• 한국복합재료학회:학술대회논문집
• /
• 한국복합재료학회 2005년도 춘계학술발표대회 논문집
• /
• pp.172-175
• /
• 2005

The numerical simulation is performed for the acoustic emission and the wave propagation due to fiber breakage in single fiber composite plates by the finite element transient analysis. The acoustic emission and the following wave motions from a fiber breakage under a static loading is simulated to investigate the applicability of the explicit finite element method and the equivalent volume force model as a simulation tool of wave propagation and a modeling technique of an acoustic emission. For such a simple case of the damage event under static loading, various parameters affecting the wave motion are investigated for reliable simulations of the impact damage event. The high velocity and the small wave length of the acoustic emission require a refined analysis with dense distribution of the finite element and a small time step. In order to fulfill the requirement for capturing the exact wave propagation and to cover the 3-D simulation, we utilize the parallel FE transient analysis code and the parallel computing technology.

• 한국안전학회지
• /
• 제20권2호
• /
• pp.61-66
• /
• 2005

This paper presents an human reliability assessment(HRA) for a installation task of the temporary power cable in construction fields. HRA is evolved to ensure that the workers could reliably perform critical tasks such as a process of the temporary power cable. Human errors are extremely commonplace, with almost everyone committing at least some errors every day. The considerable parts of electric shock accidents in the construction field are caused by a series of human errors. Therefore it is required to analyze the human errors contained in the task causing electric shock event, the event tree analysis(ETA) is adopted in this paper, and particularly human reliability was estimated for a installation task of the temporary power cables. It was assumed that the error probabilities of the human actions may be obtained using the technique for human error rate prediction(THERP). The results show that the predominant task on reliability in the cable installation tasks is check-out tasks and the probability causing electric shock by human errors was calculated as $1.0\times10^{-9}$.

• 정보처리학회논문지D
• /
• 제13D권2호
• /
• pp.147-156
• /
• 2006

이벤트 로깅은 시스템 및 네트워크 관리에 있어 그 역할이 증대되고 있으며, syslog는 해당 분야에 있어 사실상의 표준으로 사용되고 있다. 그러나 대부분의 로그 분석은 반구조적 특징을 보이는 로그 형식으로 인하여 빈번히 출현하는 패턴에만 집중하고 있다. XML은 syslog 데이터를 구조화하는 데 있어 유용한 방식을 제공하고 정보 탐색을 용이하게 해 준다. 하지만 이전의 XML 형식들 및 어플리케이션들은 로그 데이터를 위한 순위 기반 검색이나 유사도 측정 등과 같은 의미론적 접근에 적합하지 않다. 본 논문에서는 XML 기반의 순위 키워드 검색 기법을 기초로, 새로운 로그 데이터 모델링을 통해 syslog 데이터를 위한 XML 트리 구조를 제안한다. 그리고 기존의 XML 구조보다 의미론적 검색에 적합함을 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권9호
• /
• pp.2888-2898
• /
• 2021

Vital area identification (VAI) is an essential procedure for the design of physical protection systems (PPSs) for nuclear power plants (NPPs). The purpose of PPS design is to protect vital areas. VAI has been improved continuously to overcome the shortcomings of previous VAI generations. In first-generation VAI, a sabotage fault tree was developed directly without reusing probabilistic safety assessment (PSA) results or information. In second-generation VAI, VAI model was constructed from all PSA event trees and fault trees. While in third-generation VAI, it was developed from the simplified PSA event trees and fault trees. While VAIs have been performed for NPPs in full-power operations, VAI for NPPs in low-power and shutdown (LPSD) operations has not been studied and performed, even though NPPs in LPSD operations are very vulnerable to sabotage due to the very crowded nature of NPP maintenance. This study is the first to research and apply VAI to LPSD operation of NPP. Here, the third-generation VAI method for full-power operation of NPP was adapted to the VAI of LPSD operation. In this study, LPSD VAI for a few plant operational states (POSs) was performed. Furthermore, the operation strategy of vital areas for both full-power and LPSD operations was discussed. The LPSD VAI method discussed in this paper can be easily applied to all POSs. The method and insights in this study can be important for future LPSD VAI that reflects various LPSD operational states. Regulatory bodies and electric utilities can take advantage of this LPSD VAI method.

• 한국안전학회지
• /
• 제34권3호
• /
• pp.102-110
• /
• 2019

This paper describes the work and results of the preliminary Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a research reactor in the design phase. This preliminary PSA was undertaken to assess the level of safety for the design of a research reactor and to evaluate whether it is probabilistically safe to operate and reliable to use. The scope of the PSA described here is a Level 1 PSA which addresses the risks associated with core damage. After reviewing the documents and its conceptual design, eight typical initiating events are selected regarding internal events during the normal operation of the reactor. Simple fault tree models for the PSA are developed instead of the detailed model at this conceptual design stage. A total of 32 core damage accident sequences for an internal event analysis were identified and quantified using the AIMS-PSA. LOCA-I has a dominant contribution to the total CDF by a single initiating event. The CDF from the internal events of a research reactor is estimated to be 7.38E-07/year. The CDF for the representative initiating events is less than 1.0E-6/year even though conservative assumptions are used in reliability data. The conceptual design of the research reactor is designed to be sufficiently safe from the viewpoint of safety.

• 한국안전학회지
• /
• 제36권3호
• /
• pp.66-73
• /
• 2021

This report documents the results of an at-power internal events Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a Korea research reactor (KRR). The aim of the study is to determine the accident sequences, construct an internal level 1 PSA model, and estimate the core damage frequency (CDF). The accident quantification is performed using the AIMS-PSA software version 1.2c along with a fault tree reliability evaluation expert (FTREX) quantification engine. The KRR PSA model is quantified using a cut-off value of 1.0E-15/yr to eliminate the non-effective minimal cut sets (MCSs). The final result indicates a point estimate of 4.55E-06/yr for the overall CDF attributable to internal initiating events in the core damage state for the KRR. Loss of Electric Power (LOEP) is the predominant contributor to the total CDF via a single initiating event (3.68E-6/yr), providing 80.9% of the CDF. The second largest contributor is the beam tube loss of coolant accident (LOCA), which accounts for 9.9% (4.49E-07/yr) of the CDF.

• International Journal of Computer Science & Network Security
• /
• 제24권4호
• /
• pp.179-191
• /
• 2024

With the advancement of modern technology, cyber-attacks are always rising. Specialized defense systems are needed to protect organizations against these threats. Malicious behavior in the network is discovered using security tools like intrusion detection systems (IDS), firewall, antimalware systems, security information and event management (SIEM). It aids in defending businesses from attacks. Delivering advance threat feeds for precise attack detection in intrusion detection systems is the role of cyber-threat intelligence (CTI) in the study is being presented. In this proposed work CTI feeds are utilized in the detection of assaults accurately in intrusion detection system. The ultimate objective is to identify the attacker behind the attack. Several data sets had been analyzed for attack detection. With the proposed study the ability to identify network attacks has improved by using machine learning algorithms. The proposed model provides 98% accuracy, 97% precision, and 96% recall respectively.

• 한국화재소방학회논문지
• /
• 제31권6호
• /
• pp.67-73
• /
• 2017

항공기 정비 격납고는 고가의 항공기를 보관하거나 정비, 점검등을 하는 건축물로 화재발생 빈도는 낮지만 화재발생 시 인적, 물적 피해가 매우 클 수 있다. 따라서 본 연구에서는 Fault tree를 이용하여 현재 운용중인 항공기 정비 격납고 소화시스템의 화재 안전성에 대한 정성적 분석을 시행하고, 도출된 기본사상에 대한 고장률 자료를 활용하여 정량적 분석을 실시한 후 정상사상의 발생 확률에 대한 Minimal cut set의 중요도를 분석하였다. Minimal cut set에 의한 정성적 분석결과 항공기 격납고 포헤드 소화시스템의 화재제어 실패로 대형화재로 확대될 수 있는 사고경로는 14개라는 것을 알 수 있었다. 또한 정량적인 분석 결과 대형화재로 확대될 확률은 $2.08{\times}E-05/day$이며, Minimal cut set의 중요도 분석 결과 화재 발생 시 4개의 Minimal cut set 즉, 구역별 화재 감지기 및 포헤드 동작과 항공기 날개 및 Fire plume에 의한 소화약제 차단이 동일하게 24.95%로 대형화재로 확대될 가능성의 대부분을 차지하였으며, 항공기 정비 격납고의 포헤드 소화시스템은 항공기 날개 하부화재에 대한 적응성이 없어 개선이 필요한 것으로 Fault tree를 이용하여 처음 확인하였다.

• 한국항해항만학회지
• /
• 제40권6호
• /
• pp.391-400
• /
• 2016

최근 우리나라 연근해에서 발생한 몇 건의 대형 해양사고에서, 신속하고 체계적인 초기대응이 사고 전개양상과 사고결과에 얼마나 큰 영향을 미치는지를 확인하였다. 또한, 이를 통해 다양한 해양사고 상황에 대한 정확한 정보와 전개될 수 있는 시나리오, 적용 가능한 사고대응 방법들에 대한 정보를 신속하게 확보하는 것이 해양사고 초기대응을 위하여 무엇보다 중요함을 알 수 있었다. 이러한 현실적인 문제를 해결하기 위한 일환으로, 본 연구에서는, '위험도기반 초기대응 지원 시스템'의 개념을 제시하고, 해양사고 이후 전개 가능한 모든 시나리오와 적용 가능한 사고대응 방법들을 식별하기 위하여 사건전개 시나리오 식별 브레인스토밍 기법을 제안하였으며, 식별된 사고대응 방법들의 적용으로 인한 피해저감 효과 등을 정량화하기 위하여 사건수목분석 (Event Tree Analysis: ETA) 기법을 활용한 사건전개수목을 제안하였다. 그리고 각각의 사고대응 방법에 대한 상세분석을 위해서는 PERT/CPM의 사용을 제안하였다. 또한, 상기 제시한 위험도기반 초기대응 지원시스템의 구성 체계를 설명하기 위하여, 유조선 좌초사고에 대한 사고대응 작업을 예로 간략한 위험도분석 작업을 수행하였다.

• 한국가스학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.43-51
• /
• 2017

국내 냉동제조시설에서 암모니아 누출사고가 여전히 발생하고 있음을 볼 수가 있다. 암모니아는 가연성가스 및 독성가스이므로 사고 발생할 때 인체와 생태계에 큰 피해를 일으킬 수 있다. 국내 냉동제조시설의 암모니아 사고유형을 파악한 후 사고시나리오를 선정하여 피해범위를 산정하고 사고 빈도와 위험도를 분석하여 사고 피해를 최소화하는 대책 수립이 필요하다. 본 연구에서는 정량적 위험성 평가(QRA: quantitative risk assessment)의 분석 방법에 따라 암모니아 냉동시스템의 리시버 탱크에 대한 위험도를 분석하였다. 시나리오 분석 조건은 화학물질관리법에서 정하는 '사고시나리오 선정에 관한 기술지침' 및 미국 화학공정안전센터(CCPS: center for chemical process safety)의 가이드라인에 따라 정하였다. DVN사의 SAFETI 프로그램을 활용하여 시나리오에서 선정된 모든 사고 영향범위를 산정하고 빈도 분석을 통하여 리시버 탱크에 대한 위험도를 도출하였다. 빈도 값은 사건수 분석(ETA: event tree analysis)기법과 Part count 기법을 활용하였다. 연구 결과 암모니아 냉동시스템의 개인적 위험도는 7.71E-04/yr으로 도출되었으며, 사회적 위험도 1.17E-03/yr으로 도출되었다. 도출된 위험도는 국제 화재방지협회 (NFPA: national fire protection association)의 ALARP (as low as reasonably practicable) 범위를 적용하여 위험도의 적합성을 확인하였으며, 본 연구에서 제안한 위험도 산정 방법이 사고 피해 최소화 방안을 모색하는데 활용된다면 보다 좋은 결과가 도출될 것으로 판단된다.