1 | (A) computational model for evaluating the effects of cognitive factors on situation assessment of nuclear power plant operators = 원전 운전원의 상황인식에 대한 인지요소의 영향을 평가하기 위한 전산모형link Lee, Hyun-Chul; 이현철; et al, 한국과학기술원, 2010 |
2 | (A) methodology for a quantitative assessment of safety culture in NPPs based on bayesian networks = 베이지안 네트워크를 활용한 정량적 원전 안전문화 평가방법론 개발link Kim, Young-Gab; 김영갑; et al, 한국과학기술원, 2017 |
3 | (A) methodology for developing high-integrity knowledge base using document analysis and ECPN matrix analysis with backward simulation = 문서분석 및 ECPN 행렬분석과 역방향 모사를 이용한 건전한 지식베이스 개발방법link Park, Joo-Hyun; 박주현; et al, 한국과학기술원, 1999 |
4 | (A) model for quantification of resilience to recover from emergency situations in nuclear power plants = 원자력발전소 비상상황 복구를 위한 레질리언스 정량화 모델link Kim, Ji Tae; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
5 | (A) quantitative study on the effects of unexpected plant conditions to an operator's diagnosis error = 예기치 않은 발전소 상황이 운전원의 진단 오류에 미치는 영향에 관한 정량화 연구link Kim, Tae Jin; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
6 | (A) retrieval methodology for similar NPP limiting conditions for operation cases based on domain specific natural language processing = 원자력 도메인에 특화된 자연어처리 기반 운전제한조건 유사 사례 검색 방법론link Seong, Nokyu; Lee, Jeong Ik; 이정익; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2023 |
7 | (A) study on quantification of the information flow and effectiveness of information aids for diagnosis tasks in nuclear power plants = 원자력발전소의 진단업무를 위한 정보흐름의 정량화 및 정보지원의 효과에 관한 연구link Kim, Jong-Hyun; 김종현; et al, 한국과학기술원, 2004 |
8 | (An) information theory based approach for quantitative evaluation of man-machine interface complexity = 정보이론을 이용한 인간-기계 인터페이스 복잡도의 정량적 평가에 관한 연구link Kang, Hyun-Gook; 강현국; et al, 한국과학기술원, 1999 |
9 | (An) integrated environment of software development and V&V for PLC based safety-critical systems = PLC기반 필수안전시스템을 위한 소프트웨어 개발 및 확인검증 통합환경에 관한 연구link Koo, Seo-Ryong; 구서룡; et al, 한국과학기술원, 2005 |
10 | Automatic test pattern generation for stuck-at and delay faults in combinational circuits = 조합논리회로의 정적 및 동적고장에 대한 자동검사입력단 생성에 관한 연구link Kim, Dae-Sik; 김대식; et al, 한국과학기술원, 1998 |
11 | Dependability assessment of nuclear digital systems using function theory and fault injection experiment = 이산함수이론과 결함주입방법을 이용한 디지털 시스템의 신뢰도 평가에 관한 연구link Choi, Jong-Gyun; 최종균; et al, 한국과학기술원, 2001 |
12 | Design of fuzzy learning control systems for steam generator water level control = 증기발생기 수위제어를 위한 퍼지학습 제어시스템 개발에 관한 연구link Park, Gee-Yong; 박기용; et al, 한국과학기술원, 1996 |
13 | Development and application of axially variable strength control rods for power maneuvering of pressurized water reactors = 가압경수로의 출력 변경을 위한 축 방향 불균일 강도 제어봉의 개발 및 적용link Kim, Ung-Soo; 김웅수; et al, 한국과학기술원, 2003 |
14 | Development and quantitative effect estimation of an integrated decision support system to aid operator’s cognitive activities for NPP advanced main control rooms = 원자력발전소의 차세대 주제어실을 위한 운전원의 인지단계를 지원하는 통합된 운전지원시스템의 개발과 정량적인 평가link Lee, Seung-Jun; 이승준; et al, 한국과학기술원, 2007 |
15 | Development of a methodology for determining early SAMG entry condition considering operator action time in NPPs = 운전원 조치 시간을 고려한 원전 중대사고관리지침서의 조기 진입 조건 결정 방법론 개발link No, Young Gyu; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2019 |
16 | Development of a monitoring system for the data integrity of reactor protection system using blockchain technology = 블록체인 기술을 이용한 원자로보호계통의 데이터 무결성 모니터링 시스템 개발link Choi, Moon Kyoung; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
17 | Development of a novel data-driven NPP simulation method based on physics informed neural network for dynamic PSA application = 동적 확률론적 안전성 평가를 위한 새로운 데이터 기반의 시뮬레이션 프레임워크 구축에 대한 연구link Chae, Young Ho; Lee, Jeong Ik; 이정익; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2023 |
18 | Development of a novel method for validating severe accident management guidelines (SAMGs) using colored petri nets tool (CPN tool) = CPN tool을 이용한 중대사고관리지침서 신검증방법 개발link Lee, Young Seung; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
19 | Development of a nuclear power plant safety and cyber security combined risk analysis method based on probabilistic safety assessment = 확률론적 안전성 평가 방법론에 기반한 원전 안전-사이버 보안 통합 위험도 분석 방법 개발link Han, Sang Min; Lee, Jeong-Ik; 이정익; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2021 |
20 | Development of a quantitative estimation method for determining optimized automation rate in nuclear power plant = 원자력 발전소의 자동화 도입 최적화를 위한 정량적 평가방법론 개발link Lee, SeungMin; 이승민; et al, 한국과학기술원, 2015 |
21 | Development of a quantitative safety assessment method for nuclear I&C systems including human operators = 운전원을 포함한 원전계측제어시스템의 정량적 안전성 평가 방법 개발link Kim, Man-Cheol; 김만철; et al, 한국과학기술원, 2004 |
22 | Development of a signal recovery method for multiple instrumentation signal failure cases in nuclear power plants = 원전 다중 계측 신호 고장 상황을 위한 신호 복원 방법론 개발link Kim, Seung Geun; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
23 | Development of an integrated cyber attack response support system based on NPP security state estimation = 원전 보안 상태 추정 기반의 사이버 공격 통합 대응 지원 시스템 개발link Lee, Chanyoung; Lee, Jeong Ik; 이정익; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2022 |
24 | Development of an integrated evaluation model of technical and non-technical skills for nuclear power plant operation teams = 원자력 발전소 운전팀의 기술적/비기술적 기량의 종합적 평가모형 개발link Yim, Ho-Bin; 임호빈; et al, 한국과학기술원, 2014 |
25 | Development of an intuitive dynamic reliability analysis method to analyze sequence-dependent failures and various changes of operation modes in nuclear power plants = 원자력발전소 순서의존 고장 및 다양한 운전형태 변화 분석을 위한 직관적인 동적 신뢰도 분석기법 개발link Shin, Seung-Ki; 신승기; et al, 한국과학기술원, 2012 |
26 | Development of an objective team situation awareness measurement method for NPP MCR operation using a verbal protocol analysis = 의사소통분석을 이용한 원전 주제어실 운전 시 객관적 팀 상황인식 측정 방법론 개발link Lee, Seung-Woo; 이승우; et al, 한국과학기술원, 2013 |
27 | Development of human performance evaluation methods and systems for human factors validation in an advanced control room = 신형원전 주제어실 인적요소 검증을 위한 인적수행도 평가방법 및 평가시스템 개발link Ha, Jun-Su; 하준수; et al, 한국과학기술원, 2008 |
28 | Development of new methods for human reliability analysis = 원전 신형주제어실에서의 HRA 수행 시 운전원 진단오류확률 평가 방법론 및 정지/저출력 HRA 수행 시 PSF 평가 방법론 개발link Kim, Ar Ryum; 김아름; et al, 한국과학기술원, 2017 |
29 | Development of PWR feedwater controller using $H-\infinity$ loop-shaping techniques = $H-\infinity$ loop-shaping 기법을 이용한 가압경수형 원자력 발전소의 급수제어기 개발link Sohn, Jong-Joo; 손종주; et al, 한국과학기술원, 2010 |
30 | Dvelopement of MOV periodic performance verification system using power line signal analysis = 전력선의 신호분석을 통한 모터구동밸브 주기적 성능시험장치 개발link Jung, Jae-Cheon; 정재천; et al, 한국과학기술원, 2003 |
31 | Evaluation of availability of nuclear power plant dynamic systems using extended dynamic reliability graph with general gates (DRGGG) = 확장된 DRGGG를 활용한 원자력발전소 동적시스템의 가용도 평가link Lee, Eun Chan; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020 |
32 | Quantitative evaluation of software testability for specification in statechart and for source code = 상태차트 기반 소프트웨어 명세서와 소스코드에 대한 소프트웨어 시험성의 정량적 평가link Sohn, Se-Do; 손세도; et al, 한국과학기술원, 2004 |
33 | Reliability and cost modeling for periodically repairable components/systems in NPPs with consideration of maintenance human errors = 정비중 인간실수를 고려한 원자력발전소내의 주기적으로 정비 가능한 컴포넌트/시스템의 신뢰도 및 비용 모델링link Mohammad Khalaquazzaman; Khalaquzzaman; et al, 한국과학기술원, 2011 |
34 | SCHEME (soft control human error evaluation mEthod): a human reliability analysis method for evaluation of soft control human error in NPP advanced MCRs = 원전 신형주제어실 내 소프트제어 인적 오류평가를 위한 인간신뢰도 분석 방법 개발link Jang, Inseok; 장인석; et al, 한국과학기술원, 2015 |
35 | Signal pattern matching and automated algorithms for the loose parts monitoring system of the nuclear power plant = 원자력발전소 금속파편감시계통 신호의 패턴매칭과 자동화 알고리듬에 관한 연구link Chang, Young-Woo; 장영우; et al, 한국과학기술원, 2003 |
36 | State Token petri net modeling method for formal verification of computerized procedure execution flow = 전산화절차서 수행 흐름 정형 검증을 위한 상태 토큰 페트리넷 모델링 방법link Kim, Yun-Goo; 김윤구; et al, 한국과학기술원, 2012 |
37 | Verification and validation environment construction based on colored Petri Nets for NPP I&C software = 색깔있는 페트리 네트 기반의 원전 계측제어계통 소프트웨어 확인 및 검증 환경 구축에 관한 연구link Son, Han-Seong; 손한성; et al, 한국과학기술원, 2000 |