문에서는 핵종 이동 현상을 RES(Rock Engineering System) 방법론에 의거 기술하였다. 국내 처분장의 특성을 고려하여 처분 시설은 연안에 동굴 처분 방식으로 건설된다고 가정하여 생태계를 산정하고, 공학적 및 천연 방벽들이 처분장 설계 시 예상한 기능들을 수행한다고 가정하여, 기준 시나리오를 설정하였다. 또한 다양한 설계 고려 요소들을 고려하여 대안 시나리오들을 도출하고자 하였다. 도출된 시나리오의 주요 항목들을 평가하기 위해서 AMF(Assessment Method Flowchart)를 도출하였다. 주어진 지형 조건에 따라 확률론적 방사선적 안전성 평가를 위해 각 지층 구조별 이동 거리 및 시간을 CONNECTFLOW를 이용해 산정하고, 그 결과들을 Response surface method를 이용해 확률 밀도함수로 도출하여 방사선적 안전성 종합 평가 코드인 MASCOT-K의 입력 자료로 활용되도록 하였다.

• 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 Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.127-132
• /
• 1997

미국에서는 모든 원전(원자력발전소) 에서 확률론적 안전성 평가 (PSA)를 실시하여 각 원전의 취약점 등을 파악하고 취약한 부분의 보강에 힘써 왔다. 근래에는 PSA나 개별원전평가(IPE)에서 구축한 각 원전의 PSA 모델, 즉, 고장수목 (FT)이나 사건수목(ET)등을 원전의 운전, 정비, 규제 등에 활용하기 위한 연구 및 실제활용이 활발하다. 우리나라는 확률론적 안전성 평가 (PSA)를 고리 3.4호기, 영광 3,4 호기등 여러 원전에서 실시하여 가동중인 원전에서는 취약한 부분을 찾아내어 보완하였으며, 건설 중인 원전의 경우에는 설계 개선에 이바지하여 왔다. (중략)

• 전기의세계
• /
• v.44 no.2
• /
• pp.9-14
• /
• 1995

TMI사고 이후 원자력의 안전성을 확보하고자 하는 노력은 사실상 확률론적 안전성분석 방법론 연구 외에도 다양하게 진행되었다. 이에는 사고 예방 차원의 안전계통 설비 보강을 통한 다중성(redundancy) 및 다양성(diversity)의 확보, 모의제어반(simulator) 등을 이용한 운전원 훈련프로그램 강화, 사고 증상에 따라 안전기능의 저해 여부를 추정가능토록 요구하는 비상운전절차서의 완비 노력과 사고 영향 완화를 위한 대체 설비의 신설 등이 있다. 하지만 이런 모든 보완 작업들이 얼마나 효율적으로 이루어지며 어느 정도 안전성 향상이나 위험도 관리에 기여할 수 있는 지에 대한 의문은 여전히 남게 되었으며, 이에 대한 정량적인 평가수단으로서 또 다시 확률론적 안전성분석 방법이 각광받게 되었다. 왜냐하면 확률론적 안전성분석은 그 방법의 특성상 발전소 경험 자료를 토대로 한 가장 현실적인 접근방법을 이용하고 최적 거동 및 현상에 대한 분석을 수행하기 때문이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.346-355
• /
• 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 Electrical and Electronic Material Engineers Conference
• /
• 2006.05a
• /
• pp.99-100
• /
• 2006

철도안전법의 제정 및 시행에 즈음하여 철도안전관리에 대한 인식이 제고되고 있는 시점에서 인적요소를 고려한 전기철도안전관리기법을 제시한다. 이를 위해서는 인적신뢰성분석이 필요하나 현재로서는 세계적으로도 이에 관한 규격이 정비되어 가고 있는 실정으로서 국내에서는 규격 적합성 인증 제도가 아직 구축되어 있지 못하고 따라서 규격 정비의 진행에 따라 위험성정보교환에 관련된 대책의 필요성이 증가하고 안전성의 확률론적 정량적평가가 보다 중요시 될 것으로 예상된다. 본고에서는 시스템 위험도분석을 통한 안전공학적 절차를 준수함으로써 위험도를 정량적으로 평가하고 정량적으로 평가된 위험도를 적정 수준으로 관리함으로써 철도시스템 안전관리체계를 향상시킬 수 있는 기법으로서 최근 주목받고 있는 인적신뢰성분석기법과 위험도정보교환에 대한 기본 개념을 제시한다.

• 방재와보험
• /
• s.74
• /
• pp.45-48
• /
• 1997

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.10 no.4
• /
• pp.263-272
• /
• 2012

A GoldSim template program for a safety assessment of a hybrid-typed repository system, called A-KRS, in which two kinds of pyro-processed radioactive wastes, low-level metal wastes and ceramic high-level wastes that arise from the pyro-processing of PWR nuclear spent fuels are disposed of, has been developed. This program is ready both for a deterministic and probabilistic total system performance assessment which is able to evaluate nuclide release from the repository and farther transport into the geosphere and biosphere under various normal, disruptive natural and manmade events, and scenarios. The A-KRS has been probabilistically assessed with 9 selected input parameters, each of which has its own statistical distribution for a normal release and transport scenario associated with nuclide release and transport in and around the repository. Probabilistic dose exposure rates to the farming exposure group have been evaluated. A sensitivity of 9 selected parameters to the result has also been investigated to see which parameter is more sensitive and important to the exposure rates.