• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국해양정보통신학회 2000년도 추계종합학술대회
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• pp.534-538
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• 2000

The new-type measuring modules for unmanned remote supervisory system using mobile communication network have been designed in this study. Measuring modules consist of temperature measuring module, humidity measuring module and human body sensing module. And we will design a main part to collect and process informations of each modules, evaluate reliability of combined total system.

• 대한인간공학회:학술대회논문집
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• 대한인간공학회 1996년도 추계학술대회논문집
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• pp.111-118
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• 1996

THERP(Technique for Human Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 정량적인 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브 기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 함께 인적오류 의 기여도를 계산하였다. 본 눈문에서는 이 방법론이 원전, 개스밸브 기지 뿐만아니라 석유화 학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.

• 한국감성과학회:학술대회논문집
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• 한국감성과학회 2011년도 추계학술대회
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• pp.9-10
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• 2011

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.753-758
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• 1997

본 논문은 확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment) 에서 수행하고 있는 현존 인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis)의 현황과 기법의 한계점을 설명하고, 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)의 필요성과 그 내용을 제시하였다. 그리고, 현재까지 개발된 인적오류 분석 기법 중 7가지 기법을 간략히 소개하고, 각 기법의 적용 범위, 오류 분석 구조, 분석 대상, 오류 분석 범위, 기반 모형 둥에 대해서 상호 비교한 결과를 제시하였다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2002년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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• pp.231-236
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• 2002

급속한 산업의 발달에 따른 화학산업 시설의 공정 및 설비의 세분화는 대규모의 잠재 위험성을 증가시키며, 산업현장에서는 인간의 불안전한 행동 및 상태의 잠재위험으로 인한 중대재해 사고의 우려가 더 한층 증가하고 있다.(중략)

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2002년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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• pp.346-355
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• 2002

THERP (Technique for Human .Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가(PSA)시 운전원과 작업자의 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 합께 인적오류의 기여도를 계산하였다 본 방법론은 원전, 개스밸브기지 뿐만아니라 석유화학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류 평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.(중략)

• 대한산업공학회지
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• 제13권2호
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• pp.129-141
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• 1987

The possibility of human error in operation of nuclear power plant has been proved to be one of the most important factors for safety analysis. This study established the HRA methodology according to THERP steps for performing PRA(probabilistic risk assessment) of nuclear power plants and made two sample calculations : Availibility of auxiliary diesel generator, possibility of Davis-Bess #1 accident in 1985.

• 전자통신동향분석
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• 제8권3호
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• pp.39-52
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• 1993

This study involves a Common Cause Failure (CCF) problem on the ultra-high reliability required system development such as war game operations, nuclear power control, air traffic control, space shuttle missions, and large scale network communication system. The system situation problems are defined according to CCF, reliability and system fault identifications for the development cast verifications in the multi-version redundant software system. Then, CCF analysis of redundant system, system principles and statistical dependence are also described. This validation oh the CCF in the human software interaction system will notify software engineers to conceive what really is CCF contribution factor, not only the internal but the external ones.

• 제어로봇시스템학회논문지
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• 제16권6호
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• pp.601-607
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• 2010

For commercial success of emerging service robots, the fault tolerant technology for system reliability and human safety is crucial. Traditionally fault tolerance methods have been implemented in application level. However, from our studies on the common design patterns in fault tolerance, we argue that a framework-based approach provides many benefits in providing reliability for system development. To demonstrate the benefits, we build a framework-based fault tolerant engine for OPRoS (Open Platform for Robotic Services) standards. The fault manager in framework provides a set of fault tolerant measures of detection, isolation, and recovery. The system integrators choose the appropriate fault handling tools by declaring XML configuration descriptors, considering the constraints of components and operating environment. By building a fault tolerant navigation application from the non-faulttolerant components, we demonstrate the usability and benefits of the proposed framework-based approach.

• 한국안전학회지
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• 제12권4호
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• pp.143-152
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• 1997

Probabilistic Safety Assessment(PSA) is an engineering analysis of the possible contributors to the risk from a nuclear power plant. It consist of three phases named as Level 1, 2 and 3. Level 1 PSA mainly focused in this paper is the phase of system analysis which includes the development of accident scenarios and the frequency estimation of each scenario. It covers also the system reliability analysis, component data analysis, and human reliability analysis. PSA have become a standard tool in safety evaluation of nuclear power plants. The main benefit of PSA is to provide insights into plant design, performance and environmental impacts, including the identification of dominant risk contributors and the comparison of options for reducing risk.