• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.237-244
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• 2016

Background: Korea Atomic Energy Research Institute is developing a fission product transport module for predicting the behavior of radioactive materials in the primary cooling system of a nuclear power plant as a separate module, which will be connected to a severe accident analysis code, Core Meltdown Progression Accident Simulation Software (COMPASS). Materials and Methods: This fission product transport (COMPASS-FP) module consists of a fission product release model, an aerosol generation model, and an aerosol transport model. In the fission product release model there are three submodels based on empirical correlations, and they are used to simulate the fission product gases release from the reactor core. In the aerosol generation model, the mass conservation law and Raoult's law are applied to the mixture of vapors and droplets of the fission products in a specified control volume to find the generation of the aerosol droplet. In the aerosol transport model, empirical correlations available from the open literature are used to simulate the aerosol removal processes owing to the gravitational settling, inertia impaction, diffusiophoresis, and thermophoresis. Results and Discussion: The COMPASS-FP module was validated against Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation (ABCOVE-5) test performed by Hanford Engineering Development Laboratory for comparing the prediction and test data. The comparison results assuming a non-spherical aerosol shape for the suspended aerosol mass concentration showed a good agreement with an error range of about ${\pm}6%$. Conclusion: It was found that the COMPASS-FP module produced the reasonable results of the fission product gases release, the aerosol generation, and the gravitational settling in the aerosol removal processes for ABCOVE-5. However, more validation for other aerosol removal models needs to be performed.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2014년도 춘계학술대회
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• pp.489-492
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• 2014

본 논문에서는 컴퓨터 단층활영(CT)을 통해 발생되는 방사선 노출량의 관리를 위한 시스템의 소프트웨어 설계를 제안한다. 방사선 피폭량은 환자의 각 신체 부위별로 민감성의 차이에 따라 다르기 때문에 방사선의 노출량을 관리할 수 있게 되면 결과적으로 환자의 방사선 피폭량을 추정할 수 있다. 최근 일본 원전의 방사선 누출 사건이 국제적으로 뉴스가 되었고 원전 뿐 만아니라 의료용 방사선 피폭까지 폭넓게 관심이 커지고 있다. 현재 방사선 안전관리는 방사선 관계 종사자에 대해서만 관리되고 있지만, 이제는 환자에 대한 피폭 관리까지 요구되고 있다. 우리나라에서 방사선을 이용한 검사와 시술이 증가하여 이에 따른 의료 피폭이 증가하였으나 의료 기관에서는 환자에게 가해지는 방사선 피폭 수치를 알지 못하는 실정이다. 따라서 의료 기관에서 환자의 방사선 피폭을 관리할 수 있는 시스템이 필요하다. 본 논문에서는 의료 기관에서 방사선을 이용하는 대표적인 촬영 도구인 CT의 방사선 노출량을 관리할 수 있는 소프트웨어 설계를 제시한다. 방사선의 노출량을 확인하고 선량의 한도를 설정함으로써 환자의 의료 피폭량을 최적화 하는데 도움이 되고자 한다.

• 한국정보과학회논문지:컴퓨팅의 실제 및 레터
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• 제8권1호
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• pp.46-61
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• 2002

소프트웨어의 개발 단계 중 품질을 결정하는 주요 단계는 요구 명세 단계로 알려져 있다. 따라서, 소프트웨어 개발 업체는 소프트웨어 요구명세서의 분석을 가장 중요한 단계 중 하나로 취급하고 있고, 특히 안전성이 중요한 시스템의 경우에는 시스템을 운영하기 위하여 국내와 국제적인 규제 기관에서는 요구 명세의 분석을 통한 안전성의 입증을 요구한다. 소프트웨어의 요구 명세 분석을 위한 방법 중 인스펙션과 정형 검증이 가장 효과적인 방법으로 알려져 있다. 본 논문에서는 SCR-style의 요구 명세를 정리 증명기인 PVS를 이용하여 정형 검증을 수행하는 방법을 제안하였다. 그리고, 논문에서 제안된 방법으로 실제 월성 원자력 발전소의 정지 시스템의 검증을 수행하였다. 이 시스템은 인스펙션으로 검증된 적은 있으나 정형 검증 방법으로는 증명된 적이 없고, 국내에서 실제 운영되는 산업계시스템에 정형 검증 방법이 적용된 사례는 매우 드물기 때문에 차후 정형 검증 방법을 적용하기 위한 평가로서도 이와 같은 실험적인 적용이 매우 중요하다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 제36회 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2489-2491
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• 2005

Currently, Programmable Logic Contorller(PLC) uses Real Time Operation System(RTOS) as basic OS. RTOS executes defined results as to defined time. General features of RTOS emphasize the priority in each task, high-speed process of external interrupt, task scheduling, synchronization in task, the limitation of memory capacity. For safety critical placement, PLC software needs Verification and Validation(V&V). For example, nuclear power plant. In this paper, PLC RTOS is verified by formal methods. Particularly, formal method V&V uses verification tool called 'STATEMATE', and shows the results.

• 한국소성가공학회:학술대회논문집
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• 한국소성가공학회 1999년도 춘계학술대회논문집
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• pp.229-232
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• 1999

The seismic isolation technology has appeared to be increasingly necessary for highway brides LNG tank nuclear power plant and building structures in view of recent frequent earthquake vibrations in Korea. Also high-technology industries required effective seismic protection. The LRB(Lead Rubber Bearing) systen has been counted as the most effective way for seismic isolation which is now under development and widely used in industries. Hear the commercial FEM software for nonlinear analysis MARC has provided force-displacement curves on the rubber system. The analysis has been carried out about four cases ; 29.5mm and 59mm horizontal dislacements with/without a center hole. The unknown constants of the strain energy function of Ogden model have been obtained by a tension test,

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2008년도 제39회 하계학술대회
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• pp.1953-1954
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• 2008

The excitation system for class 1E has been developed to apply to the nuclear power plant emergency diesel generator by utilizing the existing digital excitation system. The additional mission was to evaluate the excitation system of safety. It is the safety analysis of the excitaton system, the verification test, the aging test, the safety requirement test and so on. The verification test is classified of hardware and software part for detail.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.292-297
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• 2000

The seismic isolation technology has appeared to be increasingly necessary for highway bridges, LNG tank, nuclear power plant, and building structures in view of earthquake vibrations. Also high-technology industries require effective seismic protection. The Seismic Isolation Bearing - High Damping Rubber Bearing - system has been counted as the most effective way fur seismic isolation, which is now under development and widely used in industries. Here, the commercial FEM software for nonlinear analysis, MARC, has provided force-displacement curves on the rubber system. The analyses have been carried out about fourteen cases; 25%, 50%, 75%, 100%, 125% and 150% horizontal displacements with a different frequency - 0.01Hz and 0.50Hz - and 100% horizontal displacement with four different frequency - 0.01Hz, 0.16667Hz, 0.3333Hz and 0.50Hz. The unknown constants of the strain energy function of Ogden model have been obtained by a tension test and planar shear test.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제9권1호
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• pp.33-45
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• 2013

Systems Engineering Approach was applied to the development of operator-support core management system based on the on-site operation experience and document of core management procedures, which is for enhancing operability and safety in PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) operation. The dissertation and definition of the system were given on th basis of investigating and analyzing the core management procedures. Fuel management, detector calibration, safety management, core power distribution monitoring, and integrated data management were defined as main user's requirements. From the requirements, 11 upper functional requirements were extracted by considering the on-site operation experience and investigating documents of core management procedures. Detailed requirements of the system which were produced by analyzing the upper functional requirements were identified by interviewing members who have responsibility of the core management procedures, which were written in SRS (Software Requirement Specification) document by using IEEE 830 template. The system was designed on the basis of the SRS and analysis in terms of nuclear engineering, and then tested by simulation using on-site data as a example. A model of core power monitoring related to the core management was suggested and a standard process for the core management was also suggested. And extraction, analysis, and documentation of the requirements were suggested as a case in terms of systems engineering.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권10호
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• pp.3885-3892
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• 2010

원자력발전소의 발전소보호계통과 같은 안전필수 시스템은 예상 가능한 사고로부터 인간과 자연을 보호하기 위한 중요 기능을 수행하는 시스템으로써, 어떠한 조건 하에서도 고유의 안전기능을 안정적으로 수행할 수 있도록 설계되어야 한다. 원자력발전소의 안전필수 기능을 수행하는 계측제어시스템에 적용되는 최신의 컴퓨터에는 다양한 하부기기를 감시 및 제어하고, 응용 프로그램을 실행시키기 위한 실시간 운영체제가 탑재되어 있으며, 이러한 실시간 운영체제는 가장 엄격한 소프트웨어 품질이 요구된다. 또한, 예상 가능한 조건에서도 안전필수 시스템의 기능이 적절히 수행될 수 있도록 설계, 분석 및 평가되어야 한다. 그러나 지금까지 국내 원자력발전소 안전필수 시스템에는, 원자력 기준과 품질등급에 따라 개발된 제품이 아닌 상용제품의 실시간 운영체제를 정성적 측면에서 승인(Commercial Grade Item Dedication)하는 방식으로 적용되어 왔다. 이로 인해 실시간 운영체제가 안전필수 기능을 수행하는 데 적합한지를 평가하는 상세 방법론과 경험이 매우 부족한 것으로 파악되고 있다. 특히, 안전필수 시스템에 적용함을 목적으로 신규 개발되는 실시간 운영체제의 경우, 안전성을 평가하기 위한 적절한 방법을 도출하기에 어려움이 있는 것으로 파악되고 있다. 본 논문에서는 원전의 안전필수 기능을 수행하는 실시간 운영체제의 설계요구사항을 기반으로, 안전필수 실시간 운영체제에 대한 안전성 분석 및 평가 사례를 제시하고자 한다. 본 논문에서 제시한 상세 안전성 평가의 방법과 사례는 향후 타 산업분야에서의 안전필수 실시간 운영체제 개발 및 안전성 평가에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
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• 제29권12호
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• pp.860-872
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• 2002

폴트 트리 분석(Fault Tree Analysis)은 산업계에서 가장 널리 사용되는 안전성 분석 기법 중의 하나이다. 하지만, 이 기법은 보통 수작업으로 이루어지며, 분석 결과를 체계적이고 자동적으로 검증할 수 있는 방법이 없다는 약점을 지닌다. 본 논문에서는 실시간 모델 체커인 UPPAAL을 이용하여 안전성이 중요한 소프트웨어의 요구 사항들을 정형 명세하고, 수작업으로 찬성된 폴트 트리의 정확성을 검증하는 방법을 제안하고 있다. 제안된 방법을 유용성을 확인하기 위해서 월성 원자력 발전소의 비상 정지 소프트웨어(Wolsung SDS2)에서 사용된 기능 요구 사항들을 예제로서 사용하였다. 폴트 트리는 월성 SDS2에 대한 전문적인 지식을 지니고 폴트 트리를 이용한 안전성 분석을 여러 번 수행해 본 경험이 있는 대학원생들에 의해 작성되었다. 기능 요구 사항들은 UPPAAL의 입력으로서 사용되기 위해서 시제 오토마타의 형태로 수작업으로 변환되었으며, 이 폴트 트리의 정확성을 검증하기 위해서 모델 체킹을 사용하였다 본 논문에서 제안된 방법을 월성 SDS2 예제에 적용해 본 결과, 수작업으로 작성된 폴트 트리에 존재하는 오류를 찾을 수 있었으며, 이러한 작업을 통하여 제안된 방법이 폴트 트리 분석에 대한 신뢰도를 높이는데 유용함을 발견하였다.