• 한국재난정보학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.333-342
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• 2022

연구목적: 중소기업에서 「안전보건경영시스템」의 유지와 실행만으로 「중대재해처벌법」의 요구사항에 적합하도록 「중대재해처벌법」과 「안전보건경영시스템」연계방안을 제시하고자 한다. 연구방법: 문헌조사와 같이 이론적 접근을 수행한다. 먼저 이론적 접근으로 「중대재해처벌법」의 안전보건관리체계를 살펴보고, 「안전보건경영시스템」의 요구사항을 분석하였으며, 그리고 2024년 「중대재해처벌법」이 적용되는 5인 이상 49인까지의 중소기업의 통계와 사고 사망자수를 조사하였다. 연구결과: 「안전보건경영시스템 (ISO 45001)」요구사항과 「중대재해처벌법」의 안전보건관리체계의 연계하는데 문제점이 발견되지는 않았다. 결론: 「안전보건경영시스템」인증을 받기 위한 시스템 구축과 실행으로 「중대재해처벌법」의 안전보건관리체계의 요구사항을 충족할 수 있으리라고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권10호
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• pp.3909-3918
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• 2022

In the event of a severe accident, the reactor core may melt due to insufficient cooling. the high-temperature core melt will have a strong interaction (FCI) with the coolant, which may lead to steam explosion. Steam explosion would pose a serious threat to the safety of the reactors. Therefore, the study of steam explosion is of great significance to the assessment of severe accidents in nuclear reactors. This research focuses on the development of a two-dimensional steam explosion integrated analysis code called SEINA. Based on the semi-implicit Euler scheme, the three-phase field was considered in this code. Besides, the influence of evaporation drag of melt and the influence of solidified shell during the process of melt droplet fragmentation were also considered. The code was simulated and validated by FARO L-14 and KROTOS KS-2 experiments. The calculation results of SEINA code are in good agreement with the experimental results, and the results show that if the effects of evaporation drag and melt solidification shell are considered, the FCI process can be described more accurately. Therefore, it is proved that SEINA has the potential to be a powerful and effective tool for the analysis of steam explosions in nuclear reactors.

• 디지털융복합연구
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• 제20권5호
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• pp.39-46
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• 2022

교통사고와 사회·경제적 손실 간의 연계성이 확인됨에 따라 사고 데이터에 기반을 둔 안전 정책 마련 및 중상·사망 등 그 심각도가 높은 교통사고의 절감 방안의 필요성이 제기되고 있다. 본 연구에서는 인구 대비 교통사고 사망자 비율이 높은 대전시를 대상지역으로 설정하고 보행자 교통사고 데이터를 수집한 후, 기계학습을 통해 최적알고리즘과 심각도 분류의 주요 인자를 도출하였다. 연구의 결과에 따르면, 적용한 9개 알고리즘 중 앙상블 기반의 학습 기법인 AdaBoost (Adaptive Boosting)와 RF (Random Forest)가 최적의 성능을 보여주었다. 이를 기반으로 도출된 대전시 보행자 교통사고 심각도의 주요 인자는 보행자의 연령이 70대 및 20대이거나 사고유형이 횡단사고에 의한 경우로 나타남에 따라 대전시 보행자 사고 저감 대책을 위한 고려요인으로 제안하였다.

• 한국도로학회논문집
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• 제9권4호
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• pp.83-92
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• 2007

도로교통안전관리공단(2005)이 발표한 자료에 의하면 우리나라의 2004년 총 교통사고 건수는 220,755건이며, 사망자는 6,563명으로 조사되었으며, 이중 교차로에서의 사고가 1/4 이상을 차지하고 있는 것으로 보고하고 있다. 교차로 교통사고는 통행 특성상 단일로에 비하여 많은 상충점을 가지고 있어 사고의 잠재성이 높은 것이 사실이다. 교통상충기법은 다양한 측면에서 기존의 교통사고 자료를 활용한 분석방법보다 그 활용도가 높으며, 보다 많은 필요성이 제기되고 있지만, 기존의 교통상충기법은 신호교차로에서 발생하는 다양한 상충유형에 대해 상충발생의 심각도를 고려하지 못하는 단점을 가지고 있었다. 이에 본 연구에서는 신호위반시 발생하는 대향좌회전 상충의 유형에 대하여 상충심각도를 고려한 새로운 상충판단기준을 정립하였으며, 이를 인천광역시의 교통사고발생이 빈번한 교차로를 선정하여 상충수와 심각도를 분석하였다. 취득한 대상 교차로의 영상을 3시간 동안 분석한 결과, 총 41건의 대향좌회전상충이 발생하였으며, 각각의 심각도는 '상'이 3건, '중'이 10건 그리고 '하'가 28건 발생한 것으로 확인되었다. 신호교차로에서 발생하는 상충유형의 심각도 연구가 필요한 근거는 보다 교차로의 안전도를 평가하는데 있어 보다 정밀하게 접근하고자 함이며, 상충의 심각도가 고려되지 못한 기존의 상충발생의 건수만을 이용한 연구로는 상충연구가 가지는 의의가 제한적이기 때문이다. 또한, 본 연구의 결과는 대향좌회전상충유형을 비롯한 신호교차로에서 발생하는 다양한 상충유형의 심각도 판단기준을 정립하는데 중요한 기초자료가 될 것으로 판단된다.

• 한국산업정보학회논문지
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• 제27권6호
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• pp.95-103
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• 2022

원자력발전소의 중대사고 발생 시 신속하고 정확하게 사고 상황을 파악해야 하며, 이러한 사고진단 정보를 획득했을 때 적절한 사고관리 및 대응을 수행할 수 있다. 본 연구에서는 국가원자력 재난관리 시스템인 AtomCARE (Computerized technical Advisory system for a Radiological Emergency)로 전송되는 주요 발전소 정보로부터 중대사고 상황을 진단하는데 있어 딥러닝 기술의 접목을 고려하였다. 이를 위하여 주요 시나리오를 선정하고 사고 진행에 따른 상세 시나리오에 대하여 중대사고 해석 코드인 MAAP5 다량 계산을 통한 학습 DB를 구축하였다. 그리고 이 DB의 학습을 통하여 주요 발전소 정보로부터 중대사고 상세 시나리오를 분류할 수 있는, 즉 중대사고 상황을 진단할 수 있는 기술을 개발하였다. 또한 블라인드 테스트와 주성분분석을 통한 검증을 수행하였다. 본 연구에서 개발한 기술은 향후 전체 중대사고 시나리오로 확장 및 적용 가능할 것으로 판단되며 신속하고 정확한 사고진단의 기반기술로 활용 가치가 높을 것으로 기대된다.

• 한국심리학회지 : 문화 및 사회문제
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• 제23권2호
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• pp.215-237
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• 2017

의료사고 관련 연구들은 의료분쟁 및 피해구제와 관련한 법이론적 연구가 대부분이며 의료사고 환자들의 심리적 경험을 심층적으로 탐구한 연구는 부족한 실정이다. 이에 본 연구는 의료사고를 겪은 환자들의 외상후 스트레스 장애(Post Traumatic Stress Disorder: PTSD) 현황을 알아보고, 의료진의 설명 및 태도와 PTSD 증상의 관계에서 사회적 지지의 조절효과를 검증하였다. 의료사고 단체와 의료사고 관련 온라인 커뮤니티에서 모집된 총 180명의 의료사고 환자의 자료가 분석에 사용되었다. 분석 결과, 연구대상자 중 171명(95%)이 완전 PTSD 증상 수준으로 선별되었으며 다른 외상 경험자들과 비교해도 PTSD 증상의 심각도가 높은 것을 확인하였다. 또한 의료진의 설명 및 태도가 PTSD 증상에 미치는 주효과는 유의미하지 않았지만 의료진의 설명 및 태도와 PTSD 증상의 관계에서 사회적 지지 수준의 조절효과가 유의한 것으로 나타났다. 즉, 사회적 지지 수준이 높을 때는 의료진의 설명 및 태도에 따른 PTSD 증상의 유의미한 변화가 없었으나, 사회적 지지 수준이 낮을 때는 의료진의 설명 및 태도가 미흡할수록 PTSD 증상이 악화되었다. 이러한 연구 결과를 바탕으로 의료사고 환자들의 PTSD 증상을 완화하고 예방하는데 있어 심리적, 사회적, 제도적 방안들을 제언하였다. 마지막으로 본 연구의 제한점과 향후 연구 방향에 대해 논의하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권10호
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• pp.1043-1047
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• 2012

유럽지역으로의 원전 수출을 위해서는 유럽의 원전 인허가요건을 충족시켜야 하며, 이에 따르면 원전의 중대사고 대처설비로 통상 Core Catcher로 불리는 노외 노심 용융물 냉각설비를 갖출 것을 권장하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 노심 용융물 직접냉각방식과 간접냉각방식에 대해 각각의 개념 안의 장/단점을 비교, 검토하였으며, 그 결과 직접냉각방식은 냉각효율 측면에서, 간접냉각방식은 중대사고 사고관리 측면에서 각각 우위를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권1호
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• pp.1-10
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• 2015

After the Fukushima Daiichi nuclear power plant (NPP) accident, new regulatory requirements were enforced in July 2013 and a backfit was required for all existing nuclear power plants. It is required to take measures to prevent severe accidents and mitigate their radiological consequences. The Regulatory Standard and Research Department, Secretariat of Nuclear Regulation Authority (S/NRA/R) has been conducting numerical studies and experimental studies on relevant severe accident phenomena and countermeasures. This article highlights fission product (FP) release and hydrogen risk as two major areas. Relevant activities in the S/NRA/R are briefly introduced, as follows: 1. For FP release: Identifying the source terms and leak mechanisms is a key issue from the viewpoint of understanding the progression of accident phenomena and planning effective countermeasures that take into account vulnerabilities of containment under severe accident conditions. To resolve these issues, the activities focus on wet well venting, pool scrubbing, iodine chemistry (in-vessel and ex-vessel), containment failure mode, and treatment of radioactive liquid effluent. 2. For hydrogen risk: because of three incidents of hydrogen explosion in reactor buildings, a comprehensive reinforcement of the hydrogen risk management has been a high priority topic. Therefore, the activities in evaluation methods focus on hydrogen generation, hydrogen distribution, and hydrogen combustion.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.532-548
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• 2021

Nuclear power plants contain several monitoring systems that can identify the in-vessel phenomena of a severe accident (SA). Though a lot of analysis and research is carried out on SA, right from the development of the nuclear industry, not all the possible circumstances are taken into consideration. Therefore, to improve the efficacy of the safety of nuclear power plants, additional analytical studies are needed that can directly monitor severe accident phenomena. This paper presents an interacting multiple model (IMM) based fault detection and diagnosis (FDD) approach for the identification of in-vessel phenomena to provide the accident propagation information using reactor vessel (RV) out-wall temperature distribution during severe accidents in a nuclear power plant. The estimation of wall temperature is treated as a state estimation problem where the time-varying wall temperature is estimated using IMM employing three multiple models for temperature evolution. From the estimated RV out-wall temperature and rate of temperature, the in-vessel phenomena are identified such as core meltdown, corium relocation, reactor vessel damage, reflooding, etc. We tested the proposed method with five different types of SA scenarios and the results show that the proposed method has estimated the outer wall temperature with good accuracy.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.90-100
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• 2021

Molten corium-concrete interaction (MCCI) is one of the most important phenomena that can lead to the potential hazard of late containment failure due to basemat penetration during a severe accident. In this study, MCCI analytical models of the CORQUENCH code were prepared through verification calculations of several experiments, which had been performed using concrete types similar to those of the calandria vault floor in CANDU-6 plants. The behaviors of thermal-hydraulic variables related to MCCI phenomena were analyzed under the conditions of dry floor and water flooding during the severe accident stemming from a hypothetic station blackout. Uncertainty analyses on the ablation depth were also carried out. It was estimated that the concrete ablation was not interrupted due to the continuous MCCI process under the dry condition but was terminated within 24 hours under the water flooding condition. It was confirmed that the water flooding as a mitigating action was effective to achieve the quenching and thermal stabilization of the melt discharged from the calandria vessel, showing that the present models are capable of reasonably simulating MCCI phenomena in CANDU-6 plants. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy during the late-phase severe accidents.