초록 ▼

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
1. 연구개발 범위
- 앞서 설명한 바와 같이, 본 과제의 목적은 일상직무를 대상으로 한 HiRITER 개발 및 과도상황 대응관련 인적유발사건 평가기술의 개발임.
- 따라서 필요한 요소기술들이 과제 전반에 걸쳐 개발되었음.
2. HiRITER 개발을 위한 요소기술
- HiRITER 개발을 위해 필요한 요소기술은 다음 그림을 통해 설명될 수 있음.
ㆍ예를 들어, 임의의 시험 또는 정비 절차서 P는 여러개의 세부직무로 구성되어 있다고 가정할 수 있음.
ㆍ이때, 직무 A

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
1. 연구개발 범위
- 앞서 설명한 바와 같이, 본 과제의 목적은 일상직무를 대상으로 한 HiRITER 개발 및 과도상황 대응관련 인적유발사건 평가기술의 개발임.
- 따라서 필요한 요소기술들이 과제 전반에 걸쳐 개발되었음.
2. HiRITER 개발을 위한 요소기술
- HiRITER 개발을 위해 필요한 요소기술은 다음 그림을 통해 설명될 수 있음.
ㆍ예를 들어, 임의의 시험 또는 정비 절차서 P는 여러개의 세부직무로 구성되어 있다고 가정할 수 있음.
ㆍ이때, 직무 A 수행 시 누락오류 발생 가능성이 높고 그 결과 닫혀져 있는 밸브가 열리는 상황이 발생할 수 있는 반면, 직무 B 수행 시 오대상 선택 오류로 인해 현재 열려져 있는 밸브 2개가 닫히는 상황을 가정해 볼 수 있음.
- 만일 아래의 정보를 얻을 수 있다면 직무 A 및 B에 대한 상대적 중요도 평가를 통해 고위험 유발가능 직무를 효과적으로 구별할 수 있음.
ㆍ직무 A 및 B에 대한 연간 수행빈도
ㆍ직무 수행 시 예상되는 인적오류 유형 및 가능성
ㆍ인적오류로 인한 출력영향 (the loss of electrical power)이나 리스크 영향 (CCDF; conditional core damage frequency)
- 이러한 측면에서, 다음과 같은 요소기술이 HiRITER 개발을 위해 개발됨.
ㆍ시험 및 정비직무 관리지원 시스템 (FIXPERTS; fixed and periodic test support system) [본문 3.4절 참고]
ㆍ인적오류 유형 예측 및 정량평가 시스템 (m-HRA; maintenance HRA)[본문 3.8절 참고]
ㆍ발전소 출력 및 리스크 영향 평가 시스템 [본문 3.6절 참고]
ㆍ세부 요소기술간 통합을 위한 PSI (PEPSE supporting interface) [본문 3.9절 참고]
3. 원전 과도상황 대응관련 인적유발사건 평가기술 개발을 위한 요소기술
- 과도상황 대응관련 인적유발사건 평가기술을 개발하기 위해서는 원전의 비정상 상황에 대한 주제어실 운전조의 대응자료가 필요함.
- 따라서 원전의 full-scope 시뮬레이터를 활용하여 비정상 상황을 모의한 후 필요한 자료를 수집 및 분석하여 다음과 같은 요소기술을 개발함.
ㆍ비정상 대응관련 운전조 의사소통 품질 평가기술 [본문 3.3절 참고]
ㆍ과도상황 대응관련 인적유발사건 분석기술 [본문 3.10절 참고]
4. 상세 연구내용
- 본 과제의 과제제안 요구서 (RFP)에 설정된 연구내용이 연구목적 달성을 위해 어떤 연관관계를 갖고 수행되었는지를 요약한 내용은 다음 표 및 그림과 같이 요약될 수 있음.

Abstract ▼

III. Scope and Contents
In order to fulfill the objective of this project, four kinds of research activities have been considered. First, a systematical framework for the
analysis of human-induced events has been developed in association with developing the prediction method of plausible error

III. Scope and Contents
In order to fulfill the objective of this project, four kinds of research activities have been considered. First, a systematical framework for the
analysis of human-induced events has been developed in association with developing the prediction method of plausible error modes. In this activity, human-induced events indicate all kinds of events caused by human errors, such as an unplanned reactor trip, a partial loss of electricity and a component malfunction, which has occurred in the course of conducting daily tasks (i.e., maintenance, test, calibration, etc.). To this end, a systematic framework by which daily task related human-induced events can be characterized were developed. After that, a detailed analysis method that allows us to clarify the most plausible error modes pertaining to a given daily task was developed.
Second, a supporting tool by which the management of maintenance and testing activity of NPPs can be facilitated was developed. In the case of domestic NPPs, detailed procedures have been carried out based on predefined time periods because periodic testing and maintenance is one of the well-known strategies to secure the reliability of critical components.
Unfortunately, it is not easy to perform test/maintenance procedures because small number of operating personnel has to manage a huge amount of procedures. For this reason, a software tool called FIXPERTS (fixed and periodic test support system) has been developed in this project.
Third, analytical model by which the effect of human errors on the performance of NPPs can be evaluated was developed in order to identify the importance of daily tasks. For this reason, a fault tree based on both reactor trip signals and turbine trip signals has been developed in order to decide whether human errors are able to result in 100% loss of electricity (i.e., unplanned reactor trip) or not. In addition, in order to predict a partial loss of electricity, detailed evaluation model was developed based on a turbine cycle simulation tool called PEPSE (performance evaluations of power system efficiencies).
As for the last, a communication quality analysis method has been developed in this project because communication is very critical in coping with abnormal conditions. In other words, if operating personnel who are working in the main control room of NPPs have failed to properly conduct a series of tasks to cope with abnormal conditions, then it may result in either 100% or a partial loss of electricity. This means that a detailed method that allows us to distinguish the characteristic of communications among the operating personnel is one of the essential techniques in analyzing human factors related problems.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 요약서 ... 5
• 요약문 ... 6
• Summary ... 15
• Table of Contents ... 19
• 목차 ... 22
• 표 목차 ... 27
• 그림 목차 ... 29
• 제 1 장 연구개발과제 개요 ... 31
• 제 1 절 연구배경 및 필요성 ... 31
• 제 2 절 연구목적 및 내용 ... 32
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 36
• 제 1 절 국내 기술개발 현황 ... 36
• 제 2 절 국외 기술개발 현황 ... 37
• 제 3 장 연구개발내용 및 결과 ... 41
• 제 1 절 인적유발사건 조사를 통한 원인 및 상황요인 분류체계 개발 ... 42
• 1. 인적유발사건 조사 ... 42
• 2. 인적유발사건 상황요인 분류체계 개발 ... 42
• 가. 직무유형 ... 43
• 나. 발전소 운전상태 ... 44
• 다. 계통 및 기기 ... 45
• 라. 관련 작업 및 직무 ... 45
• 마. 인지기능 ... 45
• 3. 인적유발사건 원인분류 (오류모드) ... 46
• 제 2 절 정비/시험 직무 및 비정상 대응관련 인적유발사건 특성 분석 ... 49
• 1. 정비/시험직무 특성 및 유형 분석 ... 49
• 가. 오류유형 분류체계 ... 49
• 나. 오류유형 분석 결과 ... 49
• 2. 비정상 대응 관련 인적유발사건 특성 분석 ... 50
• 제 3 절 비정상 대응관련 의사소통 품질 분석기술 개발 ... 52
• 1. 비정상 대응 관련 시뮬레이터 자료 수집 및 분석 ... 52
• 가. 비정상 대응 훈련 자료 수집 ... 53
• 나. 비정상 대응 직무에 대한 운전조별 수행도 분석 ... 53
• 2. 커뮤니케이션 유형 분류체계의 개발 및 적용 ... 54
• 가. 확장형 분류체계의 개발 ... 54
• 나. 확장형 분류체계를 이용한 의사소통 분석 ... 55
• (1) 대분류/상세분류 분석 ... 56
• (2) Muti-Way 커뮤니케이션 분류 ... 56
• 3. 비정상 대응관련 의사소통 품질 평가 시스템 개발 ... 58
• 가. 운전원 대화 품질 평가 시스템 개발 ... 58
• (1) 의사소통 품질 평가 체계 ... 58
• (2) 의사소통 품질 평가 ... 59
• (3) 의사소통 품질 평가 모듈 ... 60
• 나. 운전원 의사소통 품질 평가 및 결과 분석 ... 61
• 제 4 절 정/주기 시험 관리요인 분석 및 지원 시스템 개발 ... 62
• 1. 정/주기 시험 수행 관련 현황 파악 ... 62
• 가. 월간 정/주기 시험계획 작성 ... 63
• 나. 시험 일정 변경 ... 64
• 다. 시험 수행 ... 64
• 2. FIXPERTS 요건 도출 ... 64
• 3. FIXPERTS 적합성 검증 ... 66
• 제 5 절 시험/정비 인적오류 예측 분석을 위한 수행영향인자 분석기술개발 ... 68
• 1. 기 발생 불시정지 사건의 분석 ... 68
• 2. 문헌 검토 ... 68
• 3. 인적오류예방 기법의 검토 ... 69
• 4. 오류모드별 영향인자 취합 ... 69
• 제 6 절 인적유발사건으로 인한 발전소 영향평가 ... 71
• 1. 개요 ... 71
• 2. 인적유발사건 관련 발전소 출력영향 평가 ... 72
• 가. 개요 ... 72
• 나. 모델 대상계통 선정 ... 72
• 다. PEPSE 모델 검증 ... 73
• 3. 인적유발사건으로 인한 발전소 트립영향 평가 ... 75
• 가. 원자로 및 터빈 정지신호 ... 75
• 나. 정지신호별 고장수목 (FT ... fault tree) 개발
• 다. 고장수목의 적용 ... 78
• 제 7 절 시험/정비 인적오류 유형 예측방법 개발 및 case study ... 80
• 1. 직무 특성 및 성격 분석 ... 80
• 2. 오류모드별 인적오류 분석 절차 ... 81
• 3. 인적오류 분석 절차의 사례적용 ... 86
• 제 8 절 인적유발사건 정량평가 기술 개발 ... 88
• 1. 수행영향인자 정량평가 절차 및 규칙 개발 ... 88
• 가. 대상 선택오류에 대한 정량평가 체계 ... 89
• (1) 누락오류(사전조치 누락 및 복귀조치 누락 공통)에 대한 정량평가 체계 ... 92
• (2) 작업방법 관련 부주의 조치에 대한 정량평가 체계 ... 93
• (3) 현장 오조치에 대한 정량평가 체계 ... 94
• 2. 시험/정비 인적유발사건에 대한 사례적용 및 적절성 검증 ... 95
• 가. 사례적용 및 검증 방법 ... 95
• 나. 검증 결과 ... 96
• 3. 정비/시험 관련 인적오류확률 정량화 도구(m-HRA Calculator) 개발 ... 98
• 제 9 절 고위험 유발가능직무 분석 시스템 개발 ... 100
• 1. 인적유발사건 리스크/성능 영향 정량평가 시스템(PSI) 개발 ... 100
• 가. 주요 기능 설계 ... 100
• 나. 원전 출력 평가 시스템 수행 절차 ... 101
• 다. 원전 출력 평가 시스템 구축 ... 102
• (1) 기기 자료 입력부 ... 102
• (2) 열출력 평가 엔진 구동부 ... 103
• (3) 결과 관리 (Output Manager) ... 104
• (4) P＆ID 도면 연동 기능 구현 ... 105
• 2. 고위험 유발가능직무 분석 시스템(HiRITER) 개발 ... 106
• 가. 시스템 개요 ... 106
• 나. 주요 기능 및 요구사항 설계 ... 108
• 다. HiRITER 시스템 구축 ... 109
• (1) 분석 모델의 추가 ... 109
• (2) 고위험 유발 가능 영향 평가 ... 110
• 제 10 절 과도상황 대응 직무 수행 특성 및 인적유발사건 평가기술 개발 ... 113
• 1. 과도상황 대응 직무 수행 특성 분석 ... 114
• 가. 과도상황 대응관련 운전원 직무 수행 특성 분석을 위한 방법론 선정 ... 114
• 나. 과도상황 대응관련 운전원 수행특성 분석을 위한 운전조 시뮬레이션 실험자료 수집/정리 ... 115
• 다. 운전원별 체크리스트를 이용한 과도상황 대응관련 운전원 수행 특성 분석 ... 116
• 라. 과도상황 대응관련 운전원 수행 특성 분석 결과 정리 ... 116
• 2. 과도상황 대응 관련 인적유발사건 평가 기술 개발 ... 118
• 가. 인적유발사건 평가 기술 개발 ... 118
• (1) HuRAM+ 및 HERA 시스템 ... 118
• (2) 과도상황 대응 인적유발사건 분석 절차 및 분류 체계 ... 120
• 나. HERA 및 HuRAM+ 사례분석 ... 123
• (1) HuRAM+와 HERA의 구조 비교 ... 123
• (2) HuRAM+과 HERA를 이용한 인적유발사건 사례 분석 ... 125
• (3) HuRAM+과 HERA의 비교 분석 ... 127
• 3. 직무복잡도 및 시간긴급성 평가기술 개발 ... 128
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 129
• 제 1 절 연구목표 달성도 ... 129
• 1. 1차년도 연구목표 달성도 ... 131
• 2. 2차년도 연구목표 달성도 ... 132
• 3. 3차년도 연구목표 달성도 ... 132
• 4. 4차년도 연구목표 달성도 ... 133
• 5. 5차년도 연구목표 달성도 ... 133
• 제 2 절 관련분야 기여도 ... 134
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 136
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 139
• 제 7 장 연구시설ㆍ장비 현황 ... 141
• 제 8 장 참고문헌 ... 142
• 첨부 A . 모형기반의 직무 복잡도 평가방법 개발 ... 147
• 첨부 B. 원전 과도상황 물리적 특성방법 개발 ... 151