• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.710-720
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• 2017

In Korea, many nuclear power plants operate at a single site based on geographical characteristics, but the population density near the sites is higher than that in other countries. Thus, multiunit accidents are a more important consideration than in other countries and should be addressed appropriately. Currently, there are many issues related to a multiunit probabilistic safety assessment (PSA). One of them is the quantification of a multiunit PSA model. A traditional PSA uses a Boolean manipulation of the fault tree in terms of the minimal cut set. However, such methods have some limitations when rare event approximations cannot be used effectively or a very small truncation limit should be applied to identify accident sequence combinations for a multiunit site. In particular, it is well known that seismic risk in terms of core damage frequency can be overestimated because there are many events that have a high failure probability. In this study, we propose a quantification method based on a Monte Carlo approach for a multiunit PSA model. This method can consider all possible accident sequence combinations in a multiunit site and calculate a more exact value for events that have a high failure probability. An example model for six identical units at a site was also developed and quantified to confirm the applicability of the proposed method.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제20권4호
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• pp.13-18
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• 2006

원자력발전소의 화재방호규정은 정성적인 화재위험성평가와 정량적인 화재위험도분석에 기반을 두며, 화재위험은 심층화재방어개념인 화재 예방, 화재 진압, 및 피해 최소화의 3가지 요소에 균형을 유지하면서 화재방호계획에 의해 관리되고 있다. 최근 화재위험 상세평가는 일반적으로 존모델 또는 필드모델을 이용하고 있다. 본 논문에서는 이런 추세에 따라 최신 화재모델링 도구인 FDS를 이용하여 원자력 발전소의 방화지역에 대한 정량적 화재위험분석 및 화재영향 평가가 가능한지 그 여부를 확인하였다. 이의 결과 화재모델링을 이용한 정량적 위험분석은 원자력발전소의 방화지역에 대한 정량적 위험도 분석뿐만 아니라 화재로 인한 원자로 노심 손상빈도를 개선할 수 있는 응용 도구로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.110-116
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• 2022

Human failure event (HFE) dependency analysis is a part of human reliability analysis (HRA). For efficient HFE dependency analysis, a maximum number of minimal cut sets (MCSs) that have HFE combinations are generated from the fault trees for the probabilistic safety assessment (PSA) of nuclear power plants (NPPs). After collecting potential HFE combinations, dependency levels of subsequent HFEs on the preceding HFEs in each MCS are analyzed and assigned as conditional probabilities. Then, HFE recovery is performed to reflect these conditional probabilities in MCSs by modifying MCSs. Inappropriate HFE dependency analysis and HFE recovery might lead to an inaccurate core damage frequency (CDF). Using the above process, HFE recovery is performed on MCSs that are generated with a non-zero truncation limit, where many MCSs that have HFE combinations are truncated. As a result, the resultant CDF might be underestimated. In this paper, a new method is suggested to incorporate HFE recovery into the MCS generation stage. Compared to the current approach with a separate HFE recovery after MCS generation, this new method can (1) reduce the total time and burden for MCS generation and HFE recovery, (2) prevent the truncation of MCSs that have dependent HFEs, and (3) avoid CDF underestimation. This new method is a simple but very effective means of performing MCS generation and HFE recovery simultaneously and improving CDF accuracy. The effectiveness and strength of the new method are clearly demonstrated and discussed with fault trees and HFE combinations that have joint probabilities.

• 한국안전학회지
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• 제38권3호
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• pp.102-109
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• 2023

Following the accident at Fukushima, the true impact of multi-unit accidents came to light. Accordingly, research related to multi-unit accident effect analysis, risk evaluation, and accident prevention/prevention technology has been conducted. Specific examples are mobile/fixed equipment such as multi-barrier accident coping strategy (MACST) and diverse and flexible coping strategies (FLEX), which have been introduced and installed in multi-units for preventing and mitigating multi-unit accidents. These strategies are useful for enhancing the safety of nuclear power plants (NPPs); however, a more efficient strategy is required in terms of the costs of physical and human resources. To effectively and efficiently mitigate an increase in multi-unit accidents, it is necessary to not only to utilize mobile/fixed equipment but to also use crosstie options with resources that already exist at NPPs. Therefore, we analyzed the current international and domestic status of crosstie systems technology and propose a method to evaluate feasibility alongside risk based on a multi-unit probabilistic safety assessment (PSA). To analyze the international and domestic status of crosstie systems technology, actual cases and related research were studied, and a list of potential crosstie safety resources was derived. Additionally, a case study was performed on crosstie cases of two systems within the assumed six units on-site under a multi-unit accident, and a multi-unit PSA-based risk evaluation method is proposed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4367-4381
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• 2023

Nuclear power plants are increasingly being equipped with digital I&C systems. Although some probabilistic safety assessment (PSA) models for the digital I&C of nuclear power plants have been constructed, there is currently no specific internationally agreed guidance for their modeling. This paper presents an initiative by the OECD Nuclear Energy Agency called "Digital I&C PSA - Comparative application of DIGital I&C Modelling Approaches for PSA (DIGMAP)", which aimed to advance the field towards practical and defendable modeling principles. The task, carried out in 2017-2021, used a simplified description of a plant focusing on the digital I&C systems important to safety, for which the participating organizations independently developed their own PSA models. Through comparison of the PSA models, sensitivity analyses as well as observations throughout the whole activity, both qualitative and quantitative lessons were learned. These include insights on failure behavior of digital I&C systems, experience from models with different levels of abstraction, benefits from benchmarking as well as major contributors to the core damage frequency and those with minor effect. The study also highlighted the challenges with modeling of large common cause component groups and the difficulties associated with estimation of key software and common cause failure parameters.

• 아시안잔디학회지
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• 제26권2호
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• pp.135-139
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• 2012

Creeping bentgrass 는 골프장의 티나 퍼팅그린 그리고 경기장과 같이 집중관리가 요구되는 곳에 가장 많이 사용되는 잔디의 종류중 하나이다. 골프장에서 계속해서 발생하는 디봇과 같은 피해는 골프장을 관리하는데 있어서 가장 큰 장애요인중 하나이다. 디봇피해를 회복하기 위한 많은 연구결가가 선행 되었음에도 불구하고, 질소의 유형에 따른 디봇피해의 회복에 대해서는 그 연구결과가 제한적이다. 본 연구는 creeping bentgrass 에 발생한 디봇 피해에 대한 질소의 유형별 효과에 대해 알아보기 위해서 수행되었다. 11가지 질소가 creeping bentgrass 'Penncross' 에 시비되었다. 첫번째 시비처리 이전에 일정한 단위규격당 디봇피해가 만들어 졌으며 피해가 생긴 빈자리에 원토양이 채워졌다. 실험기간동안 잔디의 색과 질이 평가되었다. 질소의 분해속도에 따른 효과는 디봇피해를 회복시키거나 creeping bentgrass 생육에 대해 영향을 미치지는 않았다. 총 4번에 걸쳐 시비한 urea 처리구는 질소가 시비되지 않은 대조구와 비교했을때 디봇의 회복이나 creeping bentgrass 생육에 대해 차이가 나타나지 않았다. 디봇피해에 대한 회복과 creeping bentgrass 생육에 대해 polyon 제품군, 특히 polyon mini (41-0-0)가 가장 좋은 효과를 보여 주었다. 본 실험결과 입자의 지름이 작은 완효성질소가 입자의 지름이 큰 완효성질소나 속효성질소 보다 creeping bentgrass 에 발생한 디봇피해의 회복에 좋은 효과를 나타냈다.

• 생명과학회지
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• 제30권6호
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• pp.513-521
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• 2020

Bmi1은 PcG 단백의 일종으로 PRC를 구성하는 성분이다. Bmi1에 관한 초기의 연구는 주로 암세포에서의 역할에 집중되었고, 그 결과 Bmi1은 암세포의 증식과 생존에 중요한 역할을 하는 것으로 받아들여지고 있다. 그러나, 최근의 연구 결과 Bmi1은 퇴행성 신경계 질환이 있는 뇌에서 발현이 감소되어 있고 미토콘드리아의 기능과 활성 산소 수준을 조절하는 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 Bmi1 발현 저하 동물을 이용하여 간질에서 Bmi1의 약물 치료 표적 가능성을 밝히고자 하였다. Bmi1의 발현은 pilocarpine에 의한 경련중첩증 이후 해마의 CA1, CA3 그리고 치상회에서 뚜렷하게 증가하였다. 경련 양상을 볼 때 경련중첩증이 유도되는 비율은 Bmi1^+/+와 Bmi1^+/- 생쥐에서 각각 43.14%와 53.57%로 나타났다. 그러나, 치사율과 해마의 신경세포 손상에는 두 군 간에 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않았다. 경련중첩증 유도 2개월 후에 나타난 간질 경련의 빈도수는 통계적 유의성은 없었으나 Bmi1^+/- 생쥐에서 약 50% 낮게 나타났다. 반면, 이끼섬유발아는 Bmi1^+/- 생쥐에서 통계적으로 유의하게 증가하였다. 이러한 결과를 종합하면, Bmi1의 발현이 감소할 때 pilocarpine에 의한 경련 유도와 이끼섬유발아가 증가함을 보여준다.

• 한국조경학회지
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• 제17권3호
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• pp.21-34
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• 1990

팔공산자연공원 동화사지구의 등산로 및 야영장의 훼손실태와 그 주변토양 및 식생환경의 변화를 조사한 결과를 요약하면 다음과 같다. 1. 등산로폭, 나지노출폭, 최대깊이, 등산로물매 및 노면의 토양경도는 이용강도가 높은 바위골등산로가 수수골보다 컸으나 나지노출폭에서만 이용강도의 영향이 인정되어다. 2. 등산로의 훼손형태는 암석노출 42%, 종침식 20% 및 뿌리노출 18% 등의 순으로 토양침식이 상당히 진행되고 있었으며, 건전한 지점은 33%이었다. 3. 등산로경계부에서 임내로 갈수록 토양경도는 데체로 감소하는 경향을 나타냈으나 토양 pH, 토양함수량 및 유기물 함량 등은 변화경향이 일정하지 않았다. 팔공산 자연공원의 등산로주변 토양환경에 대한 이용영향이 아직 심각한 정도는 아니었다. 4. 등산로 주변의 식생구조의 변화는 다양하게 나타났으나 이용형태에 따라 경향을 구분할 수 있었으나, 인위적 간섭이 뚜렷한 조사지에서 종수, 개체수 및 종다양도 등은 영향범위의 파악에 유의한 인자였다. 특히 이용이 통제된 수수골에서는 식생구조가 회복되는 곳도 있었다. 5. 바위골야영장이 수수골야영장보다 파괴정도가 심했고 피해도 3등급 이상의 비율도 각각 91.8%, 44.5%였다. 야영장내 수목훼손형태는 뿌리노출 63%, 수간상처 43% 및 가지손상 30%의 순이었고 훼손목의 거리별 출현빈도는 이용객의 영향범위 파악에 유의한 기준이었다. 6. 생장량비교조사에서 야영장내 수목생장은 비야영장에 비해 적었고 5년전에 비해서도 현재의 생장이 떨어지고 있었다. 7. 야영장주변에서 식생환경에 대한 이용간섭의 범위가 토양환경에 비해 넓었고 이용에 따른 종구성의 이질화가 매우 심하였다. 야영장으로부터 잠재적 영향을 포함한 이용간섭의 영향범위는 바위골 야영장에서 70∼90m, 수수골 야영장에서 20∼30m이었다. 8. 야영장주변에서의 인위적 간섭에 대한 내성수종은 조록싸리, 개옻나무, 산딸기, 노박덩굴, 단풍나무 등으로 파악되었다.

• 해양환경안전학회지
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• 제25권4호
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• pp.423-432
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• 2019

매년 해양활동이 증가하며 해양사고 발생빈도가 높아지고 있다. 이에 따라 해양안전을 위한 각종 연구 활동과 정책이 실행되고 있다. 하지만 이러한 노력에도 불구하고 매년 해양사고가 증가하고 있어 이들의 실효성에 대한 문제가 제기되고 있다. 문헌연구 결과에 따르면, 통계연보를 활용한 선행연구는 통계제공항목 간 비교를 통해 두드러지는 항목에 대한 예방책을 제시하고 있다. 2000년대 이후에는 대형 해양사고가 반복적으로 발생하면서 '사고대응'에 대한 사례연구(case study)가 진행되고 있다. 국내 해양안전을 위한 정책수립 연구과정에서 통계연보나 사고사례를 주 자료로 활용하고 있으나 현재 자료는 사후결과 요약정도의 수준이다. 따라서 본 연구에서는 해양사고 사례분석 및 개선방안 관련 문헌연구를 통해 현행 해양관련 연구와 정책의 한계를 탐색하였다. 또한 자료 활용 한계를 개선하기 위한 방안의 일환으로 선박사고 상황보고서 속성분석, 텍스트 마이닝을 통해 해양사고 정보 분류체계인 온톨로지(ontology)를 수정 보완하였다. 해당 항목은 '신고자, 신고수단, 구조세력, 대응 조치사항, 대응취약성, 적재물, 유류유출경위, 피해유형, 사고처리결과'이며, 이 항목들은 분류체계 표준용어를 활용해 향후 지속적으로 수집 활용할 수 있다. 마지막으로 온톨로지를 실질적으로 활용하기 위한 데이터 수집 및 품질확보 방안을 제시했다. 결과적으로 현재 해양안전이 직면한 문제를 명확히 파악하고 '품질이 확보된 충분한 정보'를 활용한다면 보다 다양한 연구와 실효성 있는 정책 실현이 가능할 것이다.