• 전기의세계
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• 제52권9호
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• pp.24-32
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• 2003

원전에서 사용되는 계측제어계통 기기들의 국산화를 위하여 수행중인 KNICS 사업의 개발내용을 요약하였다. 본 연구개발은 계측제어계통 구성의 근간이 되는 핵심 기기를 PLC와 DCS로 선정하여 국산화하고, 이를 기반으로 원전에서 요구되는 각종 보호계통, 제어계통 및 감시계통 캐비닛을 개발한다. 원전 적용시 필수적으로 거쳐야 하는 인허가 획득을 위하여 개발요건 수립에서부터 기기검증에 이르기까지 체계적인 계획하에 개발을 추진중에 있으며, 개발결과는 국내 후속원전 건설 및 기존 원전의 기기교체 시 사용가능할 것으로 기대한다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2006년도 제37회 하계학술대회 논문집 D
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• pp.1761-1762
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• 2006

지금까지 원전 계측제어계통은 안전을 위한 보수적인 설계기준을 적용하여 아날로그 기기를 사용하여 설계되었다. 그러나 최근에는 아날로그 기기의 생산 중단으로 기기 및 장비의 예비품 조달에 어려움을 겪게 되었고, 점차 복잡하면서도 편리한 기능에 대한 사용자 요구로 인해 디지털 기기의 사용이 확대되고 있는 추세이다. 프로그램 가능한 논리제어기 (Programmable Logic Controller:PLC)는 기존의 산업체에서 널리 사용되고 있지만, 높은 수준의 안전성 기준 때문에 일부 극소수의 PLC만이 원자력에 적용되고 있는 실정이다. 최근 국내에서도 원전 안전등급의 보호, 제어 및 감시계통에 디지털 기기의 적용을 위해 많은 노력을 하고 있다. 원전 계측제어계통의 디지털화는 부품 단종 및 설비 노후화 문제 등을 해결할 수 있는 장점이 있는 반면에 디지털화로 인한 새로운 안전 현안이 제기될 수 있다. PLC를 기반으로 하는 원전 계측제어계통은 안전등급의 보호, 제어 및 감시 기능을 수행하게 되므로, 고신뢰도 소프트웨어 적용등의 안전계통 개발에서 요구하는 요건을 만족해야 한다. 따라서 상용 또는 신규 개발되는 PLC를 사용하여 발전소보호계통을 구현할 경우에 적용 가능한 기술기준 및 계통요건이 필요하다. 본 논문에서는 발전소보호계통에 적용하기 위한 PLC 평가 항목을 개발하고, 각 부분별 평가 항목에 대해 소개한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.279-284
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• 1998

SMART 제어반 구현에 필수기기인 소프트제어기를 기존 제어입력장치 설계에 적용된 규제요건이나 설계지침을 만족하도록 개발한다. 그러나 이를 위해서는 현재 원자력 분야 MMIS 개발의 현안인 디지틀 계측제어기술 적용과 인간공학적 설계절차 반영, 그리고 공통의 운전원 연계기기 사용에 따른 기기의 신뢰성확보와 기기의 단일고장 대처방안 마련 등이 해결하여야 할 핵심사항이다. 따라서 본 연구에서는 이러한 주요 현안을 검토, 분석하여 SMART 제어반의 소프트제어기의 개발개념을 설정하고 설계요건과 구조를 개발하였다.

• 정보보호학회지
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• 제22권5호
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• pp.28-34
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• 2012

원자력발전소(원전) 계측제어시스템은 원전을 안전하게 운전하기 위해 계측, 제어 및 보호, 감시 기능을 수행하는 설비로서, 2000년대에 들면서 아날로그 기술에서 컴퓨터와 데이터통신망을 기반으로 하는 디지털 기술로 변하고 있다. 디지털 기술의 도입은 원전에 많은 이점을 부여하였지만 한편으로는 최근 이란 핵시설 및 중국에서 발생한 사이버 사고를 통해 디지털 계측제어시스템이 사이버공격으로부터 취약함이 입증되었다. 이에 따라 사이버보안 기술을 도입하여 원전의 안전성을 확보하기 위한 방안이 요구되고 있다. 하지만 원전 계측제어시스템의 최상위 설계요건으로 요구되는 안전성 확보는 복잡한 기기검증 절차와 긴 시간이 요구되는 인허가 과정 등으로 인해 사이버보안 기술을 적용하는데 많은 어려움이 따른다. 본 논문에서는 원전 계측제어시스템의 특성을 살펴보고 현재 국내외에서 개발 및 적용중인 원전 사이버보안 기술동향을 소개한다.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2007년도 춘계학술발표논문집
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• pp.154-157
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• 2007

본 논문에서는 컴퓨터로 정밀 계측기기들을 자동 제어하고 데이터를 측정하기 위하여 기존의 상용 프로그램을 사용하지 않고 Excel VBA(Visual Basic for Applications)를 이용하는 방법에 대하여 연구 하였다. 이는 반복측정 및 통계적 수치계산 등에서 많은 장점을 지니고 있어 수많은 국가교정기관 및 일반 산업체에서 유용하게 사용될 수 있으리라 사료된다.

• 전기저널
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• 통권296호
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• pp.62-68
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.239-243
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• 1997

상용기기(Commercial Grade Item CGI)란 구조물, 시스템, 콤포넌트 또는 그것들의 일부분을 구성하는 것으로써 안전기능(safety function)에 영향을 미치지만 basic component로써 설계되거나 제작되지 아니한 것을 의미한다 즉, ASME/NQA-1 Appendix B의 엄격한 품질보증 프로그램 하에서 설계되고 제작되지 아니한 것으로써 원전 이외의 분야에서 상용적으로 널리 사용되고 있는 기기들을 의미한다. 본 논문에서는 이러한 원전 안전등급 분류기준 Non-Nuclear System(NNS) Simple에 해당되는 Non-Safety CGI를 Safety Application의 Nuclear Grade Item으로 사용하기 위한 CGI 평가 및 승인 절차를 제안하고 새로운 CGI 생명주기 모델을 제시하였다. 본 논문에서 제시한 CGI Dedication 절차 및 CGI 생명주기 모델은 우리나라 원전 계측제어계통의 디지털 upgrade plan 및 교체, 신규원전 상용기기 평가방법론에 적용할 수 있을 것이다. CGI Dedication은 10여년전부터 원자력계가 고민해온 분야로써 원전 계측제어계통의 디지털화에 따라 상용 (Commercial Off The Shelf : COTS) 소프트웨어의 승인과 함께 전세계적으로 hot issue가 될 만큼 활발한 연구와 논의가 현재 진행되고 있는 분야이다.

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• 제2권4호
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• pp.549-556
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• 2016

CVR은 계통의 전압을 감소시켜 소비 전력을 줄이는 기술로, 과거 많은 실증과 연구가 진행되어 왔다. 최근, SCADA 기반 또는 AMI 기반의 VVC가 개발되면서 CVR이 중요한 운영 방식이 되었다. CVR은 다양한 계측기를 사용하여 폐루프 제어(closed loop control)방식으로 최적 VVC제어 지령치를 결정한다. 본 논문에서는 전압 계측기반 CVR제어 알고리즘 개발 및 검증을 위한 RTDS-MATLAB 연동 환경을 구현하였다. RTDS를 이용하여 배전 계통의 전압제어기기들을 모델링하고 MATLAB으로 RTDS의 모의 계통의 전압을 계측하고 제어할 수 있는 제어기를 구성하였다. 무효전력 제어기기인 캐패시터는 계통의 전압을 평탄화하고 계통의 전압 기반으로 OLTC의 탭 제어를 하여 계통의 전압을 낮추는 제어 알고리즘을 MATLAB을 통해 구현하였다. 시뮬레이션을 통해 제안한 시스템을 검증하였다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2020년도 춘계학술발표대회
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• pp.292-294
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• 2020

원자력 발전소의 계측제어시스템에 디지털 관련 기술이 적용되면서 사이버보안 위협이 증가하였고, 이에 따라 사이버보안 위협의 대응은 중요한 현안이 되었다. 하지만, 실제 운영중인 원자력 발전소에 침투 시험은 불가능하기 때문에 테스트베드를 구축 및 활용하여 사이버보안 위협을 분석해야 한다. 계측제어시스템의 비안전계통은 디지털 기반의 제어기기와 통신망이 사용되기 때문에 안전계통보다 많은 사이버보안 취약점이 존재한다. 본 연구에서는 비안전계통인 다양성보호계통을 위한 테스트베드의 구성과 취약점 확인을 위한 공격, 그리고 대처 방안에 대해 논의한다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
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• pp.1760-1761
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• 2011

원자력발전기술원은 발전정지 관련계통 제어케비넷 내에 장착된 제어용 기기들의 다중화 설계변경 활동을 지원하고 관련 기기의 배선상태 등의 육안점검을 통해 취약성 여부를 최종 확인하기 위하여 국내 Westinghouse형 원전 계측제어 케비넷 점검을 수행하였다. 또한 관련 설계변경에 대한 신뢰도평가 기술지원도 함께 수행하여 해당 설계변경이 설비의 신뢰도 향상에 효과가 있는지를 정량적으로 평가하고자 하였다. 이에 따라 원자로냉각재펌프(RCP, Reactor Coolant Pump) 제어 채널의 다중화 개선에 대하여 설계변경 전후의 기기 배열 변화에 따른 계통 신뢰도 변화를 대표유형 기기의 고장률에 근거하여 분석하였다. 고장수목을 이용하여 설계변경 전후의 RCP 고장정지로 인한 발전정지를 유발하는 고장조합을 도출하고, 고장정지 확률 변화를 정량화 하였다. 또한 기기 보호 측면에서 펌프 보호를 위한 신호를 출력하지 못하는 경우를 정량화하여 이를 비교하였다.