• 대한토목학회논문집
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• 제31권5D호
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• pp.727-737
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• 2011

본 연구에서는 효율적인 철도사고관리 및 복구작업을 위한 임시복구 시나리오를 개발하였다. 문헌조사 및 전문가 설문조사 결과를 통하여 임시복구 Worst Case 선정시기준이 되는 고려항목과 임시복구 시나리오 수립에 필요한 중요항목(event)을 도출하였으며, 임시복구가 가장 힘든 Worst Case로는 터널구간에서 발생하는 철도사고가 선정되었다. 이는 신속한 임시복구를 위해 좁은 공간에서 체계적이고 효율적인 복구절차를 갖추고 숙련된 복구요원 양성이 필요한 것으로 분석되었다. 또한, 본 연구에서는 통계학적 분석기법을 이용하여 임시복구 시나리오 수립 시 중요항목(event)간 중요도(우선순위)를 선정한 결과 임시복구유형중 시설물 붕괴를 가장 우선적으로 복구하고 선로매몰, 차량탈선 순으로 처리함이 복구시간을 단축할 수 있는 것으로 분석되었다. 이는 복구에 많은 시간이 소요되는 순으로 임시복구가 이루어져야 함을 나타낸다. 임시복구 시나리오는 임시복구 Worst Case, 임시복구유형별 중요항목(event)을 종합하여 표준운영절차(안) 11개를 제안하였다. 이를 활용하여 철도사고 DB관리 및 신속한 사고복구를 통해 정시성을 확보하여 열차지연시간을 최소화하는데 크게 기여할 것이다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제53권4호
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• pp.431-439
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• 2015

본 연구에서는 LPG(Liquefied Petroleum Gas) 인수기지에 대해 HAZOP(Hazard and Operability), LOPA(Layer of Protection Analysis) 및 SIL(Safety Integrity Level) 위험성 평가기법을 적용하여, 국내 LPG 인수기지 중 사고발생시 피해영향이 가장 큰 부탄 및 프로판 저장탱크를 중심으로, 사고위험성을 감소시킬 수 있는 방안을 고찰하였다. HAZOP 기법을 통해 잠재위험성을 분석하여 사고시나리오를 도출하고, 사고피해영향이 큰 시나리오를 선정하여 LOPA를 분석하였다. LOPA 분석시에는 해당시나리오에 대한 IPL(Independent Protection Layer)을 분석하여 완화된 결과의 빈도를 도출한 후, 설정된 위험성 허용기준($1.0{\times}10^{-05}$/년)에 대한 충족여부를 판단하였다. LOPA의 독립방호계층으로서 SIF(Safety Instrumented Functions)의 경제성을 분석하여 SIF가 현장의 특성에 맞는 IPL이 되도록 개선안을 제시하였다. 또한, 독립방호계층으로서 해당공정에 사용된 SIF의 수준을 분석해보고, SIF의 수준에 따라 공정의 사고발생빈도가 어느 정도 변화하는지를 당해 공정에서 도출된 사고시나리오를 중심으로 연구하였다.

• 한국ITS학회 논문지
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• 제22권6호
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• pp.264-283
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• 2023

자율주행차량 사고는 일반차량 사고와 다르게 기술적 문제, 환경, 운전자와의 상호작용 등 다양한 요인에 기인한 사고 발생 가능성이 존재한다. 향후 자율주행 기술의 진보로 기존의 사고원인 이외에도 새로운 이슈들이 대두될 것으로 예상되며, 이에 대응하기 위한 다양한 시나리오 기반의 접근법이 필요하다. 본 연구에서는 자율주행 사고 리포트인, CA DMV collision report와 자율주행모드 해제 보고서인 Disengagement report, 자율주행 실제 사고영상을 수집하여 자율주행차량 교통사고 시나리오를 개발하였다. 시나리오는 ISO 26262의 기능안전 시스템 failure mode에 기반하여 도출되었으며, 자율주행 기능의 다양한 이슈를 반영하고자 하였다. 본 연구를 통해 도출된 자율주행차량 시나리오는 향후 다양한 자율주행차량 교통사고 예방과 대비에 기여할 뿐만 아니라 자율주행 기술의 안전성을 향상시키는 데 중요한 역할을 할 것으로 기대한다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권6호
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• pp.781-785
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• 2016

위험물인 염산을 취급하는 사업장에서 발생할 수 있는 사고를 알아내고 사고시 인근에 미치는 영향을 평가하여 어느 정도 위험이 있는지 알아보며 이에 대한 대비책을 적용하고자 하였다. 취급 화학물질 정보와 공정정보로부터 사고 시나리오를 선정하고 염산 누출시 사업장외로 영향을 미치는 사고 시나리오를 선정하여 환경부의 지침에 따라서 ALOHA를 활용하여서 평가하였다. 최악의 사고 시나리오를 비롯한 사고 시나리오를 평가하였으며 이들의 사고시 피해완화대책도 살펴보았다. 평가결과 염산생산시설은 현재의 안전조치가 충분하여서 추가의 개선대책이 필요하지 않은 것으로 판명되었다.

• 한국위험물학회지
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• 제3권1호
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• pp.52-58
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• 2015

Since the HF release in 2012 in Korea, it became one of the most significant to evaluate consequence to the vicinity of industry facilities handling hazardous materials. BTX plant is selected to assess off-site risk to check whether the facility satisfies the Chemical Control Law by Korea Government. Accident scenarios were listed using process safety information. The scenarios having effect to the off-site were selected and assessed further according to guideline provided by Korea government. Worst case and alternative scenarios including other interested scenarios were evaluated using ALOHA. Each evaluated scenario was assessed further considering countermeasures. The results showed that the facility handling chloric acid is safe enough and needed no further protections at the moment.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4534-4550
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• 2022

Integrated severe accident codes should be capable of simulating not only specific physical phenomena but also entire plant behaviors, and in a sufficiently fast time. However, significant uncertainty may exist owing to the numerous parametric models and interactions among the various phenomena. The primary objectives of this study are to present best-practice uncertainty and sensitivity analysis results regarding the evolutions of severe accidents (SAs) and fission product source terms and to determine the effects of mitigation measures on them, as expected during a short-term station blackout (STSBO) of a reference pressurized water reactor (optimized power reactor (OPR)1000). Three reference scenarios related to the STSBO accident are considered: one base and two mitigation scenarios, and the impacts of dedicated severe accident mitigation (SAM) actions on the results of interest are analyzed (such as flammable gas generation). The uncertainties are quantified based on a random set of Monte Carlo samples per case scenario. The relative importance values of the uncertain input parameters to the results of interest are quantitatively evaluated through a relevant sensitivity/importance analysis.

• 한국철도학회:학술대회논문집
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• 한국철도학회 2001년도 추계학술대회 논문집
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• pp.205-210
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• 2001

This paper uses a dynamic sled test approach to understand the effects of impact speed on the risk of occupant in KHST. The sled impact tests simulate a predefined accident scenarios. This study shows the effect of relative velocity between occupant and struck vehicle while occupant is impacted to a front seat's seatback. Although, base on the current accident scenarios, KHST is performed well enough to protect average adult male occupants. However, Results from the tests indicate small size occupant or higher impact speed may cause sever neck and femur injuries.

• 한국철도학회논문집
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• 제7권4호
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• pp.302-306
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• 2004

Many long railway tunnels without emergency evacuation system or ventilation system are under construction or in-use in Korea. In the case of tunnel-fire, many fatalities are occur in current condition. Current safety level is estimated in this study, for the efficient investment on safety. But so many uncertainties in major input parameters make the safety estimation difficult. In this study, probabilistic techniques are applied for the consideration of uncertainties in major input parameters. As results of this study, accident scenarios and survival ratio under tunnel fire accident are determined for various conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권2호
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• pp.306-312
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• 2017

The purpose of this research is to introduce the technical standard of accident sequence precursor (ASP) analysis, and to propose a case study using the dynamic-probabilistic safety assessment (D-PSA) approach. The D-PSA approach can aid in the determination of high-risk/low-frequency accident scenarios from all potential scenarios. It can also be used to investigate the dynamic interaction between the physical state and the actions of the operator in an accident situation for risk quantification. This approach lends significant potential for safety analysis. Furthermore, the D-PSA approach provides a more realistic risk assessment by minimizing assumptions used in the conventional PSA model so-called the static-PSA model, which are relatively static in comparison. We performed risk quantification of a steam generator tube rupture (SGTR) accident using the dynamic event tree (DET) methodology, which is the most widely used methodology in D-PSA. The risk quantification results of D-PSA and S-PSA are compared and evaluated. Suggestions and recommendations for using D-PSA are described in order to provide a technical perspective.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권2호
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• pp.114-129
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• 2017

Background: The purpose of this paper is to confirm the event timings and the magnitude of fission product aerosol release from the Fukushima accident. Over a few hundreds of technical papers have been published on the environmental impact of Fukushima Daiichi accident since the accident occurred on March 11, 2011. However, most of the research used reverse or inverse method based on the monitoring of activities in the remote places and only few papers attempted to estimate the release of fission products from individual reactor core or from individual spent fuel pool. Severe accident analysis code can be used to estimate the radioactive release from which reactor core and from which radionuclide the peaks in monitoring points can be generated. Materials and Methods: The basic material used for this study are the initial core inventory obtained from the report JAEA-Data/Code 2012-018 and the given accident scenarios provided by Japanese Government or Tokyo Electric Power Company (TEPCO) in official reports. In this research a forward method using severe accident progression code is used as it might be useful for justifying the results of reverse or inverse method or vice versa. Results and Discussion: The release timing and amounts to the environment are estimated for volatile radioactive fission products such as noble gases, cesium, iodine, and tellurium up to 184 hours (about 7.7 days) after earthquake occurs. The in-plant fission product behaviors and release characteristics to environment are estimated using the severe accident progression analysis code, MELCOR, for Fukushima Daiichi accident. These results are compared with other research results which are summarized in UNSCEAR 2013 Report and other technical papers. Also it may provide the physically based arguments for justifying or suspecting the rationale for the scenarios provided in open literature. Conclusion: The estimated results by MELCOR code simulation of this study indicate that the release amount of volatile fission products to environment from Units 1, 2, and 3 cores is well within the range estimated by the reverse or inverse method, which are summarized in UNSCEAR 2013 report. But this does not necessarily mean that these two approaches are consistent.