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1

This paper describes safety-critical software qualification methods and its approach, which corresponds to well-structured qualification organization, methods and results, software quality assurance, and software configuration management. This paper also describes the verification test environment, test components and items, a traceability analysis, and system tests as a result of software qualification based on Software Requirement Specifications (SRS) for a safety-grade optical modem of a Core Protection Calculator (CPC) in a Korea Standard Nuclear Power Plant (KSNP), and Software Design Specifications (SDS) for a safety-grade optical modem of a CPC in a KSNP. We believe that we achieve the functionality, performance, reliability, and safety, which are the software qualification objective goals of safety-critical systems.

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Development of Core Protection Calculator System Software Requirements Specification For Korean Next Generation Reactor (KNGR)

김동욱

[Kisti 연계] 대한전기학회 대한전기학회 학술대회논문집 2000 pp.2498-2500

※ 협약을 통해 무료로 제공되는 자료로, 원문이용 방식은 연계기관의 정책을 따르고 있습니다.

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차세대 신형원전에서는 디지털 기술의 적용을 기본 설계 요건으로 제시하고 있다. 차세대 원전의 노심보호계통 (Core Protection Calculator Systems; CPCS)은 원전의 안전성을 보장하기 위한 부분으로 이 부분이 올바르게 작성되고, 검증되어야 함은 분명하다. 현재 이부분은 소프트웨어로 개발 중에 있으며 개발 단계에 있어서 시작단계인 요구명세 단계에 있다. 요구 명세 단계의 오류는 소프트웨어 개발 단계 중 소프트웨어의 품질에 가장 영향을 많이 미치는 단계로 알려져 있으므로 이 단계를 정확하게 수행하여야 한다. 안전성이 중요한 소프트웨어를 명세하는 데 있어서 우선 정의되어야 하는 것은 어떤 절차를 통해서 어떤 방법으로 할지를 결정하여 그 절차를 정하여야 한다. 기존에 소프트웨어 요구 명세에 대한 표준안이 존재하기는 하지만, 이러한 표준안들은 개념적인 언어들로 쓰여져 있기 때문에 실제 소프트웨어의 개발 과정에 사용하기 위해서는 구체적인 언어들로 다시 작성하여야 한다. 따라서, 소프트웨어 명세를 작성하기 위해서 절차와 방법에 대해서 정의하여야 한다. 본 논문에서는 개략적인 명세 절차와 명세 방법등을 기술하였다.

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Concept Development of Core Protection Calculator with Trip Avoidance Function using Systems Engineering

Nascimento, Thiago, Jung, Jae Cheon

[Kisti 연계] 한국시스템엔지니어링학회 시스템엔지니어링학술지 Vol.16 No.2 2020 pp.47-58

※ 협약을 통해 무료로 제공되는 자료로, 원문이용 방식은 연계기관의 정책을 따르고 있습니다.

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Most of the reactor trips in Korean NPPs related to core protection systems were caused not because of proximity of boiling crisis and, consequently, a damage in the core, but due to particular miscalculations or component failures related to the core protection system. The most common core protection system applied in Korean NPPs is the Core Protection Calculator System (CPCS), which is installed in OPR1000 and APR1400 plants. It generates a trip signal to scram the reactor in case of low Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) or high Local Power Density (LPD). However, is a reactor trip necessary to protect the core? Or could a fast power reduction be enough to recover the DNBR/LPD without a scram? In order to analyze the online calculation of DNBR/LPD, and the use of fast power reduction as trip avoidance methodology, a concept of CPCS with fast power reduction function was developed in Matlab® Simulink using systems engineering approach. The system was validated with maximum of 0.2% deviation from the reference and the dynamic deviation was maximum of 12.65% for DNBR and 6.72% for LPD during a transient of 16,000 seconds.

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노심보호연산기계통 시험을 위한 입출력모의 시험장비 개발

손세도, 서영, 김지현, 장훈선, 최홍중, 오재경

[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2001 p.99

※ 협약을 통해 무료로 제공되는 자료로, 원문이용 방식은 연계기관의 정책을 따르고 있습니다.

 
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