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 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.
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.
Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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1997.05a
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pp.117-126
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1997
자동화를 향한 요즘의 추세(즉 인간-기계 체계 : man-machine system)에서 인간의 기여는 기계의 운전자 보전 쪽으로 좀 더 기울어지고 있으며 자동화로 인해서 기계의 신뢰도는 갈수록 높아지고 있으나 상대적으로 인간의 신뢰도는 낮아지고 있다. 모든 인간-기계 체계에서 인간이 수행해야 하는 기능들은 존재하기 마련이고, 그렇기 때문에 인간이 작업을 수행함에 있어서 범할 수 있는 실수가 공정(process)뿐만 아니라 작업자 자신에게도 막대한 피해를 줄 수 있다. 실질적으로 모든 사고는 인간의 실수에 의해 일어난다고 해도 과언은 아닐 것이다. (중략)
Human factors still play a significant part in many railway accidents. It is well blown that SPAD (Signal Passed at Danger) remains as the single most cause of railway accidents. In this study a stochastic model is developed to quantify SPAD human reliability. This model provides closed-form mathematical expressions into which multiple factors affecting the reliability of man-machine systems can be incorporated. Two basic elements are combined to form the framework for modeling: random signal occurrence and transient human performance characteristics.
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)
본 논문은 원자력발전소 사고관리 방안의 평가를 위하여인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis: HRA)을 수행하고, 그 문제점을 보완하기 위하여 가능한 오류에 대한 정성적인 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)과정을 추가하였다. 인적오류 분석의 기본 체계(framework)를 기법들을 검토하여 사고관리 방안 평가에서 인적오류의 가능성을 분석하는 절차와 대표적인 사례에 대한 분석 결과을 예시하였다.
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)
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[게시일 2004년 10월 1일]
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