• Journal of the Korea Institute of Information Security & Cryptology
• /
• v.25 no.2
• /
• pp.363-374
• /
• 2015

Instrumentation and control(I&C) system has been mainly designed and operated based on analog technologies in existing Nuclear Power Plants(NPPs). However, As the development of Information Technology(IT), digital technologies are gradually being adopted in newly built NPPs. I&C System based on digital technologies has many advantages but it is vulnerable to cyber threat. For this reason, cyber threat adversely affects on safety and reliability of I&C system as well as the entire NPPs. Therefore, the software equipped to NPPs should be developed with cyber security attributes from the initiation phase of software development life cycle. Moreover through cyber security assessment, the degree of confidence concerning cyber security should be measured and if managerial, technical and operational work measures are implemented as intended should be reviewed in order to protect the I&C systems and information. Currently the overall cyber security program, including cyber security assessment, is not established on I&C systems. In this paper, we propose cyber security assessment methods in the Software Development Life Cycle by drawing cyber security activities and assessment items based on regulatory guides and standard technologies concerned with NPPs.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.8 no.2
• /
• pp.213-223
• /
• 1999

In recently, the safety system software of the nuclear power plant has been verified and validated according to ANSI/IEEE-ANS-7-4.3.2-1982 to improve the reliability. This standard requires that safety-related software should be tested in the static and dynamic environments. In case of Inadequate Core Cooling Monitoring System (ICCMS), the static test procedure and related techniques are developed but the dynamic test procedure and related techniques are not developed. Therefore, this paper discusses the undeveloped techniques, and suggests the dynamic test procedure and the program for generation of test input data. The performance of the program was identified using accident analysis report of Ulchin 3&4 Final Safety Analysis Report (FSAR).

• Journal of KIISE:Software and Applications
• /
• v.30 no.12
• /
• pp.1149-1157
• /
• 2003

As an Embedded system combining hardware and software gets more complicated, the importance of the embedded software test increases. Especially, it is mandatory to test the embedded software in the system which has high safety level. In embedded system, it is necessary to develop a test technique to detect faults in interaction between hardware and software. In this paper, we propose a test data selection technique using a fault injection technique for the faults in interaction between hardware and software in embedded system and we apply our technique to the Digital Plant Protection System and analyze effectiveness of the proposed technique through experiments.

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

• Communications of the Korean Institute of Information Scientists and Engineers
• /
• v.32 no.12
• /
• pp.36-43
• /
• 2014

• Communications of the Korean Institute of Information Scientists and Engineers
• /
• v.32 no.4
• /
• pp.17-26
• /
• 2014

• Journal of the Korea Safety Management & Science
• /
• v.14 no.3
• /
• pp.229-236
• /
• 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 Korea Society for Simulation Conference
• /
• 2002.11a
• /
• pp.47-51
• /
• 2002

전 규모에서 소규모에 이르는 MMIS(Man Machine Interface System) 모사설비는 실제의 원자력발전소에 사용될 MMIS를 응용 소프트웨어로 구동되는 모사환경을 통하여 사전에 시험 및 검증할 목적으로 사용된다. 기존의 MMIS 모사설비 개발은 잘 정의된 개발 프로세스에 기반을 두지 않고 프로젝트 관리자 또는 개발 담당자의 경험과 직관에 의존하여 수행되었다. 이로 인하여 MMIS 모사설비의 개발 일정이 지연되거나 개발의 결과가 초기목표를 만족하지 못하는 불만족 사항이 나타났다. 본 연구는 MMIS 모사설비의 응용 소프트웨어 개발을 위한 프로세스를 정의하고 이에 따라 설비개발을 진행하였다. 개발 프로세서는 계획 단계, 설계 및 구현단계, 시험단계의 세 부분으로 구성하였다. 본 논문에서는 MMIS 모사설비에 요구되는 일반적인 성능특성요건과 개발공정요건을 살펴보고, 본 연구가 정립한 응용 소프트웨어 개발의 프로세스 및 각 프로세서에서의 공정활동을 제시한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.610-615
• /
• 1996

PSA 모델링 및 데이타 관리를 효과적으로 수행하고 PSA 정량화를 자동화할 수 있도록 PSA workstation 을 개발하고 있다. Windows용 고장수목 및 사건수목 편집기, 데이타 관리 모듈 개발등의 PSA모델링 및 관리 모듈이 개발되었고, 또한 최소단절집합 생성 방법 개선, 규칙기반 회복조치 분석 및 고장수목 순환논리 분석 방법 개발등을 통한 PSA 정량화 방법의 개선이 이루어졌다. PSA workstation은 PSA 응용 소프트웨어 개발의 기초로도 사용될 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.101-101
• /
• 2001