• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2015년도 추계학술대회
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• pp.250-251
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• 2015

세계적으로 핵 연료와 자연에서 발생되는 화석 연료의 급격한 소비로 인해 자원의 부족으로 대체 에너지가 필요한 실정이다. 현재 세계적으로 많은 대체에너지를 개발 연구하고 있다. 그 중에 기존에 풍력발전 시스템은 대형의 추세로 시스템화가 발전되어 왔으며, 소형의 풍력 발전시스템은 단순하게 풍력발전 원리를 이용하여 발전시스템을 만들어져 왔다. 기존의 소형 풍력 발전시스템은 체계적으로 개발되어 온 것이 아니므로 발전 효율의 저하와 유지보수 문제점으로 많은 곳에서 방취되고 있는 실정이다. 본 논문에서는 소형풍력의 발전 효율 상승과 동시에 태양 에너지를 발전 할 수 있는 하이브리드 발전시스템을 개발하고, 네트워크를 통해 하이브리드 발전시스템을 효율적으로 유지보수 할 수 있는 시스템을 개발하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권6호
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• pp.697-708
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• 2012

The majority of instrumentation and control (I&C) systems in today's nuclear power plants (NPPs) are based on analog technology. Thus, most existing I&C systems now face obsolescence problems. Existing NPPs have difficulty in repairing and replacing devices and boards during maintenance because manufacturers no longer produce the analog devices and boards used in the implemented I&C systems. Therefore, existing NPPs are replacing the obsolete analog I&C systems with advanced digital systems. New NPPs are also adopting digital I&C systems because the economic efficiencies and usability of the systems are higher than the analog I&C systems. Digital I&C systems are based on two technologies: a microprocessor based system in which software programs manage the required functions and a programmable logic device (PLD) based system in which programmable logic devices, such as field programmable gate arrays, manage the required functions. PLD based systems provide higher levels of performance compared with microprocessor based systems because PLD systems can process the data in parallel while microprocessor based systems process the data sequentially. In this research, a bistable trip logic in a reactor protection system (RPS) was developed using very high speed integrated circuits hardware description language (VHDL), which is a hardware description language used in electronic design to describe the behavior of the digital system. Functional verifications were also performed in order to verify that the bistable trip logic was designed correctly and satisfied the required specifications. For the functional verification, a random testing technique was adopted to generate test inputs for the bistable trip logic.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.695-700
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• 1997

To enhance the safety of nuclear power plants, implementation of accident management has been suggested as one of most important programs. Specially, accident management strategies are suggested as one of key elements considered in development of the accident management program. In this study, generally applicable accident management strategies to domestic nuclear power plants are identified through reviewing several accident management programs for the other countries and considering domestic conditions. Identified strategies are as follows; 1) Injection into the Reactor Coolant System, 2) Depressurize the Reactor Coolant System, 3) Depressurize the Steam Generator, 4) Injection into the Steam Generator, 5) Injection into the Containment, 6) Spray into the Containment, 7) Control Hydrogen in the Containment. In addition, the systems and instrumentation necessary for the implementation of .each strategy are also investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.37-44
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• 2023

Using the Kalman filtering technique, we propose a novel method for estimating the missing video frames to monitor the activities inside the control room of a nuclear power plant (NPP). The purpose of this study is to reinforce the existing security and safety procedures in the control room of an NPP. The NPP control room serves as the nervous system of the plant, with instrumentation and control systems used to monitor and control critical plant parameters. Because the safety and security of the NPP control room are critical, it must be monitored closely by security cameras in order to assess and reduce the onset of any incidents and accidents that could adversely impact the safety of the NPP. However, for a variety of technical and administrative reasons, continuous monitoring may be interrupted. Because of the interruption, one or more frames of the video may be distorted or missing, making it difficult to identify the activity during this time period. This could endanger overall safety. The demonstrated Kalman filter model estimates the value of the missing frame pixel-by-pixel using information from the frame that occurred in the video sequence before it and the frame that will occur in the video sequence after it. The results of the experiment provide evidence of the effectiveness of the algorithm.

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

• 한국전자통신학회논문지
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• 제12권5호
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• pp.725-730
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• 2017

원전의 안전 유지를 위한 계측제어계통에 일반적인 IT 자원을 활용하는 사례가 증가하고 있다. 이에 따라 기존 IT 자원이 갖는 잠정적인 보안 취약점으로 인해 원전 사이버 보안 침해 사고가 발생할 수 있으며, 원전의 가동 중단뿐만 아니라 국가적 재난에 이르는 심각한 사고를 야기할 수 있다는 문제가 제기되고 있다. 국내 원자력 규제기관에서는 이에 대응하기 위해 원전 사이버 보안 규제지침을 개발하고 규제 대상 및 범위를 확대시키고 있지만, 원전의 일반적인 보안 문제뿐만 아니라 원전 취약점에 특화된 공격에도 대응할 수 있는 방안이 필요하다. 이에 본 논문에서는 R.G.5.71에서 규정하고 있는 내용 중 취약점 점검과 관련된 42개 항목을 선별하여 5가지의 유형으로 분류 분석하였다. 제안된 분석 내용을 바탕으로 취약점 점검 도구를 개발한다면 원전 사이버 보안 취약점 점검 효율성을 향상시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권9호
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• pp.3451-3457
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• 2010

사이버보안성 평가는 대상이 되는 시스템이 사이버보안의 목적에 효과적으로 부합하는지 여부를 판단하는 방법이다. 사이버보안성 평가는 시스템의 사이버보안에 대한 신뢰 수준을 측정하고, 관리적 기술적 운영 측면에서의 사이버보안 척도가 요구된 바와 같이 이행되는지를 확인하는 데 필요하다. 최근 원전 계측제어시스템은 디지털 기술의 적용으로 인해 사이버보안에 관한 기술적 및 관리적 대책이 수립되도록 요구되고 있으나, 동 시스템의 사이버보안성 평가 방법론을 포함한 전반적인 사이버보안 프로그램이 마련되어 있지 않은 실정이다. 본 논문은 원전 계측제어 시스템에 적합한 정성적 사이버보안성 평가 방법론을 제시한다. 제안되는 방법론은 원전 계측제어 시스템의 사이버보안에 대한 강점과 취약점을 평가함으로써 원전 계측제어 시스템의 사용자에게 도움이 될 수 있다. 또한, 이 방법론은 원전 계측제어 시스템의 개발자, 감사자 및 규제자가 사이버보안의 관리적, 운영적 및 기술적 통제 항목을 검토하는 지표로 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권5호
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• pp.1863-1873
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• 2024

In the Korean domestic nuclear industry, to analyze the reliability of instrumentation and control (I&C) systems, the failure rates of the electronic components constituting the I&C systems are predicted based on the MIL-HDBK-217F standard titled 'Reliability Prediction of Electronic Equipment'. Based on these predicted failure rates, the mean time to failure of the I&C systems is calculated to determine the replacement period of the I&C systems. However, this conventional approach to the prediction of electronic component failure rates assumes that factors affecting the failure rates such as ambient temperature and operating voltage are static constants. In this regard, the objective of this study is to propose a prediction method for the remaining useful life (RUL) of electronic components considering mean time to failure calculations reflecting dynamic environments, such as changes in ambient temperature and operating voltage. Results of this study show that the RUL of electronic components can be estimated depending on time-varying temperature and electrical stress, implying that the RUL of electronic components can be predicted under dynamic stress conditions.

• 한국전자통신학회논문지
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• 제11권1호
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• pp.1-8
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• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권6호
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• pp.849-858
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• 2009

Risk caused by safety-critical instrumentation and control (I&C) systems considerably affects overall plant risk. As digitalization of safety-critical systems in nuclear power plants progresses, a risk model of a digitalized safety system is required and must be included in a plant safety model in order to assess this risk effect on the plant. Unique features of a digital system cause some challenges in risk modeling. This article aims at providing an overview of the issues related to the development of a static fault-tree-based risk model. We categorize the complicated issues of digital system probabilistic risk assessment (PRA) into four groups based on their characteristics: hardware module issues, software issues, system issues, and safety function issues. Quantification of the effect of these issues dominates the quality of a developed risk model. Recent research activities for addressing various issues, such as the modeling framework of a software-based system, the software failure probability and the fault coverage of a self monitoring mechanism, are discussed. Although these issues are interrelated and affect each other, the categorized and systematic approach suggested here will provide a proper insight for analyzing risk from a digital system.