• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권1호
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• pp.11-22
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• 1983

가압 경수로의 노 냉각수 제어계통의 신뢰도를 해석하였다. 이 신뢰도 해석에서 붕소주입실패를 상위사고로 설정하였다. 신뢰도 해석은 고장계통도를 작성한 후 이 고장 계통도로부터 최소절군을 구하였다. 붕소주입실패에 의한 노 냉각수 제어계통의 불가용성은 1.497$\times$$10^{-5}$으로 계산되었다. 노 냉각수 제어계통의 불가용성에 가장 중요한 영향을 미치는 것은 붕산전달펄프의 신뢰도이며, 인간의 실수 역시 계통 신뢰도에 중요한 인자임이 나타났다.

• 산업경영시스템학회지
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• 제23권55호
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• pp.25-31
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• 2000

To make a better decision about when to shutdown a nuclear power plant, we build a decision model using influence diagrams. We proceed the analysis adopting a bayesian approach. Firstly, an accident arrival rate is assumed to be known and this assumption is relaxed later. We perform our analysis on the cases of exponential time to accidents, and gamma distribution for the arrival rate. An optimal shutdown time is obtained considering the trade-off between the costs incurred by an accident due to late shutdown and the possible loss of revenues due to the early shutdown. We also derive the upper bound of the failure rate where we may operate the plant.

• 대한안전경영과학회지
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• 제7권4호
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• pp.85-99
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• 2005

The main objective of this paper is to search whether containment vessel's best pressure may increase until how long when loss of coolant accident (LOCA) happened in containment vessel of Ulchin nuclear power plant 1 and 2. Another goal of this research is to find the influential factors that increase containment vessel pressure. Model for this research is Ulchin nuclear power plant 1 with 10 cycles. Data were collected by simulator of Ulchin nuclear power plant 1 and design of experiment was used for data analysis. For the experiment, seven factors that are going to influence in containment vessel pressure were chosen. It was found that fatter which influences in early rise of containment vessel pressure after LOCA is only explosion size. Also, containment vessel's best pressure (3.74 bar.a) was much lower than limit (4.86 bar.a) of FSAR (Final Safety Analysis Report).

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2013년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.228-229
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• 2013

원자력발전소, 병원 및 철도와 같이 지속적인 전력공급이 필요한 시설에서는 IT접지시스템의 적용이 활발해지고 있다. 또한 자가발전을 통한 DC배전계통에서 IT접지시스템이 사용될 것으로 예측되고 있다. 이러한 IT접지시스템은 전력선의 어느 쪽도 접지하지 않으며, 장비의 외함 만을 접지함으로써 전력선의 어느 한쪽이 접지되는 사고를 당하더라도 계통의 운전을 정지시키지 않고 고장부위를 찾을 수 있는 시간적 여유가 있으므로, 계통의 연속적인 운전을 확보할 수 있다. 그러나 이러한 접지의 장점을 얻기 위해서는 계통의 운전 중에 전력선의 상태를 지속적으로 감시할 필요가 있다. 본 연구에서는 사용자의 활용도가 높은 LabVIEW 소프트웨어를 이용하여 절연저항을 모니터링 함으로써 전력선의 절연상태를 지속적으로 감시하는 활선절연저항측정기를 개발한다.

• 대한인간공학회지
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• 제20권2호
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• pp.1-28
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• 2001

This paper deals with the selection of the important Influencing Factors (IFs) under accident management situations in nuclear power plants for use in the assessment of human errors. In order to achieve this goal, we collected two types of IF taxonomies, one is the full set IF list mainly developed for human error analysis. and the other is the IFs for human reliability analysis (HRA) in probabilistic safety assessment (PSA). Five sets of IF taxonomy among the full set IF list and ten sets of IF taxonomy among HRA methodologies were collected in the study. From the review and analysis of BRA IFs, we could obtain some insights for the selection of HRA IFs. By considering the situational characteristics of the accident management domain, candidate IFs are chosen. Finally, those IFs are structured hierarchically to be appropriate for the use in the assessment of human error under accident management situation. Three nuclear accidents such as TMI. Chernobyl and JCO were analysed to validate the proposed taxonomy.

• 콘크리트학회지
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• 제4권2호
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• pp.127-137
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• 1992

원자력발전소의 콘크리트 격납용기구조물등과 같이 안전성이 높게 요구되는 구조물들은 예기치 않은 혹은 부주의한 사고로 인하여 발생하는 비산물체에 의한 충격에 충분히 저항할 수 있도록 설계되어야 한다. 이러한 물체에 의한 충격은 벽면의 국부적인 피해와 벽 전체의 전반휨응답으로 나타나며, 이에 저항하기 위해서는 벽체의 관통이나 스캐빙(scabbing)이 일어나지 않도록 벽두께를 결정하여야 하고 또한, 파괴가 일어나지 않도록 벽체를 설계하여야 한다. 본 논문에서는 지금까지 연구된 충격현상에 대한 이론 및 실험결과를 토대로 하여 벽면의 국부효가 발생시 이와 동시에 진행되는 탄성효과 및 전반거동효과를 고려하여 관입깊이를 계산할 수 있는 이론을 유도하였으며, 기존의 실험결과를 이용하여 이론적인 결점을 보완한 반이론식을 제안하였다. 또한, 본 논문에서는 실험결과와 기존식성충격과 소성충격을 구분짓는 스폴링속도에 대한 개념을 제시하였다. 본 논문은 충격을 받는 철근콘크리트 구조물의 벽체설계에 유용한 토대를 제공할 것으로 사료된다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2003년도 춘계학술발표논문집 (상)
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• pp.265-268
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• 2003

원자력 발전소 운전시 이상 현상으로 인한 발전소의 정지 등 기타 여러 사고시 그 원인을 신속히 파악하여 조치하는 잎은 발전소의 안전과 효율적인 측면에서 매우 중요한 부분이다. 경보원인추적시스템(ACTS: Alarm-Cause Tracking System)은 발전소 현장에서 자주 사용하는 경보 논리도면을 자동화하여, 경보의 원인을 보다 상세하게 추적하여 경보절차서에 표시되는 원인들 중 실제로 발생한 원인과 그에 해당하는 절차 부분을 강조하여 표시함으로써 운전원이 쉽게 상세원인을 파악할 수 있도록 한다. 또한 이 시스템은 운전원이 경보의 발생경로와 논리상태를 그래픽으로 전산화된 논리도면상에서 확인하여 경보에 대한 빠른 조치를 취할 수 있도록 인터페이스를 제공한다.

• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 2001년도 봄 학술발표논문집 Vol.28 No.1 (A)
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• pp.586-588
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• 2001

원전보호계통(RPS: Reactor Protection System)은 사고 시 치명적 피해를 입을 수 있다는 점에서 안전에 대한 중요도가 가장 높은 Safety 1E class로 분류되며, 이러한 보호계통을 디지털 라이즈 하는데 있어서 높은 신뢰도에 대한 보장이 필요하다. 따라서 본 논문에서는 DPPS(Digital Plant Protection System) 내에서 작동하는 내장형 소프트웨어의 높은 신뢰성을 보장하기 위한 테스팅 방법론을 제시하고자 한다. DPPS에서 작동하는 내장형 소프트웨어를 테스트하기 위한 방법은 크게 두 가지로 나누어진다. 첫 번째 단계는 절차중심의 프로그램에서 객체를 추출하고 이를 이용하여 클래스를 추출하는 제공학의 단계이다. 두 번째 단계는 이러한 클래스들을 이용하여 레벨별 테스팅을 수행하기 위한 테스트 아이템을 추출하고, 추출된 테스트 아이템을 이용하여 테스트 케이스를 선정하는 단계이다. 이렇게 각 레벨별로 선정된 테스트 케이스를 이용하여 단위 테스팅, 통합 테스팅, 시스템 테스팅 이렇게 3단계의 레벨별 테스팅을 수행한다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1999년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.119-126
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• 1999

농축우라늄 고체핵연료를 사용하는 기존의 발전용 원자로 개념에서는 냉각기능의 상실 또는 반응도 상실사고와 같은 극심한 열적 불균형에 의해 핵연료의 온도가 급격히 증가하고, 결과적으로 핵연료의 파손 및 용융으로 발전할 수 있다. 본 연구는 이러한 기존 발전로의 고유 안정성 문제를 획기적으로 해결할 수 있는 혁신형으로서 Th/$^{233}$ U 용융염핵연료주기를 사용하며 원자로계통 전체를 원자로용기에 내장하는 일체형 원자로개념의 AMBIDEXTER (Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-mission Experimental and TEst Reactor) 원자력 에너지시스템의 동특성을 해석하기 위해 수행되고 있다.(중략)

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2018년도 춘계학술발표대회
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• pp.142-144
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• 2018

최근 기반시설의 제어시스템을 대상으로하는 악성코드와 취약점 등이 지속적으로 보고됨에 따라 기반시설의 사이버위협에 대한 긴장감 고조되고 있다. 이와 같은 최신 사이버위협들을 예방하기 위해서는 주기적인 취약점 점검 및 제거가 필수적이다. 이를 위해서는 먼저 해당 제어시스템에 대해 기 알려진 취약점 정보를 수집할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 공개 취약점 정보들을 활용해 제어시스템과 관계된 취약점 정보의 수집, 관리 및 활용을 위한 제어시스템 취약점 정보관리시스템의 설계 및 구축 방안용 제시하였다. 또한, 정보관리시스템 구축 시 필수디지털자산의 정보유출 사고를 예방을 위해 고려해야할 사항을 제안한다.