• 한국화재소방학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.20-27
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• 2003

화학공장은 위험한 물리 화학적 특성을 가진 많은 물질들을 다루기 때문에 다른 어떤 공장보다 더 사고의 위험성이 크다. 띠라서 화학공장에서의 각 장치에 대한 위험성 평가는 반드시 필요하다. 현재 사용되고 있는 위험성 평가 방법은 정성적 또는 정량적인 방법으로 각각 개별적으로 적용되는데 정성적, 정량적의 통합된 방법을 적용하면 빠르고 쉽게 적용할 수 있다는 정성적인 방법의 장점과 정밀하게 평가될 수 있다는 정량적인 방법의 장점을 모두 갖출 수 있다. 이러한 통합된 위험성 평가방법을 적용하고 자동화한 ASCA(Automated System for Hazard Screening & Analysis)라는 S/W를 개발하여 실제 공정에 적용하였다. 본 연구에서는 방향족 긍정 중 H.T.U(Hydrotreating Unit)에 대하여 ASCA를 적용하여 각 장치의 상대 순위를 알아보고 D-101이라는 저장탱크에서 단열 실패로 온도 상승이 일어난 경우의 장치고장으로 인한 변수 이상과 발생 가능한 사고의 영향을 알아보았다. 이러한 통합 위험성 평가 시스템을 화학공장에 적용하여 봄으로써 사고 시나리오를 세워서 사고에 대한 비상사태를 대처할 수 있는 능력을 키울 수 있으며 사고를 예방할 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.189-197
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• 2003

Level 3 PSA(사고결말분석)는 원자력 발전소의 사고 시 누출된 방사성 핵종으로 인해 야기되는 환경 및 인체에 미치는 영향(공중위험도)을 평가하는 것이다. 본 논문에서는 원자력 발전소의 중대사고시 환경으로 방출되는 방사성물질의 방출특성과 그 결과로 인체에 미치는 영향에 대하여 확률론적 사고영향분석코드인 MACCS를 이용하여 평가하였다. 이러한 평가는 관련 변수들의 상대적 중요도를 파악하는데 유용할 뿐만 아니라 소외리스크(Offsite Risk)를 최소화시키기 위한 대책개발에 있어 중요한 지표가 될 수 있다. 특히 방출고도, 열 함량, 방출기간의 3가지 중요 변수를 선정하여, 이들 변수들의 변화에 따라 영향을 받는 조기사망자 수와 암 사망자 수의 변화를 분석하였다. 또한, 참조원전의 위험성 평가를 위하여 IPE(Individual Plant Examination)에서 제시된 STC(Source Term Category) 19가지 시나리오에 대한 각 사고별 빈도와 MACCS코드를 수행한 결과값을 이용하여 참조원전의 위험성 평가를 수행하였다.

• 한국가스학회지
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• 제25권4호
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• pp.1-9
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• 2021

현대 화학 플랜트는 공정 및 설비가 복잡화, 세분화됨으로써 대규모 잠재 위험성이 증가하는 실정이다. 내부 화학물질이 난류, 층류, 압력, 온도, 마찰 등으로 인해 여러 조건하에 운영될 때 과도한 응력이 발생하고 이러한 발생 응력이 누적되면서 피로 등의 문제로 화학 설비 및 장치가 손상되거나 파열될 가능성이 존재한다. 사고통계에 따르면 여름철 화학 사고의 발생 빈도는 다른 계절에 비해 높게 나타나며 최근 5년간 발생한 화학 사고에서 누출에 의한 사고는 유형별 사고 중 압도적인 비율을 차지한다. 화학물질의 누출은 폭발 및 환경오염을 포함한 큰 인명 및 경제적 피해를 일으킬 수 있다. 이에 본 연구에서는 계절별로 화학 플랜트 배관 누출 시 위험성 및 피해영향 평가를 수행하기 위해 실제 프로필렌 누출사고 현장을 3D 스캐너를 활용하여 재구성하고 FLACS를 활용하여 계절별 최대농도, 끝점거리 및 확산 거동을 비교 분석함으로써 프로필렌의 계절별 누출 거동을 도출하였다. 그 결과 여름에 화학물질이 누출될 경우 다른 계절에 비해 위험성이 크게 나타나는 것을 확인하였으며 이를 통해 계절별 안전관리 대책 및 방안을 제시하였다.

• 한국안전학회지
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• 제12권4호
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• pp.143-152
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• 1997

Probabilistic Safety Assessment(PSA) is an engineering analysis of the possible contributors to the risk from a nuclear power plant. It consist of three phases named as Level 1, 2 and 3. Level 1 PSA mainly focused in this paper is the phase of system analysis which includes the development of accident scenarios and the frequency estimation of each scenario. It covers also the system reliability analysis, component data analysis, and human reliability analysis. PSA have become a standard tool in safety evaluation of nuclear power plants. The main benefit of PSA is to provide insights into plant design, performance and environmental impacts, including the identification of dominant risk contributors and the comparison of options for reducing risk.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2007년도 정기 학술대회 논문집
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• pp.217-222
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• 2007

An Emergency Diesel Generator (EDG) is one of the safety related equipments of a Nuclear Power Plant. The seismic capacity of an EDG in nuclear power plants influences the seismic safety of the plants significantly. A recent study showed that the increase of the seismic capacity of the EDG could reduce the core damage frequency (CDF) remarkably. It is known that the major failure mode of the EDG is a concrete coning failure due to a pulling out of the anchor bolts. The use of base isolators instead of anchor bolts can increase the seismic capacity of the EDG without any major problems. This study introduces a seismic risk analysis method and presents sample results about the seismically isolated and conventional EDG system.

• 한국가스학회지
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• 제19권2호
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• pp.1-4
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• 2015

본 연구는 벌크로리 이 충전중 가스누출로 인해 화재가 발생하여 주변의 식당 등 2차적인 피해를 준 가스사고에 대해 위험성평가를 DNV사의 PHAST-RISK v6.7 program을 활용하여 제트화재시 영향면적, 복사열 농도 및 피해영향거리 등 가스 누출 확산 피해범위에 대해 도출하여 충전중 가스사고를 사전에 예방하고자 한다.

• 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.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권4호
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• pp.31-37
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• 2011

Pressurized Water Reactor Owners Group(PWROG) proposed and applied a risk-informed inservice inspection(RI-ISI) program to alternate existing ASME Section XI periodic inspections. The RI-ISI programs enhance overall safety by focusing inspections of piping at high safety significant(HSS) and locations where failure mechanisms are likely to be present, and by improving the effectiveness on inspection of components because the examination methods are based on the postulated failure mode and the configuration of the piping structural element. The RI-ISI programs can reduce NDE, man-rem exposure, costs of engineering analysis, outage duration and chance of complicating plant operations etc. RI-ISI methods of piping inservice inspection were applied on 3 units(KSNP : Korea Standard Nuclear Power Plant) and are scheduled to apply on the other units. In this paper, we compared and showed the results of the 2 units and we concluded that the RI-ISI application could enhance and maintain plant safety and give unquantifiable benefits.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권8호
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• pp.1217-1233
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• 2018

Following a surge of interest in multi-unit risk in the last few years, many recent studies have suggested methods for multi-unit probabilistic safety assessment (MUPSA) and addressed several related aspects. Most of the existing studies though focused on two-unit nuclear power plant (NPP) sites or used rather simplified probabilistic safety assessment (PSA) models to demonstrate the proposed approaches. When considering an NPP site with three or more units, some approaches are inapplicable or yield very conservative results. Since the number of such sites is increasing, there is a strong need to develop and validate practical approaches to the related MUPSA. This article provides several detailed approaches that are applicable to multi-unit Level 1 PSA for sites with up to six or more reactor units. To validate the approaches, a multi-unit Level 1 PSA model is developed and the site core damage frequency is estimated for each of four representative multi-unit initiators, as well as for the case of a simultaneous occurrence of independent single-unit initiators in multiple units. For this purpose, an NPP site with six identical OPR-1000 units is considered, with full-scale Level 1 PSA models for a specific OPR-1000 plant used as the base single-unit models.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.967-973
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• 2021

In 2011, an earthquake and subsequent tsunami hit the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, causing simultaneous accidents in several reactors. This accident shows us that if there are several reactors on site, the seismic risk to multiple units is important to consider, in addition to that to single units in isolation. When a seismic event occurs, a seismic-failure correlation exists between the nuclear power plant's structures, systems, and components (SSCs) due to their seismic-response and seismic-capacity correlations. Therefore, it is necessary to evaluate the multi-unit seismic risk by considering the SSCs' seismic-failure-correlation effect. In this study, a methodology is proposed to obtain the seismic-response-correlation coefficient between SSCs to calculate the risk to multi-unit facilities. This coefficient is calculated from a probabilistic multi-unit seismic-response analysis. The seismic-response and seismic-failure-correlation coefficients of the emergency diesel generators installed within the units are successfully derived via the proposed method. In addition, the distribution of the seismic-response-correlation coefficient was observed as a function of the distance between SSCs of various dynamic characteristics. It is demonstrated that the proposed methodology can reasonably derive the seismic-response-correlation coefficient between SSCs, which is the input data for multi-unit seismic probabilistic safety assessment.