• 정보보호학회논문지
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• 제29권5호
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• pp.973-983
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• 2019

정보 보안의 중요성은 응용 소프트웨어의 보안으로 인해 국가, 조직 및 개인 수준에서 점점 더 강조되고 있다. 임베디드 소프트웨어를 포함하는 높은 안전성 소프트웨어의 개발 기술은 항공 및 원자력 분야 등 에 국한되어 사용되었다. 하지만 이러한 소프트웨어 유형은 이제 응용 소프트웨어 보안을 향상시키는 데 사용된다. 특히 보안 코딩은 방어적 프로그래밍을 포괄하는 개념으로 소프트웨어 보안을 향상시킬 수 있다. 본 논문에서는 개선된 코딩 표준 검색 기법을 적용한 소프트웨어 보안 취약성 탐지 기술을 제안한다. 공개된 정적 분석 도구는 소프트웨어 보안 가능성을 분석하고 취약점을 유발하는 명령어를 분류하는 데 사용되었으며, 소프트웨어 취약점을 유발할 수 있는 API 및 버그 패턴을 쉽게 감지하여 향상시킬 수 있다.

• 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.

• 한국안전학회지
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• 제32권2호
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• pp.147-152
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• 2017

The external reactor vessel cooling (ERVC) is well known strategy to mitigate a severe accident at which nuclear fuel inside the reactor vessel is molten. In order to compare the heat removal capacity of ERVC between the nuclear reactor designs quantitatively, numerical method is often used. However, the study for ERVC using computational fluid dynamics (CFD) is still quite scarce. As a validation study on the numerical prediction for ERVC using CFD, the subcooled boiling flow and natural circulation of coolant at the ULPU-V experiment was simulated. The commercially available CFD software ANSYS-CFX was used. Shear stress transport (SST) model and RPI model were used for turbulence closure and wall-boiling, respectively. The averaged flow velocities in the downcomer and the baffle entry under the reactor vessel lower plenum are in good agreement with the available experimental data and recent computational results. Steam generated from the heated wall condenses rapidly and coolant flows maintains single-phase flow until coolant boils again by flashing process due to the decrease of saturation temperature induced by higher elevation. Hence, the flow rate of coolant natural circulation does not vary significantly with the change of heat flux applied at the reactor vessel, which is also consistent with the previous literatures.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.3879-3891
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• 2021

A heat pipe residual heat removal system is proposed to be incorporated into the reactor driven subcritical (RDS) facility, which has been proposed by MIT Nuclear Reactor Laboratory for testing and demonstrating the Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR). It aims to reduce the risk of the system operation after the shutdown of the facility. One of the main components of the system is an air-cooled heat pipe heat exchanger. The alkali-metal high-temperature heat pipe was designed to meet the operation temperature and residual heat removal requirement of the facility. The heat pipe model developed in the previous work was adopted to simulate the designed heat pipe and assess the heat transport capability. 3D numerical simulation of the subcritical facility active zone was performed by the commercial CFD software STAR CCM + to investigate the operation characteristics of this proposed system. The thermal resistance network of the heat pipe was built and incorporated into the CFD model. The nominal condition, partial loss of air flow accident and partial heat pipe failure accident were simulated and analyzed. The results show that the residual heat removal system can provide sufficient cooling of the subcritical facility with a remarkable safety margin. The heat pipe can work under the recommended operation temperature range and the heat flux is below all thermal limits. The facility peak temperature is also lower than the safety limits.

• 대한전기학회논문지:시스템및제어부문D
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• 제49권1호
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• pp.1-9
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• 2000

In this paper, a design method of fault-tolerance is presented for the nuclear digital control systems composed of software and hardware. As a quantitative design method measure of fault-tolerance, we used Reliability, Availability and Safety. To implement the proposed fault-tolerance, a prototype system has been devised for the digital control systems and a quantitative method of 'Markovian Model' is applied. The results provide the appropriate degree of redundancy and diversity, and fail-safe.

• 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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• 제32권12호
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• pp.1178-1191
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• 2005

본 논문은 NuSCR 정형 명세 언어로 작성된 소프트웨어 요구 명세로부터 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법에 대하여 제안하였다 본 연구에서 제안하는 소프트웨어 고장 수목은 소프트웨어의 구조와 동작에 대한 요구 사항을 반영하는 통합된 형태의 고장 수목으로, 안전성에 대한 복합적인 분석이 가능하다. 이러한 소프트웨어 고장 수목을 생성하기 위하여 NuSCR 정형 명세언어의 구성 요소 각각에 대한 템플릿을 정의하고, 이들 템플릿을 사용하여 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법을 제안하였다. 그리고, 제안된 방법의 유용성을 평가하기 위해 현재 국내 원전계측제어시스템 개발사업단에서 개발 중인 차세대 원자력 시스템 APR1400에 사용될 원자로 보호 시스템의 핵심 트립 논리에 대하여 고장 수목을 생성하고 분석 하였다.

• 디지털산업정보학회논문지
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• 제10권3호
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• pp.41-48
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• 2014

This paper provides the design of system software for the management of radiation dose that is generated by using computerized tomography(CT). Recently, the radiation leakage incident of Japanese nuclear power plant was in the news internationally and there is a growing interest not only in nuclear power plant but in medical radiation exposure. In spite of the fact that currently safety management of radiation is under control only the workers of the radiation involved, now the exposure management of patients have been required. As surgery and inspections using the radiation have increased, this medical radiation exposure is increasing too. But it is a real situation that medical institutions don't know the level of radiation exposure applied to the patient. Therefore, a system for managing the radiation exposure of a patient from the medical institution is required. This paper proposes a design of a software program that manages the radiation exposure of CT which is a typical imaging tool to use the radiation in the medical institution. By check the amount of radiation dose and set the limit of dose, we would be of help to optimize the medical exposure of the patient.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권9호
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• pp.855-862
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• 2013

개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.

• 설비공학논문집
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• 제25권5호
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• pp.269-278
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• 2013

In this study, in order to examine the applicability of computational fluid dynamics with the porous model to the analysis of APR+ (Advanced Power Reactor Plus) internal flow, simulation was conducted with the commercial multi-purpose computational fluid dynamics software, ANSYS CFX V.14. In addition, among the various reactor internals, the effect of flow skirt geometry on reactor internal flow was investigated. It was concluded that the porous model for some reactor internal structures could adequately predict the hydraulic characteristics inside the reactor in a qualitative manner. If sufficient computation resource is available, the predicted core inlet flow distribution is expected to be more accurate, by considering the real geometry of the internal structures, especially located in the upstream of the core inlet. Finally, depending on the shape of the flow skirt, the flow distribution was somewhat different locally. The standard deviation of the mass flow rate (${\sigma}$) for the original shape of flow skirt was smaller, than that for the modified shape of flow skirt. This means that the original shape of the flow skirt may give a more uniform distribution of mass flow rate at the core inlet plane, which may be more desirable for the core cooling.