• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.21 no.11
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• pp.595-601
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• 2020

During the safety inspection of nitrocellulose-made explosive containers stored for more than 10 years, cracks were found in the containers. Therefore, a failure cause analysis test was performed. First, the cause of failure through the failure tree analysis was conducted to select the factors that influenced failure. The changes in the properties of the container caused by the acceleration of the reaction were found to be the cause of the failure by confirming the influence on the environment and internal/external factors that may occur during storage. To confirm this, environmental tests, such as thermal shock test and vacuum thermal stability test, were performed using a naturally aged container to analyze the cause of failure, and an accelerated aging test was performed to reproduce the failure. Through this, the chemical reaction was accelerated by heat and charge, as in the result of the fault tree analysis, and it was confirmed that the physical properties of the container were changed. In addition, the service life of the container was estimated using the Arrhenius model for the storage life due to thermal aging.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.13 no.4
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• pp.57-65
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• 2009

This study is an evaluation of seismic fragility function using the HAZUS program for railway bridge systems, based on the results of previous research on seismic safety factor. First, a fragility function for each of the bridge members was evaluated according to the damage criteria and failure mode. Subsequently, bridge system fragility was evaluated using a fault tree to describe damage status. Finally, a fragility evaluation method for the bridge system was developed, based on the safety factor derived from the previous research.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.4
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• pp.373-378
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• 2012

The objective of this research is to examine the probabilistic approach to evaluating turbine ejection frequency considering common-cause failure. This paper identifies basic turbine ejection mechanisms under high and low speeds and presents a detailed probabilistic methodology (fault tree) for assessing ejection frequency. The alpha factor methodology is applied to common-cause failure evaluations. The frequencies under different test schemes are compared and the propagation of uncertainty through the fault tree model is evaluated. The following conclusions were reached: (1) the turbine blade ejection frequency due to ductile failure under high speed is around 8.005E-7/yr; (2) if common-cause failure is considered, the frequency will be increased by 11% and 33% depending on the test scheme; and (3) if the parameter uncertainties are considered, the frequency is estimated to be in the range of 9.35E-7 to 1.13E 6, with 90% confidence.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.444-449
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• 1997

본 논문에서는 기존의 PSA기법인 사건수목/고장수목의 단점을 보완한 동적 신뢰성 평가도구인 DYLAM방법론을 이용해서 참조원전$^{[1]}$ 소외전원 상실사고시 노심노출 사고발생 빈도를 평가하였다. 부분충수 운전시 발생될 수 있는 노심의 노출을 예방하기 위한 운전원의 여러가지 조치들의 오류가능성애 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 분석의 결과 일차 충전 및 유출운전 (Feed and B띤) 인적오류가 노심노출 사고발생 빈도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 분석되었으며 정지생각계통 기능회복을 위한 조치는 상대적으로 적은 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 또한 정지/저출력으로 운전하는 부분충수 운전시 전 출력에 비하여 노심노출올 무시할 수 없음도 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.19 no.4
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• pp.279-291
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• 1987

The event tree/fault tree techniques used in the current probabilistic risk assessment (PRA) of nuclear power plants are based on the binary and static description of the components and the system. While these techniques Bay be adequate in most of the safety studies, more advanced techniques, e.g., the Markov reliability analysis, are required to accurately study such problems as the plant availability assessments and technical specifications evaluations that are becoming increasingly important. This paper describes a Markov model for the Reactor Protection System of a pressurized water reactor and presents results of model evaluations for two testing policies in technical specifications.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1760-1761
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• 2011

원자력발전기술원은 발전정지 관련계통 제어케비넷 내에 장착된 제어용 기기들의 다중화 설계변경 활동을 지원하고 관련 기기의 배선상태 등의 육안점검을 통해 취약성 여부를 최종 확인하기 위하여 국내 Westinghouse형 원전 계측제어 케비넷 점검을 수행하였다. 또한 관련 설계변경에 대한 신뢰도평가 기술지원도 함께 수행하여 해당 설계변경이 설비의 신뢰도 향상에 효과가 있는지를 정량적으로 평가하고자 하였다. 이에 따라 원자로냉각재펌프(RCP, Reactor Coolant Pump) 제어 채널의 다중화 개선에 대하여 설계변경 전후의 기기 배열 변화에 따른 계통 신뢰도 변화를 대표유형 기기의 고장률에 근거하여 분석하였다. 고장수목을 이용하여 설계변경 전후의 RCP 고장정지로 인한 발전정지를 유발하는 고장조합을 도출하고, 고장정지 확률 변화를 정량화 하였다. 또한 기기 보호 측면에서 펌프 보호를 위한 신호를 출력하지 못하는 경우를 정량화하여 이를 비교하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.2233_2234
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• 2009

낙뢰 또는 수목 접촉 등의 일시적인 사고가 발생하면 계통내 접촉 위치에 순간적으로 아크 현상이 일어나게 된다. 일시 고장 원일을 제거하기 위해 기계적으로 전기의 흐름을 단절시켜 고장 원인을 제거하고, 재투입을 통해 계통 복구를 할 수 있다. 아크는 음극과 양극 사이의 방전으로 인한 플라즈마로 설명될 수 있는데 전력 계통에서는 저항으로서 취급할 수 있다. 본 논문에서는 765kV 모델 계통의 아크 현상 시뮬레이션을 통해 고장각 발생 변화에 따른 아크 전압 특성을 분석할 것이다. 또한 아크 특성 분석을 통해 우리는 아크 발생 시 전력 계통에 미치는 영향을 파악하고 분석하고자 한다. 본 논문에서 전력 계통의 과도현상 분석 프로그램인 EMTP(Electro Magnetic Transient Program)를 이용하여 아크현상에 대한 분석 및 765kV계통에서의 아크 고장을 시뮬레이션 하였다.

• Journal of Digital Convergence
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• v.15 no.8
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• pp.69-83
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• 2017

This study aims to analyze the causes of a new product failure by using system safety methods, focusing on the case of Samsung Galaxy Note7. However, when analyzing the causes of a product failure, if only technical problems are too emphasized, it is likely to miss other more meaningful causes of a failure. Thus, we claim that the root causes of a product failure should be identified in a broad perspective of integrated systems that include non-technical as well as technical elements. With this viewpoint, we investigated the failure of Samsung Galaxy Note7, by using Root Cause Analysis(RCA) and Fault Tree Analysis (FTA). The results showed that it is necessary to address not only the technical issues but also other non-technical issues, such as a very impetuous launch of a new product due to a very tough competition in the market. Additionally, we also found that RCA and FTA could be a useful tool for analyzing the causes of a new product failure from the viewpoint of an integrated system comprising technical and management elements.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2013.04a
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• pp.31-32
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• 2013

NUREG/CR-6850에 따른 신규 화재 PSA 방법론으로 간단한 계통으로 이루어진 가상의 원전을 대상으로 교육용 신 화재 PSA 방법 기본모델을 개발하였다. 기본 모델을 CCDP 방법과 IPRO-ZONE을 이용한 화재 고장수목(FT) 자동 생성 방법으로 개발하였으며, FT 자동 생성으로 많은 시간과 노력을 절약할 수 있었다. 개발된 신 화재 PSA 방법 기본모델을 이용한 교육을 통해, 향후 복잡한 신 화재 PSA 방법이 국내 산업계에 쉽게 확산될 것이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.11a
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• pp.219-224
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• 1998

확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment PSA)나 정량적인 위험도 평가(Quantitative Risk Assessment: QRA)에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 인간행위를 기기처럼 생각하여 전체 시스템의 안전성에 중요한 초기사건(initiating event) 이전이나 초기사건 이후 또는 초기사건을 유발하는 인간행위를 파악하고 정량화하여, 확률론적 평가의 논리구조인 사건 및 고장수목(event tree 및 fault tree)이나 사고경위 단절집합 (accident sequence outsets)에 포함시키는 것이다. (중략)