• 한국안전학회지
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• 제26권4호
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• pp.87-95
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• 2011

The urgent VAI(Vital Area Identification) method development is required since 'The Act of Physical Protection and Radiological Emergency' that is established in 2003 requires an evaluation of physical threats in nuclear facilities and an establishment of physical protection in Korea. The KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute) has developed the VAI methodology and VAI software called as VIPEX(Vital area Identification Package EXpert) for identifying the vital areas. This study is to demonstrate the applicability of KAERI's VAI methodology to a hypothetical facility, and to identify the importance of information of cable and piping runs when identifying the vital areas. It is necessarily needed to consider cable and piping runs to determine the accurate and realistic TEPS(Top Event Prevention Set). If the information of cable and piping runs of a nuclear power plant is not considered when determining the TEPSs, it is absolutely impossible to acquire the complete TEPSs, and the results could be distorted by missing it. The VIPEX and FTREX(Fault Tree Reliability Evaluation eXpert) properly calculate MCSs and TEPSs using the fault tree model, and provide the most cost-effective method to save the VAI and physical protection costs.

• 품질경영학회지
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• 제26권1호
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• pp.201-212
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• 1998

A methodology of the safety analysis on the fusion power plant is introduced. It starts with the understanding of the physics and engineering of the plant followed by the assessment of the tritium inventory and flow rate. We a, pp.y the probabilistic risk assessment. An event tree that explains the propagation of the accident is constructed and then it is translated in to an influence diagram, that is accident is constructed and then it is translated in to an influence diagram, that is statistically equivalent so far as the parameter updating is concerned. We follow the Bayesian a, pp.oach where model parameters are treated as random variables. We briefly discuss the parameter updating scheme, and finally develop the methodology to obtain the predictive distribution of time to next severe accident.

• 대한조선학회논문집
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• 제39권3호
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• pp.75-80
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• 2002

오늘날 세계는 글로벌, 디지털 시대를 향해 눈부신 변화를 거듭하고 있으며 제조업 기반의 기업은 이러한 변화에 대응하기 위하여 새로운 경영기법과 생산시스템을 도입하고자 노력하고 있다. 그러나 기업이 빠른 변화에 대응하기 위해 제조시스템에 대한 명확한 분석도 없이 새로운 기술만 적용한다면 실패는 필연적으로 존재하게 된다. 그러므로 기업은 제조 시스템에 대한 명확한 분석이 필요하고, 공정개선에 대한 위험성을 줄이는 새로운 방법이 필요하게 된다. 따라서 본 논문은 공장 시스템의 공정개선에 대한 새로운 접근 방법인 시스템 접근 방법을 시스템 분석, 시스템 진단, 시스템 검증으로 체계화하여 제시하고자 한다. 시스템 분석은 객체지향 분석법인 UML로 시스템의 제품(Product), 자원(Resource)과, 공정(Process)관점에서 시스템을 분석한다. 시스템 진단은 제약이론(Theory of constraints)으로 시스템 향상을 위한 핵심요인을 확인한다. 시스템 검증은 가상 생산 기술(Virtual Manufacturing Technique)을 적용하여 핵심 제약요인에 대한 해결 방안을 제시한다. 위와 같은 방법론을 조선소 가공공장에 적용하여 생산성 향상을 위한 새로운 대안들을 제공한다. 가공공장에서 UML 모델은 가공공장에 대한 명확한 분석방법과 외부환경에 쉽게 적응하기 위한 재사용성을 나타내고, 제약이론의 논리나무(logical tree)는 가공공장을 최적하기위한 논리적 도구를 제공하며. 이산 사건 시뮬레이터-QUEST는 최적화된 가공공장을 검증하는 의사결정 도구를 제공한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권3호
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• pp.517-524
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• 2017

Cyber security is an important issue in the field of nuclear engineering because nuclear facilities use digital equipment and digital systems that can lead to serious hazards in the event of an accident. Regulatory agencies worldwide have announced guidelines for cyber security related to nuclear issues, including U.S. NRC Regulatory Guide 5.71. It is important to evaluate cyber security risk in accordance with these regulatory guides. In this study, we propose a cyber security risk evaluation model for nuclear instrumentation and control systems using a Bayesian network and event trees. As it is difficult to perform penetration tests on the systems, the evaluation model can inform research on cyber threats to cyber security systems for nuclear facilities through the use of prior and posterior information and backpropagation calculations. Furthermore, we suggest a methodology for the application of analytical results from the Bayesian network model to an event tree model, which is a probabilistic safety assessment method. The proposed method will provide insight into safety and cyber security risks.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제14권2호
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• pp.49-58
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• 2018

The regulatory periodic inspection program (PSI) conducted at every overhaul period is the most important process for confirming the safety of nuclear power plants. The PSI for operating nuclear power plants in Korea mainly consist of component level performance check that had been developed based on deterministic approach putting the same degree of importance to all the inspection items. This inspection methodology is likely to be effective for preoperational inspection. However, once the plant is put into service, the PSI must be focused on whether to minimize the risk of accident using defense-in-depth concept and risk insight. The incorporation of defense-in-depth concept and risk insight into the deterministic based safety inspection has not been well studied so far. In this study, two track approaches are proposed to make sure that core damage be avoided: one is to secure success path and the other to block the failure path in a specific event tree of PSA. The investigation shows how to select safety important components and how to set up inspection group to ensure that core damage would not occur for a given initiating event, which results in strengthening defense-in-depth level 3.

• 한국신뢰성학회:학술대회논문집
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• 한국신뢰성학회 2000년도 춘계학술대회 발표논문집
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• pp.239-246
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• 2000

이 논문은 중대사고가 발생하였을때 운전원에 의하여 사고관리 방안을 수행하는 경우 그 실현성(Feasibility)을, 평가하는데 사용할 수 있는 새로운 시간의존적 신뢰도 분석방법을 제시하였다. 이 방법은 성능요구 (Performance Requirement)와 성능성취 (Performance Achievement)의 상관관계의 개념을 이용하는 신뢰도물리(Reliability Physics)와 모든 시간의존적 사고경위를 도출하는 동적사건수목 생성방법에 기초하고있다. 신뢰도물리는 성능요구변수와 성능성취변수의 비교를 이용한 신뢰도분석방법인 반면 동적사건수목 생성방법은 바람직한 해를 얻을 때까지 모든 가능한 사고경위를 도출해 내는 방법이다. 이 방법론을 정전사고시 참조원전의 공동에 비상화재시스템을 이용하여 물을 공급하는 공동범람사고관리 방안에 적용시켰다. Latin Hypercube Sampling 방법은 성능요구변수의 불확실성을 평가하는데 사용되었다. 제시된 방법론은 사고시 필요한 운전원의 방안수행 성공가능성을 평가하는데 사용될 수 있을 뿐만 아니라 궁극적으로 사고관리 절차서 개발에 도움이 될 수 있음을 보여주었다.

• 산업경영시스템학회지
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• 제42권4호
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• pp.183-193
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• 2019

Process mining is an analytical technique aimed at obtaining useful information about a process by extracting a process model from events log. However, most existing process models are deterministic because they do not include stochastic elements such as the occurrence probabilities or execution times of activities. Therefore, available information is limited, resulting in the limitations on analyzing and understanding the process. Furthermore, it is also important to develop an efficient methodology to discover the process model. Although genetic process mining algorithm is one of the methods that can handle data with noises, it has a limitation of large computation time when it is applied to data with large capacity. To resolve these issues, in this paper, we define a stochastic process tree and propose a tabu search-genetic process mining (TS-GPM) algorithm for a stochastic process tree. Specifically, we define a two-dimensional array as a chromosome to represent a stochastic process tree, fitness function, a procedure for generating stochastic process tree and a model trace as a string of activities generated from the process tree. Furthermore, by storing and comparing model traces with low fitness values in the tabu list, we can prevent duplicated searches for process trees with low fitness value being performed. In order to verify the performance of the proposed algorithm, we performed a numerical experiment by using two kinds of event log data used in the previous research. The results showed that the suggested TS-GPM algorithm outperformed the GPM algorithm in terms of fitness and computation time.

• 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.

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2015년도 추계학술대회
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• pp.256-257
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• 2015

시장의 세계화와 정보통신의 발전에 의해, 운송망의 길이가 길어지고, 복잡화되었다. 이 때문에 운송신뢰성에 대한 연구의 필요성이 높아졌다. 본 연구에서는 트럭운송 시에 발생할 수 있는 예상치 못한 위험 사건의 결함나무분석(FTA)를 통해 정의하며, 각 위험사건간의 관계를 표현하여 실패율을 사례를 이용하여 구한다. 이를 통해 중간 위험사건 4가지에 대한 페트리네트를 통해, 인과관계를 고려한 순서와 시간에 따른 위험사건의 발생을 고려한 신뢰성을 신뢰도 함수를 이용하여 도출한다. 물류 운송시스템에 대한 신뢰성을 공학적인 방법론을 사용하여 수리적으로 도출한다는 점에서 연구의 의의가 있다.

• International Journal of Reliability and Applications
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• 제3권1호
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• pp.25-35
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• 2002

This paper presents a dynamic reliability assessment methodology for use in the safety assessment of a complex system such as a nuclear power plant. The method is applied to a dynamic analysis of the potential accident sequences that may occur during mid-loop operation in a nuclear power plant. The idea behind this approach consists of both the use of the concept of the performance achievement/requirement correlation and of a dynamic event tree generation method. The assessment of the system reliability depends on the determination of both the required performance distribution and the achieved performance distribution. The quantified correlation between requirement and achievement represents a comparison between two competing variables. It is demonstrated that this method is easily applicable and flexible in that it can be applied to any kind of dynamic reliability problem.