• 한국융합학회논문지
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• 제5권1호
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• pp.9-15
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• 2014

교통사고는 다양한 요인으로 인해 발생한다. 그 중에는 교통사고가 발생할 당시의 기상상태가 있다. 기상상태에 따라 교통사고로 인해 발생하는 사망자의 비율은 차이가 있다. 교통사고로 인한 사망자의 수를 줄이려면 기상 상태에 따라 발생될 교통사고 발생 수를 예측 하는 것이 필요하다. 본 논문은 기상 상태에 따른 교통사고 발생 빈도수를 예측하는 모델링을 제안한다. 예측 모델링의 이론으로는 마코프 프로세스를 적용하였다. 제안된 모델링에 실제 데이터를 적용하여 교통사고 발생 수를 예측 하였고, 실제 발생 수와 비교하였다. 본 논문은 기상 변화에 따른 교통사고 정책수립에 도움을 줄 것이다.

• 한국안전학회지
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• 제31권5호
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• pp.187-194
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• 2016

A single fire event within a fire area can cause multiple initiating events considered in internal events probabilistic safety assessment (PSA). For an example, a fire event in turbine building fire area can cause a loss of the main feed-water and loss of off-site power initiating events. This fire initiating event could result in special plant responses beyond the scope of the internal events PSA model. One approach to address a fire initiating event is to develop a specific fire event tree. However, the development of a specific fire event tree is difficult since the number of fire event trees may be several hundreds or more. Thus, internal fire events PSA model has been generally constructed by modifications of the pre-developed internal events PSA model. New accident sequence logics not covered in the internal events PSA model are separately developed to incorporate them into the fire PSA model. Recently, many fire PSA models have fire induced initiating event fault trees not shown in an internal event PSA model. Up to now, there has been no analytical comparative study on the constructions of fire events PSA model using internal events PSA model with and without fault trees of initiating events. In this study, the changing process of internal events PSA model to fire events PSA model is analytically presented and discussed.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권5호
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• pp.453-460
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• 2015

후쿠시마 원전 사고 이후로 원자력 발전 플랜트의 배관 시스템에 가해지는 비틀림 하중의 영향에 대한 연구가 여러 연구자들에 의해서 수행되었다. 발전 플랜트의 원주방향 균열을 포함한 배관은 정상운전 조건이나 갑자기 발생한 사고에 의해서 굽힘과 비틀림과 같은 하중을 받을 수 있다. ASME 코드에서는 균열 배관의 구조건전성 확보를 위해서 한계하중 기법을 사용해서 완전소성 파단에 대한 결함평가를 제공한다. 최근 개정된 코드에 따르면, 복합하중은 막응력과 굽힘 응력만을 포함하고 있다. 실제로 운전 환경에서 비틀림 하중이 가해질 수 있음에도 불구하고, 비틀림 하중을 평가하는 방법론에 대해서는 언급하지 않았다. 본 논문에서는 한계하중 분석을 기반으로 원주방향 균열 존재하는 배관에 단순 굽힘과 단순 비틀림, 인장을 포함한 굽힘 비틀림 복합하중이 가해질 경우에 대한 유한요소해석 결과를 포함하고 있다. 전단면 완전항복 기준을 만족하는 한계하중 이론해를 제안하고 유한요소해석을 통해서 이를 검증하였다.

• 한국안전학회지
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• 제35권4호
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• pp.74-83
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• 2020

In Korea, about 110,000 LPG small storage tanks of less than three tons have been installed in restaurants, houses and factories, and are used as LPG supply facilities for cooking, heating and industrial use. In the case of combustible liquefied gas storage tanks, the tank may rupture due to the temperature increase of the tank steel plate (approximately 600℃) even when the safety valve is operating normally, causing large-scale damage in an instant. Therefore, in the event of a fire near the LPG small storage tank, it is necessary to accurately predict the timing of the BLEVE(Boiling Liquid Expanding Vapour Explosion) outbreak in order to secure golden time for lifesaving and safely carry out fire extinguishing activities. In this study, we have first investigated the results of a prior study on the prediction of the occurrence of BLEVE in the horizontal tanks. And we have developed thermodynamic models and simulation program on the prediction of BLEVE that can be applied to vertical tanks used in Korea, have studied the effects of the safety valve's ability to vent, heat flux strength of external fires, size of tanks, and gas remaining in tanks on the time of BLEVE occurrence and have suggested future utilization measures.

• 한국도로학회논문집
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• 제13권1호
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• pp.97-105
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• 2011

본 연구에서는 고속도로를 대상으로 각각의 구간에 대한 선형유형을 구분하여 사고빈도모형을 개발하였다. 현재 사고빈도모형 부문의 연구는 주로 고속도로 구간 전체를 대상으로 한 연구가 대부분이기 때문에 거시적인 측면에서 사고빈도모형이 개발되었다고 할 수 있으며, 이에 따라 각각의 구간특성이 정확히 반영되지 않은 상태에서의 사고빈도를 예측하였다고 볼 수 있다. 본 연구에서는 이러한 문제점을 인식하여, 동질구간 분할법을 사용하여 고속도로의 평면선형을 직선부, 곡선부, 연속곡선부로 구분하였고, 이를 군집분석을 통하여 직선부와 곡선부의 유형을 구분하여 고속도로의 각각의 구간별 특성을 반영한 사고빈도모형을 구축하였다. 본 연구 결과는 고속도로 각 구간의 사고빈도를 예측하는데 있어 더 정확하고 합리적인 결과를 도출해 낼 것이라 판단한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1053-1064
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• 2009

The existence of a large sodium pool in the KALIMER, a pool-type LMR developed by the Korea Atomic Energy Research Institute, plays an important role in reactor safety and operability because it determines the grace time for operators to cope with an abnormal event and to terminate a transient before reactor enters into an accident condition. A two-dimensional hot pool model has been developed and implemented in the SSC-K code, and has been successfully applied for the assessment of safety issues in the conceptual design of KALIMER and for the analysis of anticipated system transients. The other important models of the SSC-K code include a three-dimensional core thermal-hydraulic model, a reactivity model, a passive decay heat removal system model, and an intermediate heat transport system and steam generation system model. The capability of the developed two-dimensional hot pool model was evaluated with a comparison of the temperature distribution calculated with the CFX code. The predicted hot pool coolant temperature distributions obtained with the two-dimensional hot pool model agreed well with those predicted with the CFX code. Variations in the temperature distribution of the hot pool affect the reactivity feedback due to an expansion of the control rod drive line (CRDL) immersed in the pool. The existing CRDL reactivity model of the SSC-K code has been modified based on the detailed hot pool temperature distribution obtained with the two-dimensional pool model. An analysis of an unprotected transient over power with the modified reactivity model showed an improved negative reactivity feedback effect.

• 대한교통학회지
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• 제25권3호
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• pp.99-109
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• 2007

VMS는 교통상황과 사고발생 등의 정보를 실시간으로 제공하는 ITS의 중요 구성요소 중의 하나이다. VMS 메시지는 운전자가 쉽게 읽고 이해할 수 있도록 인간공학적 요소를 고려하여 설계해야 한다. 본 연구에서는 실내 실험을 통하여 VMS 메시지에 대한 운전자의 판독능력을 분석하기 위한 자료를 수집하였다. 로지스틱 회귀분석 모형기법을 이용하여 설명변수로 정보량, 정보제공시간, 연령, 성별을 선정하고 종속변수인 운전자 인식률과의 관계를 모형화 하였다. 개발한 모형을 통해 산출되는 운전자 정보인식확률은 운전자의 판독성을 고려한 VMS 메시지 설계에 효과적으로 활용될 수 있을 것으로 기대된다. 본 연구는 인간공학적 관점에서 보다 효과적으로 VMS 메시지를 설계할 수 있는 통계적 모형을 개발하였다는 점에서 그 의의가 있다고 할 수 있다. 나아가 VMS 메시지 현시와 표출시간을 설계하는 데 활용할 수 있을 것이다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제14권1호
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• pp.1-11
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• 2015

Local wall thinning and integrity degradation caused by several mechanisms, such as flow accelerated corrosion (FAC), cavitation, flashing and/or liquid drop impingements, are a main concern in carbon steel piping systems of nuclear power plant in terms of safety and operability. Thinned pipe management program (TPMP) had been developed and optimized to reduce the possibility of unplanned shutdown and/or power reduction due to pipe failure caused by wall thinning in the secondary side piping system. This program also consists of several technical elements such as prediction of wear rate for each component, prioritization of components for inspection, thickness measurement, calculation of actual wear and wear rate for each component. Decision making is associated with replacement or continuous service for thinned pipe components. Establishment of long-term strategy based on diagnosis of plant condition regarding overall wall thinning is also essential part of the program. Prediction models of wall thinning caused by FAC had been established for 24 operating nuclear plants. Long term strategies to manage the thinned pipe component were prepared and applied to each unit, which was reflecting plant specific design, operation, and inspection history, so that the structural integrity of piping system can be maintained. An alternative integrity assessment criterion and a computer program for thinned piping items were developed for the first time in the world, which was directly applicable to the secondary piping system of nuclear power plant. The thinned pipe management program is applied to all domestic nuclear power plants as a standard procedure form so that it contributes to preventing an accident caused by FAC.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권4호
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• pp.742-754
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• 2020

Zircaloy cladding oxidation is an important phenomenon for both design basis accident and severe accidents, because it results in cladding embrittlement and rapid fuel temperature escalation. For this reason during the last decade, many experts have been conducting experiments to identify the oxidation phenomena that occur under design basis accidents and to develop mathematical analysis models. However, since the study of design extension conditions (DEC) is relatively insufficient, it is essential to develop and validate a physical and mathematical model simulating the oxidation of the cladding material at high temperatures. In this study, the QUENCH-05 and -06 experiments were utilized to develop the best-fitted oxidation model and to validate the SPACE code modified with it under the design extension condition. It is found out that the cladding temperature and oxidation thickness predicted by the Cathcart-Pawel oxidation model at low temperature (T < 1853 K) and Urbanic-Heidrick at high temperature (T > 1853 K) were in excellent agreement with the data of the QUENCH experiments. For 'LOCA without SI' (Safety Injection) accidents, which should be considered in design extension conditions, it has been performed the evaluation of the operator action time to prevent core melting for the APR1400 plant using the modified SPACE. For the 'LBLOCA without SI' and 'SBLOCA without SI' accidents, it has been performed that sensitivity analysis for the operator action time in terms of the number of SIT (Safety Injection Tank), the recovery number of the SIP (Safety Injection Pump), and the break sizes for the SBLOCA. Also, with the extended acceptance criteria, it has been evaluated the available operator action time margin and the power margin. It is confirmed that the power can be enabled to uprate about 12% through best-estimate calculations.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권2호
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• pp.109-120
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• 1994

원자력시설의 비상사태 시 주변주민을 보호하기 위한 비상대응행위의 효과를 평가할 필요가 있다. 비상대응행위는 지역특성과 개인 행동특성에 따라 매우 다양하게 나타날 수 있으므로, 비상대응행위를 나타내는 변수들은 특정 값을 갖기보다는 일정구간에 분포되는 값을 갖는다. 대부분의 기존 비상대응모델에서는 계산을 단순화시키기 위하여 가정을 통해 특정 값을 사용한다. 단순화 과정중에 필연적으로 정보의 손실이 발생되어 결과적으로 비상대응 모델은 큰 불확실성을 포함하게 된다. 피지이론은 변수의 불확실성을 계산에 포함시켜 엄밀한 계산을 통해 정보손실을 최소화시키면서 계산결과를 얻어낼 수 있는 수학적인 도구를 제공해 준다. 본 연구에서는 퍼지집합, 퍼지추론, 퍼지관계 등의 이론을 응용하여 원자력시설의 비상사태 시 비상대응효과를 평가할 수 있는 방법을 개발하였다. 개발된 모델의 장점은 언어변수를 이용하여 지역특성을 표현하고 전문가의 의견을 반영하여 비상대응효과를 평가하므로, 단순화 가정중에 유발되는 정보의 손실을 줄일 수 있는데 있다. 비상대응 모델내의 불확실한 변수에 대한 퍼지이론의 응용성을 개선하기 위해서는 전문가의 의견을 반영하여 변수들에 대한 적합한 멤버쉽 함수와 퍼지조건문을 확립할 필요가 있다.