• 전기학회논문지
• /
• 제59권8호
• /
• pp.1456-1463
• /
• 2010

The safety critical systems in nuclear power plants should be designed to have a high level of fault tolerant capability because those systems are used for protection or mitigation of the postulated accidents of nuclear reactor. Due to increasing of the system complexity of the digital based system in nuclear fields, the reliability of the digital based systems without an auto-test or a self-diagnostic feature is generally lower than those of analog system. To overcome this problem, additional redundant architectures in each redundant channel and self-diagnostic features are commonly integrated into the digital safety systems. The self diagnostic function is a key factor for increasing fault tolerant capabilities in the digital based safety system. This paper presents an availability and safety evaluation model to analyze the effect to the system's fault tolerant capabilities depending on self-diagnostic features when the loss or erroneous behaviors of self-diagnostic function are expected to occur. The analysis result of the proposed model on the several modules of a safety platform shows that the improvement effect on unavailability of each module has generally become smaller than the result of usage of conventional models and the unavailability itself has changed significantly depending on the characteristics of failures or errors of self-diagnostic function.

• 한국전자통신학회논문지
• /
• 제11권1호
• /
• pp.1-8
• /
• 2016

원자력발전소는 주요 국가기반시설로 보호되고 있으며, 계측제어계통은 보호, 제어 및 감시등의 기능을 수행하는 원전을 구성하는 핵심 설비로서, 과거의 아날로그 장비에서 컴퓨터와 네트워크에 기반 한 디지털 기술로 진화하고 있다. 또한, 계측제어계통에서는 대부분 원전용 제어기를 사용하지만, 일반적인 IT 자원의 사용도 증가하고 있는 실정이다. 스턱스넷으로 인한 원자력 시설의 제어기 침해 사고 및 여타 원전의 사이버 사고로 인해 원자력발전소에 대한 사이버보안 문제가 대두되고 있다. 본 논문에서는 원전 사이버 보안을 위해 규제지침의 접근제어 요건분석을 통하여 원전 계측제어계통에 적용 가능한 혼합형 접근제어 모델을 제시하였다. 제안하는 혼합형 접근제어 모델은 가동 중인 국내 원전 및 건설 중인 신규 원전에 구현하여, 원전의 안전성을 효율적으로 증대 시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2002년도 하계학술대회 논문집 A
• /
• pp.265-267
• /
• 2002

This paper deals with an I/O simulator design for performance evaluation of reactor protection systems in nuclear power plants. The I/O simulator provides input signals for the reactor protection system, and acquires output signals from the initiation circuits. The simulator is based on VMEbus system, and all VMEbus boards are developed within the country.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권8호
• /
• pp.2952-2965
• /
• 2023

Advanced reactors, such as Small Modular Reactors or existing Nuclear Power Plants, often use Field Programmable Gate Array (FPGA) based controllers in new Instrumentation and Control (I&C) system architectures or as an alternative to existing analog-based I&C systems. Compared to CPU-based Programmable Logic Controllers (PLCs), FPGAs offer better overall performance. However, programming functions on FPGAs can be challenging due to the requirement for a hardware description language that does not explicitly support the operation of real numbers. This study aims to implement the Reactor Trip (RT) functions of the existing analog-based Reactor Protection System (RPS) using FPGAs. The RT equations for Overtemperature delta Temperature and Overpower delta Temperature involve dynamic compensators expressed with the Laplace transform variable, 's', which is not directly supported by FPGAs. To address this issue, the trip equations with the Laplace variable in the continuous-time domain are transformed to the discrete-time domain using the Z-transform. Additionally, a new operation based on a relative value for the equation range is introduced for the handling of real numbers in the RT functions. The proposed approach can be utilized for upgrading the existing analog-based RPS as well as digitalizing control systems in advanced reactor systems.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제52권7호
• /
• pp.1462-1470
• /
• 2020

Reliability in safety-critical systems and equipment is of vital importance, so the probabilistic safety assessment (PSA) has been widely used for many years in the nuclear industry to address reliability in a quantitative manner. As many nuclear power plants (NPPs) become digitalized, evaluating the reliability of safety-critical software has become an emerging issue. Due to a lack of available methods, in many conventional PSA models only hardware reliability is addressed with the assumption that software reliability is perfect or very high compared to hardware reliability. This study focused on developing a new method of safety-critical software reliability quantification, derived from hardware-software integrated environment testing. Since the complexity of hardware and software interaction makes the possible number of test cases for exhaustive testing well beyond a practically achievable range, an importance-oriented testing method that assures the most efficient test coverage was developed. Application to the test of an actual NPP reactor protection system demonstrated the applicability of the developed method and provided insight into complex software-based system reliability.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제34권3호
• /
• pp.121-128
• /
• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 채내 흡입으로 원전 종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole Body Counter)를 이용하여 방사선작업 종료 후 즉시 원전종사자의 체내에 침적된 내부방사능을 측정하였고, 수일 경과 후 재측정하였다. 이러한 전신계측결과를 이용한 섭취량 산정 값을 원전종사자가 출입한 원자로 건물 내 공기 중의 $^{131}I$ 방사능 농도 측정결과와 원자로건물 출입기록에 근거하여 계산된 $^{131}I$ 채내 섭취량과 비교 평가하였다. 그 결과 전신계측기를 이용한 채내 방사능측정 결과와 공기중 농도를 이용한 섭취량 산정 결과는 비교적 잘 일치하는 것으로 평가되였다.

• 정보보호학회논문지
• /
• 제34권3호
• /
• pp.537-552
• /
• 2024

국내 원전은 방사능방재법에 의거하여 '정보시스템 보안규정'이 수립됨과 함께 조직구성부터 자산의 기술적/운영적/관리적 보안조치에 이르는 사이버보안 체계를 도입하여 운영하고 있다. 단계별 접근법, 물리적방호체계의 대안조치 등이 시도되고 있지만, 관리대상의 감소는 이루어지지 않기 때문에 현장의 한정된 인력으로 운영하기엔 보안 역량의 부담이 가중되고 있다. 본문에서는 원전 안전기능을 수행하는 A1 유형 자산에 대해 정비규정(MR, Maintenance Rule), EPRI 기술적 평가 방법론(TAM, Technical Assessment Methodology)를 활용하여 정비적인 측면과 기기 특성에 대한 측면으로 분석하였다. 이를 통해 사이버침해로 인한 자산기능의 영향을 재분석하는 방안을 제시한다.

• 한국태양에너지학회 논문집
• /
• 제34권2호
• /
• pp.73-81
• /
• 2014

Ocean thermal energy conversion(OTEC) is a power generation method that utilizes temperature difference between the warm surface seawater and cold deep sea water of ocean. As potential sources of clean-energy supply, Ocean thermal energy conversion(OTEC) power plants' viability has been investigated. Therefore, this paper evaluated the thermodynamic performance of solar-OTEC convergence system for the production with electric power and desalinated water. The comparison analysis of solar-OTEC convergence system performance was carried out as the fluid temperature, saturated temperature difference and pressure of flash evaporator under equivalent conditions. As a results, maximum system efficiency, electric power and fresh water output show at 40, 10, 2.5 kPa of the flash evaporator pressure, respectively. And their respective enhancement ratios were approximately 6.1, 18, 8.6 times higher than that of the base open OTEC system. Also, performance of solar-OTEC system is the highest in the flash evaporator pressure of 10 kPa.

• 정보과학회 컴퓨팅의 실제 논문지
• /
• 제23권6호
• /
• pp.335-342
• /
• 2017

원자력발전소 안전-필수 소프트웨어를 개발하고 검증 및 확인을 수행하여 규제기관으로부터 인허가를 받기 위하여 단순하게 문서를 읽고 검토해서는 개발, 구현 및 검증활동에 대한 신뢰성과 안전성 확보에 대하여 정확하게 판단하기가 쉽지 않다. 따라서 이러한 활동, 특히 안전보증 활동이 소프트웨어 결함이 허용가능한 수준인지 판단하기 위한 체계적인 평가기술이 필요하다. 본 연구에서는 원전 디지털 원자로보호계통의 비교논리 프로세서와 동시논리 프로세서를 대상으로 제작자가 수행한 개발 및 검증 결과물의 수준과 깊이를 평가하기 위해 안전진술(Safety case) 방법론을 적용하고 그 결과를 분석한다. 안전진술 방법론 적용으로 기존의 안전입증 방법을 효과적으로 보완할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제20권4호
• /
• pp.285-296
• /
• 1995

각 원자력 발전소에서 발생되는 방사성폐기물을 한 곳에 모아 집중관리하기 위한 방사성폐기물 처분장의 부지선정이 국가적 과제로 부각되어 있으며, 충분한 검토를 거친 후 임해부지로 선정될 것이다. 이로 인하여 현재 각 원전부지내에 임시로 보관되어 있는 방사성폐기물에 대하여 전용선박에 의한 해상수송을 하여야 하면, 한국원자력연구소의 원자력환경관리센터(NEMAC)에서는 원전부지로부터 처 분장까지 안전하고 효율적으로 방사성폐기물을 수송할 수 있는 종합해상 수송체계를 개발중에 있다. 이 글은 해상수송체계가 갖추어야 할 수송선박의 기술기준을 설정하기 위한 것으로, 원자력 선진국의 진보된 방사성폐기물 해상수송기술에 관한 현황을 조사, 분석하고 국내의 제반여건을 고려하여 우리나라에서 사용될 수송선박의 설계 및 건조추진방향을 제시하였다. 따라서, 만일의 사고에도 방사성물질이 선박의 외부로 누출되지 않는 개념의 선박을 설계, 건조하여 방사성폐기물을 안전하게 해상수송하게 될 것이다.