• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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• pp.611-626
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• 1994

격납건물 사건수목 방법은 확률론적 안전성 평가시 격납건물 해석의 핵심을 이루는 부분으로서 계통안전 분석으로부터 파악된 주요 노심용융 사고경위와 격납건물 방호계통의 적절한 조합에 의하여 선정된 발전소손상군을 초기조건으로 하여 격납건물 파손 및 방사선원 방출에 영향을 주는 격납건물 내부에서 발생 가능한 주요 사고진행 과정을 체계적으로 다룰 수 있는 유용한 수단이다. 원자력 안전성 향상연구이후 격납건물의 건전성을 확보하기 위한 많은 노력의 결과 현재까지 격납건물 해석 및 논리체계는 상당한 기술적 진보를 이루어 왔으나 아직도 이를 기술하는 방식에는 논쟁의 여지가 많고, 중대사고와 관련된 여러 현상들을 반영할때 그것의 논리적 타당성을 객관적으로 평가할 수 있는 방법이 아직 확고히 정착되지 못함으로 인하여 격납건물 해석결과에는 많은 불확실성 이 존재한다. 또한 아직까지 기존 방법론에 대한 어떠한 종류의 체계적 분석도 이루어지지 않음으로 인하여 이들에 대한 논리적 한계점을 파악하는 데 많은 어려움이 있다. 본 연구에서는 지금까지 주로 개발, 사용되어 온 다양한 격납건물 사건수목 분석 방법론을 소개하고 이들 각각이 지니고 있는 기술적인 문제점을 고찰하며 이를 바탕으로 격납건물 사건수목이 갖추어야 할 기본논리, 구조에 대한 안내지침을 제시함으로써 효과적인 격납건물 해석 및 방법론 개발에 도움을 주고자 한다

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.12 no.6
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• pp.936-943
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• 2009

In this study, a risk assessment model based on the ETA (Event Tree Analysis) and FTA (Fault Tree Analysis) is developed according to the procedure of hazard analysis and risk assessment in order to estimate the risk quantitatively. The FTA technique is applied to estimate the branch probability (frequency) and the ETA technique is applied to estimate the consequence for each branch path on the ET (Event Tree). A risk assessment model is developed by the combination of those ETA and FTA. In addition, the reliability and the validity of the risk assessment model are verified by comparing the risk estimated through the developed model with the actual equivalent fatality.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.179-184
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• 1997

지금까지 수행되었던 원자력발전소의 확률론적 안전성 평가 (Probabilistic Safety Assessment; PSA) 결과, 노심손상 빈도의 30% - 70%가 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 PSA에서 인간행위를 적절히 다루는 것은 매우 중요하다. 특히 원자력발전소의 정지운전인 경우에는 자동으로 작동하는 계통이 거의 없어 고장수목(fault tree)과 사건수목(event tree)의 모델링에 많은 운전인 행위가 포함되기 때문에 노심손상 빈도와 관련이 있는 인간행위는 전출력 운전(full power operation)에 대한 PSA 결과의 경우보다 많은 것으로 나타났다. PSA에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 PSA의 논리구조인 고장수목과 사건수목에 모델링될 인간행위를 파악하고 정량화하는 것이다. 현재 인간신뢰도분석은 인간행위에 대한 데이타의 부족과 인간행위 자체의 다변성(variability)으로 인해 분석에 어려움이 있고 분석자의 주관성이 개입될 여지가 많은 실정이며, 이에 따라 분석 결과에는 많은 불확실성을 내포하게 된다. (중략)

• Proceedings of the KSR Conference
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• 2007.05a
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• pp.605-613
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• 2007

In order to overcome the difficulties of quantitative risk analysis such as complexity of model, we propose a systematic methodology for risk quantification of railway system which consists of 6 steps: The identification of risk factors, the determination of major scenarios for each risk factor by using event tree, the development of supplementary fault trees for evaluating branch probabilities, the evaluation of event probabilities, the quantification of risk, and the analysis in consideration of accident situation. In this study, in order to address the feasibility of the propose methodology, this framework is applied to the prototype risk model of nation-wide railway level crossings. And the quantification result based on the data of 2005 in Korea will also be presented.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.05a
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• pp.114-119
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• 2003

원자력발전소를 비롯한 위험 시설물의 확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment: PSA)는 고장수목(Fault Tree) 및 사건수목(Event Tree) 분석으로 이루어지며, 분석 결과로 그 시설물의 위험도(Risk)는 최소단절집합(Minimal Cutsets)들의 합으로 구성 된다.(중략)

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.11 no.6
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• pp.530-535
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• 2008

After train fire accident in Daegue, many research on train fire safety improvement have been carrying out. Since many alternative fire safety measures can be applied in our railway system, the effect of the each safety measure must be quantified prior to the safety investment. In order to estimate the effects of each safety measure quantitatively, fault trees and event trees are constructed in this study. Results can be applied for cost-benefit analysis or sensitivity analysis for safety measures in risk assessment process.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.610-615
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• 1996

PSA 모델링 및 데이타 관리를 효과적으로 수행하고 PSA 정량화를 자동화할 수 있도록 PSA workstation 을 개발하고 있다. Windows용 고장수목 및 사건수목 편집기, 데이타 관리 모듈 개발등의 PSA모델링 및 관리 모듈이 개발되었고, 또한 최소단절집합 생성 방법 개선, 규칙기반 회복조치 분석 및 고장수목 순환논리 분석 방법 개발등을 통한 PSA 정량화 방법의 개선이 이루어졌다. PSA workstation은 PSA 응용 소프트웨어 개발의 기초로도 사용될 수 있다.

• 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.

• 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.23 no.3
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• pp.285-298
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• 1991

An example application of the fuzzy set theory is first made to a simple portion of a given accident progression event tree with typical qualitative fuzzy input data, and thereby computational algorithms suitable for application of the fuzzy set theory to the accident progression event tree analysis are identified and illustrated with example applications. Then the procedure used in the simple example is extended to extremely complex accident progression event trees with a number of phenomenological uncertainty issues, i.e., a typical plant damage state‘SEC’of the Zion Nuclear Power Plant risk assessment. The results show that the fuzzy averages of the fuzzy outcomes are very close to the mean values obtained by current methods. The main purpose of this paper is to provide a formal procedure for application of the fuzzy set theory to accident progression event trees with imprecise and qualitative branch probabilities and/or with a number of phenomenological uncertainty issues.