• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.177.1-177
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.439.1-439
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.513-513
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• 2003

• 한국안전학회지
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• 제18권2호
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• pp.86-91
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• 2003

The utility and the nuclear research institutes in korea have conducted research for improving inefficient requirements in technical specifications using the results of probability risk assessments and informations with risk. However, the guidance for reviewing the improved technical specifications has not been developed. The objective of this study is to develop a decision-making framework for investigating and reviewing the technical documents associated with the to changes of technical specification This study has developed a decision-making framework for reviewing the improvements of the RI-TS(Risk-Informed Technical Specifications). This work may contribute to enhancing both the safety and the efficiency of nuclear power plants by changing Technical Specifications proposed by the utility.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2006년도 춘계학술논문발표회 논문집
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• pp.139-144
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• 2006

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권3호
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• pp.221-230
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• 2005

This paper reviews the pivotal phases of the evolution of the current technology-dependent nuclear power safety regulation in the United States. Understanding of this evolution is essential to the development of any future regulatory paradigm, including the technology-neutral regulatory approach that the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) has recently embarked on to develop. The paper proposes and examines the implications of a predominately rationalist and best-estimate probabilistic regulatory framework called safety goals-driven performance-based regulation. This framework relies on continuous assessment of performance of a set of time-dependent safety-critical systems, structures and components that assure attainment of a broad set of technology-neutral protective, mitigative, and preventive goals. Finally, the paper discusses the steps needed to develop a corresponding technology-neutral regulatory system from the proposed framework.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.541-546
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• 2014

Probabilistic Safety Assessment (PSA) has been widely used to estimate the overall safety of nuclear power plants (NPP) and it provides base information for risk informed application (RIA) and risk informed regulation (RIR). For the effective and correct use of PSA in RIA/RIR related decision making, the risk estimated by a PSA model should be as realistic as possible. In this work, a best-estimate thermal-hydraulic analysis of loss-of-coolant accidents (LOCAs) for the Hanul Nuclear Units 3&4 is first carried out in a systematic way. That is, the behaviors of peak cladding temperature (PCT) were analyzed with various combinations of break sizes, the operating conditions of safety systems, and the operator's action time for aggressive secondary cooling. Thereafter, the results of the thermal-hydraulic analysis have been reflected in the improvement of the PSA model by changing both accident sequences and success criteria of the event trees for the LOCA scenarios.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.129-139
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• 2004

의료 및 산업체에서 중형방사선 선원의 사용증가는 정규 및 사고시 작업자와 일반인에 대해 방사선 노출의 위험을 초래한다. 본 연구에서는 중형 의료용 선원을 사용하는 $^{99m}Tc$ 발생기에 대한 위험도 평가를 수행하였다. 사건수목기법을 활용하여 국내 현실에 적합한 시나리오를 도출하였으며, 정규 및 사고시로 나누어 작업자와 일반인에 대해서 몬테칼로 기법에 의거한 불확실성 분석을 수행하였다. 아울러 위험도결과에 가장 영향을 미치는 인자를 알아보기 위해 5가지 독립변수에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 빈도수의 기여로 인해 정규작업에 대한 위험도가 사고시 위험도보다 높게 평가되었다. $^{99m}Tc$ 발생기의 경우 정규작업 시 작업자 $0.6mSvy^{-1}$, 일반인 $0.014mSvy^{-1}$ 이며 사고시 작업자 $3.96mSvy^{-1}$, 일반인 $0.0016mSvy^{-1}$로 평가되었다. 정규작업 보다 사고시의 불확실성 범위가 10배 정도 더 높게 나타났다. 또한 민감도 분석 결과 선원의 강도, 작업거리, 작업시간이 위험도에 가장 영향을 미치는 인자로 나타났다. 이리한 위험도 평간 방법론과 결과는 중대형 선원에 대한 위험도 정보 활용 규제 (Risk-Informed Regulation)에 유용할 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.997-1005
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• 2018

The regulatory periodic safety inspection system is one of the most important methods for confirming the safety of nuclear power plants and the defense in depth in nuclear safety is the most important basic means for accident prevention and mitigation. Recently, a new regulatory technology based on risk-informed and safety performance has been developed and used in advanced countries. However, since the domestic periodic inspection system is being used in the same way over 30 years, it is necessary to know how the inspection contributes to the safety confirmation of the nuclear power plants. In this study, the domestic periodic inspection system currently in use was analyzed from the perspective of defense in depth in nuclear safety. In addition, the analysis results were compared to the U.S. NRC's safety inspection system to obtain consistency and lessons in this study. As a result of analysis, the NRC's safety inspections were distributed almost evenly at the all levels of defense in depth, while in the case of domestic inspection, they were heavily focused on the level 1 of defense in depth. Therefore, it appeared urgent to improve the inspection system to strengthen the other levels of defense in depth in nuclear safety.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권2호
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• pp.91-97
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• 2005

베이지안 기법은 객관적 자료 이외에 주관적 지식도 평가에 반영하는 특성으로 인해 최근 PRA에서 널리 사용되고 있다. 본 연구에서는 비파괴검사 장비 분실에 대한 방사선 위험도를 평가하기 위해 베이지안 기법을 활용하였다. U.S. NRC에서 제시한 선원분실 피폭 시나리오를 국내 실정에 맞게 재구성하였고 안전인자의 사고발생 확률에 국한하여 적용하였다. 사고발생 확률수정의 경우 Jeffreys사전분포를 사용한 결과가 모호사전분포를 사용한 결과보다 5 % 베이즈 하한치가 더 낮아서 방사선 사고와 같은 낮은 사고발생 확률을 가지는 시스템에 대한 위험도 평가에 적합하다. 위험도의 결과를 보면 일반인의 연간 예상되는 평균선량은 베이지안 기법이 고전적인 기법에 의거한 평가보다 높은 선량을 나타내는데 이는 수정된 안전인자 확률의 평균이 고전적 확률 참보다 높게 평가된 것에 기인한다. 국내의 경우 방사선 위험도 평가를 위한 자료구축이 미비한 바 베이지안 기법은 위험도 평가에 유용한 대안으로 활용할 수 있으며 이러한 연구는 위험도 정보-기반 규제에 기여할 것이다.