• Proceedings of the ESK Conference
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• 1996.10a
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• pp.111-118
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• 1996

THERP(Technique for Human Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 정량적인 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브 기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 함께 인적오류 의 기여도를 계산하였다. 본 눈문에서는 이 방법론이 원전, 개스밸브 기지 뿐만아니라 석유화 학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.346-355
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• 2002

THERP (Technique for Human .Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 합께 인적오류의 기여도를 계산하였다 본 방법론은 원전, 개스밸브기지 뿐만아니라 석유화학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.(중략)

• Journal of Korean Institute of Industrial Engineers
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• v.13 no.2
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• pp.129-141
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• 1987

The possibility of human error in operation of nuclear power plant has been proved to be one of the most important factors for safety analysis. This study established the HRA methodology according to THERP steps for performing PRA(probabilistic risk assessment) of nuclear power plants and made two sample calculations : Availibility of auxiliary diesel generator, possibility of Davis-Bess #1 accident in 1985.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.292-300
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• 1995

This paper present a new dynamic HRA (Human Reliability Analysis) method and its application for Quantifying the human error probabilities in implementing an accident management action. For comparisons of current HRA methods with the new method, the characteristics of THERP, HCR, and SLIM-MAUD, which are most frequently used methods in PSAs, are discussed. The action associated with the implementation of the cavity flooding during a station blackout sequence is considered for its application. This method is based on the concepts of the quantified correlation between the performance requirement and performance achievement. The MAAP 3.0B code and Latin Hypercube sampling technique are used to determine the uncertainty of the performance achievement parameter. Meanwhile, the value of the performance requirement parameter is obtained from interviews. Based on these stochastic distributions obtained, human error probabilities are calculated with respect to the various means and variances of the timings. It is shown that this method is very flexible in that it can be applied to any kind of the operator actions, including the actions associated with the implementation of accident management strategies.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.611-616
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• 1997

The Level 1 probabilistic safety assessment(PSA) for Wolsong(WS) 2/3/4 nuclear power plant(NPPs) in design stage is performed using the methodologies being equivalent to PWR PSA. Accident sequence evaluation program(ASEP) human reliability analysis(HRA) procedure and technique for human error rate prediction(THERP) are used in HRA of WS 2/3/4 NPPs PSA. The purpose of this paper is to introduce the procedure and methodology of HRA in WS 2/3/4 NPPs PSA. Also, this paper describes the interim results of importance analysis for human actions modeled in WS 2/3/4 PSA and the findings and recommendations of administrative control of secondary control area from the view of human factors.

• Transactions of the Korean hydrogen and new energy society
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• v.17 no.3
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• pp.272-278
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• 2006

This study is quantitatively assessing of safety about dispenser of hydrogen station because it is hydrogen energy to efficient safety use. The large leakage of hydrogen gas is the most important accident among others occurrence possibility in hydrogen station. It had written FT by top event and calculated unavailability, m-cutsets, leakage frequency, etc with FTA after each base event collect reliability data by reliability data handbook, THERP-HRA and estimation of the engineering.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.765-771
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• 1997

인간신뢰도분석 절차인 SHARP(Systematic Human Action Reliability Procedure)와 인간행위 정량화 방법인 THERP(Technique for Human Error Rate Prediction)를 토대로 하고 원자력발전소의 저출력/정지 운전의 특징적인 상황을 반영하여 가압 경수로의 저출력/정지운전의 PSA를 위한 인간신뢰도분석 절차서를 개발하였다. 개발된 인간신뢰도분석 절차서의 주요사항은 다음과 같다; 1) 원자력발전소의 이상사태에 대응하는 운전원 행위는 두 개의 기본사건인 진단실패와 수행실패 사건으로 모델링 한다. 2) 절차서에 없는 행위이라도 일부 운전원이 그 행위에 대한 절차와 조건을 알고 있으면 그 행위에 대해 성공가능성을 고려한다. 3) 인간신뢰도분석시 본 연구에서 개발된 표(work sheet)의 사용으로 인간행위 정량화 과정에 대한 타당성 및 신뢰성을 제고시키고 정량화과정을 쉽게 추적할 수 있다. 4) 인간신뢰도분석자의 판단이 필요한 부분에 결정수목을 사용하기 때문에 인간신뢰도 분석 시 개입될 수 있는 분석자의 주관성을 일정부분 배제할 수 있고 일관된 인간신뢰도분석을 수행 할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.759-764
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• 1997

본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the KSR Conference
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• 2006.11b
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• pp.1140-1145
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• 2006

The railway human reliability analysis (R-HRA) plays a role of identifying and assessing human failure events in the framework of the probabilistic risk assessment (PRA) of the railway systems. This paper reviews three existing HRA methods including the K-HRA (THERP/ASEP-based) method, the HEART method, the RSSB-HRA method, and introduces a case study that was performed to select an appropriate method for a railway risk assessment. The case is the signal passed at danger (SPAD) events, which are caused from a variety of factors. From the case study, the strengths and limitations of each method were derived and compared with each other from the viewpoint of the applicability to the railway industry.

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.9 no.5 s.36
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• pp.532-538
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• 2006

The railway human reliability analysis(R-HRA) plays a role of identifying and assessing human failure events in the framework of the probabilistic risk assessment(PRA) of the railway systems. This study introduces a case study that was performed to select an appropriate R-HRA method. Three HRA methods were considered in the case study: (1) the K-MRA(THERP/ASEP-based) method, (2) the HEART method, (3) the RSSB-HRA method. Two case events were selected based on the review of the railway incidents/accidents, which include (1) a real-end collision event, which occurred on the railway between the Gomo and Kyungsan stations in 2003, (2) the signal passed at danger(SPAD) events, which are caused from a variety of factors. The three HRA methods were applied to both case events, and then the strengths and limitations of each method were derived and compared with each other from the viewpoint of the applicability of a HRA method to the railway industry.