• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2005.11b
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• pp.133-135
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• 2005

원자력발전소의 정량적 위험성 평가를 위해서 확률론적 안정성 평가 기법이 이용되고 있다. 확률론적 안전성 평가를 수행하기 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 신뢰도 데이터가 필요한데, 이를 위한 각종의 신뢰도 자료 중에 인간의 지각 행위 및 수행 행위로부터 발생하는 인적 오류 확률은 그 특성상 실질적이 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 그래서 인적 오류 확률을 구하기 위해서는 인간 신뢰도 분석분야의 전문가들이 제안한 인간 신뢰도 분석 방법을 이용하여 인적 오류 확률을 추정한다. 한국 원자력 연구소에서는 이를 위해 인간의 지각 및 수행 행위에서 야기되는 인간 오류 사건을 관리하고 인적 오류 확률을 추정하기 위한 인간 신뢰도 분석 시스템을 개발하고 있다. 본 연구에서는 인간 신뢰도 분석 시스템의 개발 과정 및 데이터베이스 설계 그리고 입출력 시스템의 설계에 관하여 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2006.06c
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• pp.112-114
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• 2006

원자력발전소의 정량적 위험성 평가를 위해서 확률론적 안정성 평가 기법이 이용되고 있는데, 이를 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 신뢰도 데이터가 필요하다. 이러한 신뢰도 자료 중에 인간의 지각 행위 및 수행 행위로부터 발생하는 인적 오류 확률은 그 특성상 실질적이 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 그래서 인적 오류 확률을 구하기 위해서는 인간 신뢰도 분석 분야의 전문가들이 제안한 인간 신뢰도 분석 방법을 이용하여 인적 오류 확률을 추정한다. 한국 원자력 연구소에서는 이를 위해 인간의 지각 및 수행 행위에서 야기되는 인간 오류 사건을 관리하고 인적 오류 확률을 추정하기 위한 인간 신뢰도 분석 시스템을 개발하고 있다. 본 연구에서는 인간 신뢰도 분석 시스템의 개발 과정에 관하여 기술하였다.

• 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 Reliability Society Conference
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• 2000.04a
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• pp.115-121
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• 2000

영광1,2,3,4호기 비상디젤발전기(EDG)의 신뢰도 수준을 파악하기 위하여 시험관리대장과 운전불능관리대장, 그리고 발전과장일지를 조사하여 신뢰도 및 이용불능도를 분석하였다. 신뢰도는 EDG의 유효시험 데이터를 이용하여 계산하는 유효 신뢰도와 무효시험까지 포함하여 계산하는 전체 신뢰도로 구분하였으며, 이용불능도는 EDG를 정비모드로 전환시키고 작업함으로서 이용불능을 유발하였던 정비 이용불능도, 그리고 유효시험 실패로 인하여 정비모드를 유발하는 경우에 잠재적 고장 시간까지 포함한 종합 이용불능도로 구분하였다. 분석 결과로서 영광1호기 EDG의 유효 신뢰도는 0.995, 2호기는 1.0으로 매우 높은 수준을 유지하고 있었으며, 이용불능도의 역인 이용가능도는 1호기 A계열 EDG는 0.978, B계열은 0.979, 2호기 A는 0.991, B는 0.976으로 높은 수준이었다. 3,4호기 EDG의 유효 신뢰도는 1,2호기와 마찬가지로 높은 수준이었으나, 전체 신뢰도는 텐덤형 디젤엔진이 갖는 근본적 부하불균형 문제 때문에 낮은 수준이었다. 따라서, 영광3,4호기 EDG의 신뢰도를 높이기 위해 많은 노력을 기울였으며, 이를 통해 EDG 신뢰도 개선에 도움이 된 것으로 분석되었다.

• 한국항공운항학회:학술대회논문집
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• 2015.11a
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• pp.6-12
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• 2015

본 연구에서는 실제 발사를 위해 설계, 제작된 하이브리드 로켓의 구성품인 점화장치의 신뢰도 예측을 수행하였다. 신뢰도 예측 및 분석을 위해 목표 신뢰도를 할당하였으며, 고장률 Database를 이용하여 점화장치에 대한 신뢰도 예측을 수행하여 목표 신뢰도와 비교 분석을 실시하였다. 비교 분석 결과 현재 사용하고 있는 점화 장치는 요구한 목표 신뢰도를 만족하는 것을 확인할 수 있었다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2020.06a
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• pp.90-90
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• 2020

상수관망시스템은 관할 지역 내 생활 및 공업용수를 공급하기 위한 사회기반시설물로써, 비상시에도 사용자의 용수 수요를 충족하기 위한 안정적인 성능이 요구된다. 이러한 상수관망시스템의 용수공급능력은 비상시 용수공급가능량, 공급수압 등 여러 가지 수리해석 결과를 통해 판단할 수 있다. 그러나, 시스템의 설계 및 운영 과정에서 다양한 성능들을 시간·공간적으로 모두 고려하는 것은 매우 복잡한 과정을 거치므로, 복합적인 용수공급 성능을 집약적으로 평가하기 위한 신뢰도 지수들이 개발되었다. 여기서 신뢰도 지수들은 각각의 이론적 접근방법에 따라 시스템의 특정 성능에 다소 편중된 평가 결과를 갖는 것으로 알려져 있으며, 따라서 상수관망시스템의 설계 및 운영 시, 목적과 특성에 맞는 적합한 신뢰도 지수를 선정하고, 적용하기 위한 분석이 필요하다. 본 연구에서는 상수관망시스템의 구조적 특성 및 핵심 성능에 따른 신뢰도 지수별 적용성을 평가하기 위해, 다양한 형태의 네트워크에서 몇 가지 공급부하 시나리오를 바탕으로 수리해석 결과와 신뢰도 지수 간의 상관성을 분석하였다. 또한, 다기준 분석기법을 통해 종합적인 시스템 핵심 성능에 대한 신뢰도 지수의 상관성을 분석함으로써, 시스템 전반에 대한 신뢰도 지수별 적용성을 함께 평가하였다. 본 연구 결과는 향후 상수관망시스템의 설계 또는 기존 시스템의 보강 및 운영계획 수립 등을 위한 연구에서 폭넓게 활용할 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of the Korea Society for Simulation
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• v.22 no.4
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• pp.109-118
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• 2013

This paper adopts the system configuration to assess the reliability instead of making a fault tree (FT), which is a traditional method to analyze reliability of a certain system; this is the reliability block diagram (RBD) method. The RBD method is a graphical presentation of a system diagram connecting the subsystems of components according to their functions or reliability relationships. The equipment model for the reliability simulation is modeled based on the discrete event system specification (DEVS) formalism. In order to make various alternatives of target system, this paper also adopts the system entity structure (SES), an ontological framework that hierarchically represents the elements of a system and their relationships. To enhance the calculation time of reliability analysis, GPU-based accelerations are adopted to the reliability simulation.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.9-11
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• 1998

본 논문에서는 '그룹화된 패리티를 갖는 소수 라운드 로빈({{{{ { PRP}_{gp } }}}}:Prime Round Robiin with Grouped Parties)' 방식에 대한 기존의 조합 모델을 이용한 신뢰도 분석 시에 문제가 됐던 결함복구율을 고려하지 못한 모델링에 대해서 미르코프 모델을 이용한 신뢰도 모델링을 바탕으로 결함복구율을 고려한 신뢰도를 계산한다. 또한 산출된 신뢰도를 근거로 반최적화된(semi-optimal) 패리트 그룹 나누기 알고리즘을 도출하고 동시에 두 개의 결함에 대한 분석을 수행한다. 마르코프 모델을 이용한 신뢰도 모델링을 통해서 결함발생율만을 고려한 경우에 신뢰도가 기존의 조합 모델의 신뢰도와 거의 일치하고 결함발생율과 결함복구율을 동시에 고려한 경우에 신뢰도가 결함발생율만을 고려했을 경우보다 더높다는 것을 보인다. 반최적화된 패리티 그룹 나누기 알고리즘을 사용할 경우에, 동시에 두 개의 결함에 대한 분석을 통해서 약 30% 이상의 경우에 대해서 저장된 패리티 정보를 이용한 복구가 가능하다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2010.04a
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• pp.301-304
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• 2010

이 논문에서는 콘크리트구조물의 성능설계를 위한 하중조합의 구성과 이의 신뢰도수준을 정하는 과정을 제시한다. 설계기준의 작성 및 적용에 관하여 논리적인 개념을 제시하고 있는 Eurocode 의 하중조합에 관한 기본 원칙을 살펴보고, 국내 및 미국의 콘크리트구조물의 설계에서 적용하고 있는 하중조합을 분석하여 본다. 구조물 설계에 관한 안전율의 결정에 있어서 널리 사용되고 있는 통계 및 신뢰도에 기반한 분석을 통하여, 현행 하중조합을 사용하고 재료별 저항계수를 적용하는 경우에 제공하게 되는 신뢰도 수준을 살펴본다. 철근콘크리트 보와 기둥의 예제를 이용하여 휨, 전단 및 축력에 관한 신뢰도 수준과 이에 영향을 미치는 설계변수들의 민감도분석을 수행한다.

• Journal of the Korea Society of Computer and Information
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• v.11 no.6 s.44
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• pp.261-267
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• 2006

In order to perform a probabilistic safety assessment (PSA), it requires a large number of data for various fields. And the quality of a PSA results have become more important thing of the risk assessment. As part of enhancing the PSA qualify, Korea Atomic Energy Research Institute is developing a full power Human Reliability Analysis (HRA) calculator to manage human failure events (HFEs) and to calculate the diagnosis human error probabilities and execution human error probabilities. This paper introduces the development process and an overview of a standard HRA method for nuclear power plants. The study was carried out in three stages; 1) development of the procedures and rules for a standard HRA method. 2) design of a system structure, 3) development of the HRA calculator.