• Proceedings of the KSR Conference
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• 2005.05a
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• pp.123-126
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• 2005

Recently many accidents have been occurred on track workers, these accidents have strong relationship with increase of train speed, electrification and multiple track portion. As a first step for the safety management, domestic and abroad track worker accidents data are analysed for the risk estimation of track worker. Analysis results shows that contact between track worker and train is the dormant reason. In order to reduce dormant reason fault trees are constructed in this study.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.596-601
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• 1995

신뢰도 분석 방법을 이용하여 습식 사용후핵연료 중간저장시설의 냉각계통에 대한 최적 설계조건을 도출하기 위한 연구를 수행하였다. 먼저 고장수목 분석을 통한 설계 취약점을 평가하여 21개의 설계대안을 도출하였고, 최종적으로 설계대안에 대한 건설비 용, 계통신뢰도 분석 및 확률론적 안전기준을 고려한 비용효과 분석을 실시하였다. 설계 대안들 중에서 100% 루프 다중설계, 루프당 한 개의 펌프 사용, 안전등급 부여 및 주 루프에서 정화계통이 분리된 경우가 최적설계안으로 나타났다. 여기서 적용된 방법론은 유사시설의 최적설계에 유용하게 응용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.12 no.2
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• pp.190-198
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• 2009

This study shows the developing process of the risk assessment models for railway casualty accidents. To evaluate the risks of these accidents, the hazardous events and the hazardous factors were identified by the review of the accident history and engineering interpretation of the accident behavior. The frequency of each hazardous event was evaluated from the historical accident data and structured expert judgments by using the Fault Tree Analysis (FTA) technique. In addition, to assess the severity of each hazardous event, the ETA (Event Tree Analysis) technique and other safety techniques were applied. The risk assessment models developed can be effectively utilized in defining the risk reduction measures in connection with the option analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.1
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• pp.14-29
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• 1992

COMCAF, a computer code for the common-cause failure analysis, is developed to treat the common-cause failures in nuclear power plants. In the treatment of common-cause failures, the minimal cut sets of the system are obtained first without changing the fault-tree structure. The occurrence probabilities of the minimal cut sets are then calculated accounting for the common-cause failures among components in the same minimal cut set or in different minimal cut sets. The basic parameter model is used to model the common-cause failures between similar or identical components. For dissimilar components, the assumption of symmetry used in the basic parameter model is applied to the basic events affecting two or more components. The top event probability is evaluated using the inclusion-exclusion method. In addition to the common-cause failures of components in the same minimal cut sets, failures of components in the different minimal cut sets are also easily accounted for by this method. This study applied this common-cause failure analysis to the PWR auxiliary feedwater system. The results in the top event probability for the system are compared with those of no common-cause failures.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.10 no.1
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• pp.31-36
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• 2014

For decreasing an unexpected shutdown of Nuclear Power Plants, Korea Hydro & Nuclear Power co.(KHNP) has developed Single Point Vulnerability(SPV) of NPPs since 2008. SPV is the equipment that cause reactor shutdown & turbine trip or more than 50% power rundown due to its malfunction. New type Nuclear Power Plants need to develop the SPV list, so performed the SPV selection for about 1 year. To develop this, Failure Mode Effect Analysis(FMEA) methods are used. As results of FMEA analysis, about 700 equipment are selected as SPV. Thereafter those are going to be applied to new type Nuclear Power Plants to enhance equipment reliability.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07a
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• pp.456-458
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• 2005

송전선로에서 발생하는 고장은 낙뢰나 수목접지로 인한 순간 고장이 대다수를 차지한다. 따라서 송전선로 보호 기능에 있어서 재폐로 기능은 계통의 안정성 향상과 공급 신뢰도의 제고를 위해서 중요한 역할을 담당한다. 본 논문에서는 154kV 송전선로 보호에 널리 사용되고 있는 디지털 방향비교 보호방식(Directional Comparison Blocking Scheme)에서 보호 구간 내부에 고장이 진전되어 발생했을 때, 재폐로 기능의 동작 특성에 대한 성능 검증 방안에 대해서 기술한다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1999-2000
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• 2011

본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

• Review of KIISC
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• v.24 no.2
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• pp.50-55
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• 2014

자동차 전장제품 활용의 급속한 증가에 대응하기 위하여 자동차 분야에서는 ISO 26262 안전설계절차를 도입하여 차량용 임베디드 시스템의 안전성을 확보하려고 노력하고 있다. ISO 26262는 자동차에서 발생 가능한 비정상상태(abnormal state)를 식별하고 그의 영향을 분석하며 전체 시스템의 안전을 검증하는 것을 목표로 하고 있다. 다양한 종류의 부품이 연동되는 복잡한 시스템의 안전 검증은 결함수목법과 고장모드영향분석법을 활용하는 위험분석법이 보편적으로 사용된다. 결함주입시험은 이러한 위험분석의 기반도구로서 안전성을 향상시키기 위하여 사용된 고장감내 기능의 동작여부 및 그에 따른 시스템의 안전성을 검증하는 목적으로 사용된다. 본 논문에서는 차량용 고신뢰성 임베디드 시스템에서 사용되는 고장감내 메카니즘들의 기능과 안전을 검증하는 방법과 사례를 소개한다. 최근의 복잡한 차량용 임베디드 시스템의 개발은 상위수준의 모델을 개발하여 지정된 위험 및 고장을 초래하는 결함을 시스템에 주입하고 그의 결과를 분석하여 안전을 검증하는 것이 일반적인 방법이다. 개발 목표 차량의 임베디드 시스템 모델을 개발하고, 식별된 결함의 결함모델을 준비한 뒤, 시스템 모델 기반 결함주입 도구를 이용하여 결함주입을 수행하는 시험방법과 그 결과에 대하여 논의한다. 하드웨어는 SystemC 하드웨어 설계언어를 이용하여 개발하고, 소프트웨어를 컴파일하여 실행화일을 확보하여 시험대상인 결함모델을 개발하고 이를 대상으로 결함주입시험에 대해 설명한다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.16 no.6
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• pp.3685-3691
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• 2015

We developed the platform safety step system for the passenger to avoid misstep accident and secure the pedestrian safety. In this study, we classify platform safety step system into hierarchy system and predict the failure rate of each part and calculate the failure rate & MTBF(Mean Time Between Failure) of each module(sub-system) by means of RBD(Reliability Block Diagram) & FTA(Fault Tree Analysis). Finally, we will propose the reliability analysis results for RAMS analysis of platform safety step system.

• Proceedings of the Korean Operations and Management Science Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.561-568
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• 2002

한국원자력연구소에서 개발중인 액체금속로인 KALIMER는 경수로나 증수로와 근본적으로 설계가 상이하므로 PSA 방법에 대한 새로운 접근방법을 개발해야 한다. 액체금속로 KALIMER에 대한 확률론적 안전성 평가 방법 (PSA, Probabilistic Safety Assessment) 관련 연구는 초기 사건의 도출 및 빈도계산 방법과 주요 계통의 신뢰성 예비 평가에 대한 것이다. 초기 사건이란 원전에 과도 현상을 유발하여 발전소 정지를 초래하는 모든 비정상 사건을 의미하는 것으로 PSA에서 사건 수목을 구성하는 데 기본이 되는 정보이다. 액체금속로는 기존의 경수로 및 중수로와는 전혀 다른 설계를 갖고 있으므로 액체금속로 특유의 초기 사건을 도출하는 방법 및 이들 초기 사건의 빈도를 계산하는 방법에 대한 연구를 수행하였다. KALIMER 주요 계통의 신뢰성 예비 평가를 수행하기 위하여 확률론적 안전성 평가에서 계통분석기법으로 널리 이용되는 고장수목분석의 절차와 방법에 대한 방법론을 선정하여 PSA 방법론을 개발하였다.