• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.2007-2008
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• 2006

일반적으로 플랜트와 같은 대규모 설비의 공정제어를 실현하기 위해서는 분산제어시스템(DCS: Distributed Control System)을 사용하게 된다. 이 분산제어시스템은 여러 종류의 제어 및 감시 장비가 네트워크를 통하여 연결되고 맡은 기능을 포함하게 된다. 이러한 분산제어시스템을 사용하거나 개발하기 위해서는 계통을 구성하는 하드웨어 및 소프트웨어의 세부 기술특성 및 제원을 평가하는 것이 필요하다. 한국원자력연구소와 두산중공업은 원자력발전소의 공정제어계통에 사용한 상용 분산제어시스템의 기술적 평가항목과 권장되는 성능지표를 개발하였다. 이 논문은 개발된 평가항목과 제원을 분산제어시스템의 구성 요소별로 분리하여 서술한다.

• Journal of KIISE:Software and Applications
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• v.32 no.2
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• pp.108-118
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• 2005

The software of the nuclear power plant digital control system is a safety-critical system where many techniques must be applied to it in order to preserve safety in the whole system. Formal specifications especially allow the system to be clearly and completely specified in the early requirements specification phase, therefore making it a trusted method for increasing safety. In this paper, we discuss a systematic method, which generates PLC-based FBD programs from the requirements specification using NuSCR, a formal requirements specification method. This FBD programs takes an important position in design specification. The proposed method can reduce the possible errors occur in the manual design specification, and the software development cost and time. To investigate the usefulness of our proposed method, we introduce the fixed set-point rising trip example, a trip logic of BP in DPPS RPS, which is presently being developed at KNICS.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2000.07a
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.333-339
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• 1996

최근에 개량형 또는 수동형 발전소의 디지탈 보호계통에서 소프트웨어의 역할이 증가함에 따라 공통원인고장의 가능성이 중요한 관심사항이 되었다. 아날로그 보호계통에서는 공통원인고장 가능성이 없었으며, 비록 공통원인고장이 발생하더라도 부식과 조기마모와 같은 과정은 천천히 진행되므로 이제까지 큰 문제가 되지 않았다. 이러한 아날로그 설계의 특징은 컴퓨터를 이용한 소프트웨어를 포함하고 있는 디지탈계통에는 적용되지 않는다. 본 논문에서는 소프트웨어의 공통원인고장을 고려하여 원자로 보호계통의 적합성을 다양성 및 심층방어 측면에서 해석할 수 있는 방법론에 대하여 논의한다. 본 논문의 결과는 추후에 한국형 차세대 원자로(KNGR)의 계측제어계통 설계를 위하여 수행하여야 할 다양성 및 심층방어 해석의 방법론 정립에 도움이 될 것으로 예상된다.

• Journal of the Korea Safety Management & Science
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• v.14 no.3
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• pp.229-236
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• 2012

소프트웨어 기반의 시스템 설계과정에서 설계자가 고려해야 하는 요소들이 다양해지면서 시스템 설계가 점점 어려워지고 있다. 다양한 설계 요소들이 존재하지만 사용자의 특성 및 직무, 사용가능한 정보기술의 특성 등이 핵심적인 요소로 간주된다. 또한 정보기술이 발달하면서 인간과 시스템의 상호작용이 점점 인지적인 특징을 지니게 되었다. 따라서 사용성 높고, 효율적이면서 안전한 소프트웨어 기반의 시스템을 개발하기 위해서는 시스템 설계자가 사용자의 인지적인 요구사항 및 그들의 직무를 시스템 설계과정에서 체계적으로 다룰 수 있어야 한다. 그러나 소프트웨어 공학, 시스템 공학 및 인간-컴퓨터 상호작용 등에서의 전통적인 시스템 설계 방법은 이러한 설계자의 설계활동을 효과적으로 지원하는데 한계가 있었다. 그 대안으로 인지시스템공학(cognitive systems engineering; CSE)은 인간중심의 설계철학을 바탕으로 소프트웨어 기반의 복잡한 시스템 설계과정에서 설계자의 활동을 체계적으로 도와줄 수 있는 유용한 개념과 방법을 제공해주고 있다. CSE는 원래 사람이 실시간으로 감시 및 제어해야 하는 복잡한 사회기술적 시스템(예: 원자력발전소 및 공항관제소)의 분석, 설계 및 평가를 위해 태동한 학문이다. 그러나 CSE에서 제공하는 이론적 및 방법론적 프레임워크는 소프트웨어 기반의 시스템을 설계하는 데에도 유용하게 활용할 수 있는 충분한 가능성을 갖고 있다. 이 논문은 CSE의 근간을 이루는 핵심 개념 및 원칙을 고찰하고 소프트웨어 기반 시스템 설계에의 활용가능성 및 그 방안을 논의한다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2007.10b
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• pp.33-37
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• 2007

최근 디지털 컴퓨터와 정보처리기술의 발전과 더불어 원자력 발전소의 계측제어시스템과 같은 안전-필수 시스템에서도 디지털 기술을 채택하기 시작했다. 안전-필수 시스템에 사용되는 소프트웨어는 높은 신뢰도(dependability)가 요구된다. 소프트웨어의 신뢰도는 신뢰성(reliability), 안전성, 보안 등 다양한 속성들로 설명될 수 있다. 소프트웨어의 신뢰도 향상을 위한 프로세스는 결함예방프로세스, 결함허용프로세스, 결함제거프로세스 그리고 결함예측프로세스가 있으며 이들 프로세스는 소프트웨어 수명주기 초반부터 수행되어야 한다. 본 논문에서는 소프트웨어 신뢰도향상을 위한 신뢰도 프로세스 모델과 개발 단계별로 수행되어야 할 신뢰도 태스크를 제시한다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1993.04a
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• pp.69-77
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• 1993

원자력분야에서 인적요인의 검토, 평가, 개선의 필요성이 강조되고 있으나 인간공학 응용을 위한 기반기술의 미비로 인해 명시적 수단을 제공하지 못하고 있다. 본 연구는 인간공학적 응용수단의 하나인 운전원 모형을 개발하 기위하여, 그 첫 단계로 모형개발의 방향을 모색하였다. 원자력분야의 응용에 적합한 개발방향을 설정하기 위 하여, 첫째 모형화되어야 할 주요 운전원의 특성을 파악하였으며, 둘째 다른 응용분야와 원자력분야에서의 주요 모형개발사례를 조사분석하고, 셋째 모형화 방법론과 구현기법을 검토하였다. 그 결과, 중앙제어실 운전원을 대상 으로 진단(diagnosis)등 주요 직무수행에 나타나는 의사결정의 전략과 특성을 체계화하여 인지심리학적 기반이 확고한 개념모형(conceptual model)을 개발하고, 이를 전문가 시스템 개발도구(tool)에 의해 구체적인 소프트웨어로 구현함으 로써, 인적요인의 검토, 평가, 개선 등에 직접 활용가능한 시물레이션 수단(simulation tool)을 확보한다는 추진전략을 수립하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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• 2019.05a
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• pp.464-466
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• 2019

Controllers used in nuclear power plants require high reliability. A controller including a Field Programmable Gate Array (FPGA) and a Complex Programmable Logic Device (referred to hereinafter as FPGA) has been applied to many Nuclear Power Plants (NPP) in the past, including the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400), a Korean digital nuclear power plant. Initially, the FPGA was considered as a general IC (Integrated Circuit) and verified only by device verification and performance testing. In the 1990s, research on FPGA verification began, and until the FPGA became a chip, it was regarded as software and the software Verification and Validation (V&V) using IEEE 1012-2004 was implemented. Currently, IEC 62566, which is a European standard, has been applied for a lot of verification. This method has been evaluated as the most sensible method to date. This is because the method of verifying the characteristics of SoC (System on Chip), which has been a problem in the existing verification method, is sufficiently applied. However, IEC 62566 is a European standard that has not yet been adopted in the United States and maintains the application of IEEE 1012 for FPGA. IEEE 1012-2004 or IEC 62566 is a technical standard. In practice, various methods are applied to meet technical standards. In this paper, we describe the procedure and important points of verification method of Nuclear Safety Class FPGA applying SoC verification method.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2005.07b
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• pp.427-429
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• 2005

원자력 발전소의 제어 시스템은 safety-critical 소프트웨어로서 안정성이 중요시되는 시스템이다. 최근 기존의 시스템이 PLC 기반의 디지털 제어장치로 대체되면서 이에 사용되는 소프트웨어의 안정성과 품질을 보장하기 위한 정형검증 기법이 요구되고 있다. 특히 PLC 프로그램의 설계에 사용되는 FBD의 모델체킹을 통한 정형검증에 대한 연구는 미비한 수준이다. VIS 검증기는 위의 요구에 부합하는 도구로서 이를 사용하면 여러 종류의 정형 검증이 가능하다. 본 논문에서는 VIS를 이용한 FBD의 검증을 위해서 FBD를 Verilog로 변환 하는 기법을 제안한다. 제안하는 방법의 효율성을 검증하기 위해서 현재 KNICS 사업단에서 개발중인 APR-1400용 원자로 보호 시스템의 운전정지회로를 예로 사용하였다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-657
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• 2004

본 논문은 안전등급 제어 기 기(Programmable Logic Controller) 에서 동작하는 실시간 운영체제의 안전성을 요구사항 단계에서 평가할 수 있는 검토항목을 개발하고 HAZOP(Hazard and Operability) 을 이용하여 현재 개발중인 PLC 운영체제에 적용한 경험 을 기술한다. HAZOP은 화학공장과 같은 산업에서 안전성을 평가하기 위한 방법으로 사용했던 방법론이다. 원자력발전소에 적용하기 위해 운영체제가 갖추어야 할 안전성 요건은 NUREG-0800의 BTP-14(Branch Technical Position)의 소프트웨어 기능특성 및 공정특성에 기술되어 있다. 이러한 기능적인 특성을 정확도, 신뢰성, 타이밍/사이징, 기능성, 강인성, 보안성 항목으로 나누고 세부적인 검토리스트를 만들어 HAZOP을 적용하여 평가하였다.