• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.376-385
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• 2021

Probabilistic risk assessment (PRA) has improved its elemental technologies used for assessing external events since the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident in 2011. HRA needs to be improved for analyzing tasks performed under extreme conditions (e.g., different actors responding to external events or performing operations using portable mitigation equipment). To make these improvements, it is essential to understand plant-specific and scenario-specific conditions that affect human performance. The Nuclear Risk Research Center (NRRC) of the Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) has developed an HRA guide that compiles qualitative analysis methods for collecting plant-specific and scenario-specific conditions that affect human performance into "narratives," reflecting the latest research trends, and models for analysis of tasks under extreme conditions.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2022년도 봄 학술논문 발표대회
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• pp.81-82
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• 2022

This study aims to establish a methodology for rational fire risk assessment for building evacuation safety in case of fire, and specifically, to propose a fire risk assessment technique using fire scenarios considering various uncertain factors in case of fire. In order to analyze the extent to which the assumed conditions can occur, that is, the probability of each accident caused by fire, the safety rate is analyzed according to the presence or absence of each factor by using fire statistics. Factors related to the fire protection performance and evacuation ability of buildings are defined as disaster factors. In this study, disaster factors were classified into the following three categories.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2039-2049
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• 2024

The radioactive pollutant could migrate to the downstream urban area under the action of atmospheric dispersion due to the turbulent mixing under actual pollution accidents. A scenario in which radioactive contaminants from the upstream (for example, a nearshore nuclear power plant accident) migrates to the downstream urban blocks have been considered in this study. Numerical simulations using computational fluid dynamics (CFD) are then conducted to investigate the effects of the urban morphology (building packing density and layout) on the atmospheric dispersion of radioactive pollutants in this scenario. The building packing density and structure can significantly affect urban areas' mean flow pattern and the turbulent kinetic energy (TKE). The flow pattern and the TKE distribution influence the radioactive pollution dispersion. It is found that the radioactive pollution at the urban canyons is significantly affected by the vertical transport at the canyon. A comparison of the distributions of radioactive and traditional non-radioactive pollutants is also provided.

• 한국환경농학회지
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• 제38권1호
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• pp.54-60
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• 2019

본 연구는 실제 불화수소 누출 사고에 대한 OCA(Off-site consequence analysis) 분석을 통해 최악 및 대안의 사고시나리오를 선정하여 사고영향범위 예측치를 평가하고, 사고 반경 내 농작물의 잔류오염도를 측정함으로써 화학사고로부터 발생될 수 있는 환경 피해영향범위를 도출하고자 하였다. KORA 소프트웨어를 이용하여 사고영향범위를 분석한 결과, 최악의 사고시나리오는 사고 발생지점으로부터 10 km 이상, 대안의 사고시나리오는 1,968 m의 영향범위가 산정되었고, ALOHA 소프트웨어 구동 결과는 약 1.9 km를 나타내었다. 아울러, 실제 사고 지역 내 농작물의 불소화물 잔류 여부를 측정한 결과, 피해지역 내 불소화물 농도는 4.96~276.82 mg/kg 범위로 사고 발생지점 인근이(E-1) 가장 높았고(276.82 mg/kg), 동쪽방향으로 멀어질수록 잔류농도가 감소하는 경향이었다. 한편, 북동 방향 2지점과 남동 방향 4지점은 사고 발생지점 인근보다는 낮은 경향이었다(4.96~28.98 mg/kg). 이러한 결과를 비추어 2 km 내외 지점의 불소화물 농도가 5 mg/kg 이하의 미미한 수준과 대안의 사고시나리오 예측 영향범위인 약 1.9 km를 고려했을 때 피해영향범위는 약 2 km 내외 수준인 것으로 추정된다. 이와 같이 OCA 평가는 누출조건, 기상조건, 시간경과에 따른 물리화학적 변수 등을 사고현장과 동일하게 입력할 수 없기 때문에 실제 피해영향범위와 다른 경향은 있지만 농작물 중 불소화물 잔류오염 여부를 동시에 평가함에 따라 화학사고로부터 화학물질의 확산범위를 산정하는데 있어 도움이 될 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국가스학회지
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• 제21권1호
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• pp.43-51
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• 2017

국내 냉동제조시설에서 암모니아 누출사고가 여전히 발생하고 있음을 볼 수가 있다. 암모니아는 가연성가스 및 독성가스이므로 사고 발생할 때 인체와 생태계에 큰 피해를 일으킬 수 있다. 국내 냉동제조시설의 암모니아 사고유형을 파악한 후 사고시나리오를 선정하여 피해범위를 산정하고 사고 빈도와 위험도를 분석하여 사고 피해를 최소화하는 대책 수립이 필요하다. 본 연구에서는 정량적 위험성 평가(QRA: quantitative risk assessment)의 분석 방법에 따라 암모니아 냉동시스템의 리시버 탱크에 대한 위험도를 분석하였다. 시나리오 분석 조건은 화학물질관리법에서 정하는 '사고시나리오 선정에 관한 기술지침' 및 미국 화학공정안전센터(CCPS: center for chemical process safety)의 가이드라인에 따라 정하였다. DVN사의 SAFETI 프로그램을 활용하여 시나리오에서 선정된 모든 사고 영향범위를 산정하고 빈도 분석을 통하여 리시버 탱크에 대한 위험도를 도출하였다. 빈도 값은 사건수 분석(ETA: event tree analysis)기법과 Part count 기법을 활용하였다. 연구 결과 암모니아 냉동시스템의 개인적 위험도는 7.71E-04/yr으로 도출되었으며, 사회적 위험도 1.17E-03/yr으로 도출되었다. 도출된 위험도는 국제 화재방지협회 (NFPA: national fire protection association)의 ALARP (as low as reasonably practicable) 범위를 적용하여 위험도의 적합성을 확인하였으며, 본 연구에서 제안한 위험도 산정 방법이 사고 피해 최소화 방안을 모색하는데 활용된다면 보다 좋은 결과가 도출될 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.141-154
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• 1984

고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.

• 한국안전학회지
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• 제35권4호
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• pp.64-73
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• 2020

As Korean government and safety-related organizations make continuous efforts to reduce the number of industrial accidents, accident rate has steadily declined since 2010, thereby recording 0.48% in 2017. However, the number of fatalities due to industrial accidents was 1,987 in 2017, which means that more efforts should be made to reduce the number of industrial accidents. As an essential activity for enhancing the system safety, accident analysis can be effectively used for reducing the number of industrial accidents. Accident analysis aims to understand the process of an accident scenario and to identify the plausible causes of the accident. Accident analysis offers useful information for developing measures for preventing the recurrence of an accident or its similar accidents. However, it seems that the current practice of accident analysis in Korean manufacturing companies takes a simplistic accident model, which is based on a linear and deterministic cause-effect relation. Considering the actual complexities underlying accidents, this would be problematic; it could be more significant in the case of human error-related accidents. Accordingly, it is necessary to use a more elaborated accident model for addressing the complexity and nature of human-error related accidents more systematically. Regarding this, HFACS(Human Factors Analysis and Classification System) can be a viable accident analysis method. It is based on the Swiss cheese model and offers a range of causal factors of a human error-related accident, some of which can be judged as the plausible causes of an accident. HFACS has been widely used in several work domains(e.g. aviation and rail industry) and can be effectively used in Korean industries. However, as HFACS was originally developed in aviation industry, the taxonomy of causal factors may not be easily applied to accidents in Korean industries, particularly manufacturing companies. In addition, the typical characteristics of Korean industries need to be reflected as well. With this issue in mind, we developed HFACS-K as a method for analyzing accidents happening in Korean industries. This paper reports the process of developing HFACS-K, the structure and contents of HFACS-K, and a case study for demonstrating its usefulness.

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2011년도 춘계학술대회
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• pp.85-86
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• 2011

On 7 December 2007, the Hebei Spirit, a 260,000 dwt VLCC, anchored near Korea's Daesan Port, was collided with a passing crane-carrying barge Samsung1, which was under tow of two tugs Samsung T5 and Samho T3. In this study, the behaviour of Hebei Spirit at the time of the accident has been reproduced and analyzed by simulation. This study precedes the study for the investigation of any available countermeasures for Hebei Spirit to prevent the accident. The simulation has been done only for Hebei Spiri and the motion of Samsung barge is just given with recorded AIS data. Dynamic characteristics of Hebei Spirit have been modeled based on empirical data and her sea trial data. Effects of current, wave and wind are also estimateed using empirical formula. Considering uncertainty of environmental condition and control of Hebei Spirit, simulation has been done by varying engine control method and holding power coefficients of the anchor. Finally, based on simulations, the most plausible scenario on the state of anchor and engine control could cause real accidents.

• 한국가스학회지
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• 제21권6호
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• pp.61-69
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• 2017

플랜트 사고 발생 시 현장 운전원, 제어실 운전원 및 소방관 등이 취해야 할 가장 중요한 사항은 사고 현장으로부터의 탈출과 사고 현장으로의 사고 진압 처리를 위한 진입일 것이다. 이 두 가지 중요한 행동은 서로 상반된 방향으로 진행해야 하는 조치이며, 사고 대응 이동 경로에 대한 훈련을 평상시에 훈련함으로써, 사고의 확산을 방지하고 효율적인 사고 대응을 할 수 있다. 이와 같은 필요성에 의해 본 연구에서는 플랜트 사고 대응 훈련을 위한 탈출 및 조치 경로 설계 기법을 개발하였다. 활용 방안으로는, 운전원 및 소방관들의 사고 발생 시점의 플랜트 내 실시간 위치로부터 사고 탈출 및 조치 경로를 계산하여 플랜트 안전훈련시스템에 이동 경로 정보를 제공함으로써, 안전 훈련 시나리오에 적용하여 현실적이고 효과적인 훈련 효과를 제공할 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제19권4호
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• pp.370-377
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• 2009

A simple preliminary analysis is often useful to check a validity of design alternatives before the detailed analysis phase in the viewpoint of efficiency. This paper describes a preliminary analysis procedure for the selection among basket design candidates for the spent fuel shipping cask of Korean standard nuclear power plant. As the cask should maintain the structural integrity in hypothetical accident condition, the case of 9 m drop is significantly considered as the worst scenario among the accident conditions in structural design viewpoint in this paper. As basket design options, totally four different types are considered and analyzed in the point of structural integrity at drop impact and weldability for fabrication. As a result, an insertion round plate type with densely spaced supports turns out to be the best in both of the viewpoints, though the weld plate type shows a bit more design margin.