• 한국가스학회지
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• 제24권5호
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• pp.47-55
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• 2020

위험물 사고는 해당 물질의 누출에 그치지 않고, 초기대응이 부적합한 경우, 화재, 폭발로 이어져 그 피해규모가 확대될 위험이 크다. 하지만 4차 산업혁명과 빅데이터 시대의 대두가 논의되고 있는 시점에서, 새로운 기법들에 바탕한 위험물 사고의 체계적인 분석은 시도되지 못하고, 단편적인 통계 수집에 그치고 있는 것이 아쉬운 실정이다. 본 연구에서는 지난 11년간(2008~2018) 축적된 소방청 위험물 화재사고 데이터를 대상으로 기계학습에 기반한 분석을 진행하였다. Text mining 분석을 통해 분석한 자료를 시각화하여 나타내었고, 아울러 위험물 화재사고 데이터에 존재하는 주요 인자를 이용해 피해규모 예측모델의 개발 가능성을 회귀분석 방법을 적용하여 탐색하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권1호
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• pp.24-35
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• 2004

In order to analyze the hydrogen distribution during a severe accident in the APR1400 containment, GASFLOW II was used. For the APR1400 NPP, a hydrogen mitigation system is considered from the design stage, but a fully time-dependent, three-dimensional analysis has not been performed yet. In this study GASFLOW code II is used for the three-dimensional analysis. The first step to analysis involving hydrogen behavior in a full containment with the GASLOW code is to generate a realistic geometry model, which includes nodalization and modeling of the internal structures such as walls, ceilings and equipment. Geometry modeling of the APR1400 is conducted using GUI program by overlapping the containment cut drawings in a graphical file format on the mesh view. The total number of mesh cells generated is 49,476. And the calculated free volume of the APR1400 containment by GASFLOW is almost the same as the value from the GOTHIC modeling. A hypothetical SB-LOCA scenario beyond design base accident was selected to analyze the hydrogen behavior with the hydrogen mitigation system. The source of hydrogen and steam for the GASFLOW II analysis is obtained from a MAAP calculation. Combustion pressure and temperature load possibilities within the compartments used in the GOTHIC analysis are studied based on the Sigma-Lambda criteria. Finally the effectiveness of HMS installed in the APR1400 containment is evaluated from the point of severe accident management

• 지적과 국토정보
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• 제44권2호
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• pp.231-242
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• 2014

주택의 착공과 동시에 수분양자에게 주택을 분양하는 주택선분양제에서는 사업자가 분양의무를 이행하지 못할 위험이 항상 존재한다. 이러한 위험으로부터 수분양자를 보호하기 위해 주택분양보증제도가 도입 운영되고 있으나, 주택분양보증사고가 발생하면 수분양자 피해발생 등 여러 문제점이 발생한다. 따라서 주택분양보증사고에 대한 관심이 높지만, 지금까지 주택분양보증사고 발생요인에 대한 연구는 별로 없었다. 본 연구는 이러한 배경에서 주택분양보증사업의 사업장 특성과 사업자 특성 등의 자료를 기초로 주택분양보증사고에 영향을 미치는 요인을 분석하고 예측모형 개발의 가능성을 검토하였다. 분석방법으로는 이항로지스틱 회귀모형을 사용하였다. 분석결과 주택분양보증사고 발생은 주택분양사업장 소재지, 사업유형, 건설하는 주택의 유형, PF대출보증 유무 등의 사업장 특성과 시행사 시공사 신용등급, 주택건설 착공연도 등에 영향을 받는 것으로 나타났다.

• 한국항해항만학회지
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• 제33권3호
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• pp.181-191
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• 2009

일반적으로 상선에서 해상운송 사고의 주된 원인은 원의 인적과실로 고려되고 있다. 본 논문에서는 선박에 승선 중인 선장, 1항사, 2항사 및 3항사를 포함하는 갑판사관들이 야기할 수 있는 사고 위기를 평가하기 위한 인적과실 모델(HEM)의 구축기법에 관해서 기술했다. 연구범위는 130척의 선박을 관리하는 회사에 소속된 542명의 갑판사관들을 대상으로 했다. 우선, 갑판사관들의 인적 데이터에 대한 통계적 분석과 전문가에 의한 브레인스토밍 과정을 통해서 KEM을 구축하고, 인적과실을 평가하기 위한 인적요소들의 변수 $\upsilon$와 $\upsilon$에 대한 평가등급 EP($\upsilon$) 및 가중치 $\alpha$, 갑판사관의 직책별 가중치 $\beta$ 등을 결정했다. 그리고 선박의 사고기록에 대한 통계분석 결과, 인적과실에 의한 사고원인 비율 ${\gamma}_H$와 외적과실에 의한 사고원인 비율 ${\gamma}_B$은 0.517(51.7%)과 0.483(48.3%)로 나타났다. $\upsilon$의 상관계수는 95%(p < 0.05) 신뢰구간에서 유의함을 확인하였고, 각 갑판사관의 위기수준 RL의 정규 확률분포 분석으로부터 HEM의 타당성을 검토했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• 한국도로학회논문집
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• 제11권2호
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• pp.195-203
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• 2009

본 연구는 교통사고의 발생 유형과 교통사고 심각도(Severity)와의 관계를 규명함으로써 위험유형을 제시하고, 운전자 특성과 교통사고의 관계를 규명하고자 하였다. 교통사고 유형을 여덟 가지로 세분하고, 결과의 객관성 확보를 위해 안전벨트 착용여부를 추가하여 상해정도와의 관계를 분석하였으며, 위험그룹의 분류를 위한 운전자의 특성은 성별, 차종, 연령 등을 대상으로 하였다. 카테고리 자료의 분석을 위하여 로그-선형 모형 및 로짓 모형을 사용하였다. 분석결과 사고유형과 심각도와의 관계에서는 정면충돌 사고와 앞지르기시, 우회전시 사고가 부상 또는 사망사고에 연루될 가능성이 높았다. 위험그룹 분석에서는 20세 미만의 이륜차 운전자, 41세에서 50세까지의 택시 운전자가 가장 위험한 집단으로 분석되었으며 또한 남자보다는 여자가 승용차와 중형화물 등에 관계되었을 때 더 위험한 것으로 분석되었다. 따라서 교통사고 발생시 인명 피해를 줄이기 위해서는 정면충돌 사고와 앞지르기시, 우회전시 발생하는 사고를 줄일 수 있는 방안이 연구되어야 하고, 교통사고 취약계층으로 분석된 위험그룹에 대한 교통안전 교육 및 단속이 강화되어야 할 것이다.

• 대한토목학회논문집
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• 제11권4호
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• pp.121-131
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• 1991

본 연구는 비측량용 사진기를 이용한 사고현장 적용해석에 관한 연구로서 사건 사고 현황을 간편하고 경제적이며, 신속 정확하게 처리할 수 있는 방법을 제시하기 위해 실내 모형관측을 통하여 정확도를 분석하였다. 비측량용 사진에 3차원 좌표대와 부가매개변수를 고려한 번들조정법을 적용하므로서 기존의 기준점측량 성과와 측량용 사진기에 의한 위치해석 결과값에 준하는 정확도를 얻을 수 있었다. 또한, 절대좌표 정확도에 있어서 비측량용 사진기의 필름크기가 크고 초점거리가 길수록 측량용 사진기의 정확도에 근접함을 알 수 있었다.

• 대한안전경영과학회지
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• 제23권1호
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• pp.9-15
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• 2021

The leading source of occupational fatalities is a portable ladder in Korea because it is widely used in industry as work platform. In order to reduce victims, it is necessary to establish preventive measures for the accidents caused by portable ladder. Therefore, this study statistically analyzed injury death by portable ladder for recent 10 years to investigate the accident characteristics. Next, to monitor wearing of safety helmet in real-time while working on a portable ladder, this study developed an object detection model based on the You Only Look Once(YOLO) architecture, which can accurately detect objects within a reasonable time. The model was trained on 6,023 images with/without ladders and safety helmets. The performance of the proposed detection model was 0.795 for F1 score and 0.843 for mean average precision. In addition, the proposed model processed at least 25 frames per second which make the model suitable for real-time application.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.237-244
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• 2016

Background: Korea Atomic Energy Research Institute is developing a fission product transport module for predicting the behavior of radioactive materials in the primary cooling system of a nuclear power plant as a separate module, which will be connected to a severe accident analysis code, Core Meltdown Progression Accident Simulation Software (COMPASS). Materials and Methods: This fission product transport (COMPASS-FP) module consists of a fission product release model, an aerosol generation model, and an aerosol transport model. In the fission product release model there are three submodels based on empirical correlations, and they are used to simulate the fission product gases release from the reactor core. In the aerosol generation model, the mass conservation law and Raoult's law are applied to the mixture of vapors and droplets of the fission products in a specified control volume to find the generation of the aerosol droplet. In the aerosol transport model, empirical correlations available from the open literature are used to simulate the aerosol removal processes owing to the gravitational settling, inertia impaction, diffusiophoresis, and thermophoresis. Results and Discussion: The COMPASS-FP module was validated against Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation (ABCOVE-5) test performed by Hanford Engineering Development Laboratory for comparing the prediction and test data. The comparison results assuming a non-spherical aerosol shape for the suspended aerosol mass concentration showed a good agreement with an error range of about ${\pm}6%$. Conclusion: It was found that the COMPASS-FP module produced the reasonable results of the fission product gases release, the aerosol generation, and the gravitational settling in the aerosol removal processes for ABCOVE-5. However, more validation for other aerosol removal models needs to be performed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권5호
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• pp.627-638
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• 2018

This article describes an integrated Level 1-Level 2 probabilistic risk assessment (PRA) methodology to evaluate the radiological risk during postulated accident scenarios initiated during the decommissioning phase of a typical Mark I containment boiling water reactor. The fuel damage scenarios include those initiated while the reactor is permanently shut down, defueled, and the spent fuel is located into the spent fuel storage pool. This article focuses on the integrated Level 1-Level 2 PRA aspects of the analysis, from the beginning of the accident to the radiological release into the environment. The integrated Level 1-Level 2 decommissioning PRA uses event trees and fault trees that assess the accident progression until and after fuel damage. Detailed deterministic severe accident analyses are performed to support the fault tree/event tree development and to provide source term information for the various pieces of the Level 1-Level 2 model. Source terms information is collected from accidents occurring in both the reactor pressure vessel and the spent fuel pool, including simultaneous accidents. The Level 1-Level 2 PRA model evaluates the temporal and physical changes in plant conditions including consideration of major uncertainties. The goal of this article is to provide a methodology framework to perform a decommissioning Probabilistic Risk Assessment (PRA), and an application to a real case study is provided to show the use of the methodology. Results will be derived from the integrated Level 1-Level 2 decommissioning PSA event tree in terms of fuel damage frequency, large release frequency, and large early release frequency, including uncertainties.