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반응형 실시간 소프트웨어를 명세하고 분석하기 위한 기법
오윤주(Younju Oh),조재명(Jaemyoung Cho),유준범(Junbeom Yoo),차성덕(Sungdeok Cha) 한국정보과학회 2002 한국정보과학회 학술발표논문집 Vol.29 No.2Ⅱ
Writing requirements in formal notation for a safety-critical system can improve software quality and reduce the errors that may arise later on in the software development life cycle. In this paper, we propose a formal specification approach used to describe the nuclear control system. The approach is based on the existing AECL approach that was the only formal specification technique applied to nuclear control systems in the past. Although the approach is AECL-based, the complex descriptions of certain requirements have been reduced by using different specification techniques. We discuss the differences and how the proposed approach provides not only specification but also verification environment.
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조재명(Jaemyung Cho),오윤주(Younju Oh),유준범(Junbeom You),차성덕(Sungdeok Cha) 한국정보과학회 2002 한국정보과학회 학술발표논문집 Vol.29 No.2Ⅱ
반응형 실시간 시스템의 특성을 가진 원자력 발전소 제어시스템은 안정성이 크게 중요시되며, 소프트웨어의 오류가 많은 인적 물질적 피해를 줄 수 있는 시스템이므로 높은 신뢰도를 가지고 있는 소프트웨어가 요구된다. 높은 신뢰도를 뒷받침하기 위해 내장되는 소프트웨어는 적합한 정형명세기법과 정형검증기법의 적용이 필요하다. 소프트웨어 개발시 적용되는 정형기법은 명세의 모호성을 제거하고 검증을 수행하기에 용이하게 하므로, 높은 신뢰도를 요구하는 반응형 실시간 시스템인 원자력 분야의 소프트웨어 개발에 유용하다. 그러므로, 본 논문에서는 반응형 실시간 시스템의 특성을 가진 원자력분야의 소프트웨어 개발시 유용하게 적용할 수 있는 정형기법을 기반으로 한 소프트웨어 개발 방법론을 제시하고자 한다.
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디지털 원자로 보호 시스템을 위한 정형 소프트웨어 요구사항 명세
유준범(Junbeom Yoo),차성덕(Sungdeok Cha),김창회(Chang Hwoi Kim),오윤주(Younju Oh) 한국정보과학회 2004 정보과학회논문지 : 소프트웨어 및 응용 Vol.31 No.6
원자력 발전소의 디지털 제어 시스템에 적용되는 소프트웨어는 안전성이 중요시되는 safety-critical 소프트웨어로, 충분한 수준의 안전성을 보장하기 위해서 여러 기법들이 적용되고 있다. 특히, 정형명세 기법은 개발의 초기 단계에서 소프트웨어 요구 사항들을 명확하고 완전하게 명세하도록 유도함으로써 안전성을 크게 향상시킬 수 있는 기법으로 인정 받고 있다. 본 논문에서는 원자력 발전소 디지털 제어 시스템 소프트웨어의 요구 사항 명세에 적합하도록 개발된 정형명세 기법인 NuSCR을 논의한다. 또한, 개발된 NuSCR의 적용성을 검토하기 위해, 현재 KNICS 사업단에서 개발중인 발전소보호계통 소프트웨어의 요구사항을 정형 명세한 경험을 소개하고 있다. 또한, 원자력 도매인에 특화된 정형명세 기법인 NuSCR의 우수성도 실례를 들어 설명하고 있다. The software of the nuclear power plant digital control system is a safety-critical system where many techniques must be applied to it in order to preserve safety in the whole system. Formal specifications especially allow the system to be clearly and completely specified in the early requirements specification phase therefore making it a trusted method for increasing safety. In this paper, we discuss the NuSCR, which is a qualified formal specification method for specifying nuclear power plant digital control system software requirements. To investigate the application of NuSCR, we introduce the experience of using NuSCR in formally specifying the plant protection system’s software requirements, which is presently being developed at KNICS. Case study that shows that the formal specification approach NuSCR is very much qualified and specialized for the nuclear domain is also shown.
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