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JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06
JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB
オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する
道野 昌信; 寺野 壽洋; 塙 幹男; 青木 裕; 大久保 利行
JNC TN9410 2000-004, 30 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-004.pdf:0.86MB
高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、運転保守支援システムを開発している。その一環として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理システム(JOYPET:JOYO Plant Operation Management Expert Tool)を開発した。本システムでは、運転管理に必要な次の機能を順次開発して運用を開始した。1.文書管理支援機能2.操作禁止札取付管理支援機能3.工程管理支援機能4.作業可否判定支援機能これにより、プラント運転管理の信頼性の向上に寄与するとともに、管理に要する労力を大幅に削減することができた。
横林 正雄; 木下 直樹*; 田村 一雄*
JAERI-Data/Code 2000-015, p.102 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-015.pdf:13.92MB
人間信頼性解析(HRA)手法は種々開発されているが、いずれもそれらを用いるためには熟練を要し、実施にはイベントツリー(ET)の作成や不確定幅の計算などの煩雑さを伴う。さらにいずれの方法も単独で評価するには不十分である。そこでHRAを実用的、効率的に実施するために、PC上で稼働するHRA支援システムJASPAHRを開発した。JASPAHRは、詳細な評価方法としてHRA-ET/DeBDAとOATを組み合わせた方式を、簡単な評価方法としてTHERPを簡略化したASEP法を用いており、評価方法により使い分けている。評価に必要なヒューマンエラー率については、データを収集し、支援システムと連動して使用可能なデータベースとして用意されている。誤診断解析手法としてINTENT法を加えるとともに使いやすさ等の面でも改善を行うなどして改良を図った。本報告書はこの改良版JASPAHR(Ver.1.5)のマニュアルである。
芝 剛史*; 亀崎 洋*; 湯山 智教*; 鈴木 敦士*
JNC TJ9400 2000-012, 92 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-012.pdf:3.18MB
核燃料サイクル開発機構が行うFBRサイクル実用化調査研究の一環として、FBR実用化サイクルに要求される視点、評価すべき項目(経済性、安全性、など)に対する総合的な比較評価を定量的、かつ客観的に行うためのシステムの開発を行うことを本研究の目的とする。意思決定支援には様々な手法が存在するが、ここでは、各手法の事例を調査してそれぞれの特徴を検討し、階層型分析法(AHP)、多属性効用分析法(MUF)、および足切法を組合せた総合評価手法を構築した。これは、評価項目の多様性や評価プロセスの透明性を有し、さらに、非補償性をも組み込んだものである。評価する視点は、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性、環境負荷低減、安全性、技術的実現性の6項目とし、各視点の評価項目・評価指標を階層化して評価構造を作成した。各評価指標の効用関数及び一対評価による重み付けを仮設定し、FBRサイクルシステムの候補絞り込みのための予備的な評価を実施した。その結果、本総合評価手法が意思決定支援手法として有効に機能し得ることを確認できた。
及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*; 川又 和彦*; 諸田 秀嗣*
Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.2119 - 2125, 2000/00
原研では、地震リスクマネジメント策の1つとして、地震に対する確率論的安全評価(PSA)から得られる結果や知見を利用した地震条件下での原子力発電所の運転員を支援するシステムの概念について検討している。大地震時には、複数の起因事象や緩和系機器の損傷の同時発生等の異常な状況が発生し、運転員は、高いストレス条件にさらされる可能性がある。地震時運転員支援システムでは、気象庁からの地震に関する情報やプラントで発生した状況等を集約表示して、プラント状態の診断を支援するとともに、地震PSAの結果等を用いて優先順位付けした安全停止パスに基づく停止操作に関するガイド等を表示することにより、プラントの安全停止をより確実にするものである。本論文では、これまで実施してきた安全停止パスの優先順位付けの考え方と集約表示すべき情報とその表示法についての検討結果について紹介する。
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PNC TJ1612 97-001, 69 Pages, 1997/03
HAZOPは、プロセスの安全性と通転の問題を明らかにする手法である。プロセスの各部における設計基準からのズレに着目し、その原因を明らかにする。さらにプロセスに与える影響について評価し、それらを検出し、また発生を防止する手段について検討される。近年、計算機によりHAZOPを支援するためのシステムがいくつか開発されている。Perttu Heinoら(1995)よる知識ベースを用いたHAZOPシステム、Venkatasubramanianら(1995)によるHAZOP解析システムのための有向グラフモデル、そして、著者ら(1995、1996)は、連続プロセス、回分プロセスを対象として、PrologによるHAZOPシステムを提案した。これらのシステムにより、これまでの人の手による解析と比較し、短時間で解析結果を得ることが可能である。動力炉・核燃料開発事業団の委託により(株)三菱総合研究所が開発したHAZOP支援システムは配管系の解析に適しているが、制御回路などの周辺装置に対しては解析が困難である。本稿では制御回路などの周辺装置に対するHAZOP解析法を提案する。周辺装置部の入出力変数の関係を記述するためのモデルを提案する。このモデルはシステム工学の入出力関係を基準としている。異常伝播モデルをこの変数関係を基に求める。周辺装置のHAZOPを提案するモデルに基づき実施し、配管系に対してはHAZOP支援システムにより解析する。両方の解析結果を組み合わせて対象とするシステムのHAZOP、FTを完成する。
吉田 昌宏; 長沖 吉弘
PNC TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02
「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%
k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.03
1.05、燃焼末期までの燃焼で0.940.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して57%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。
古田 一雄*; 吉川 信治*; 古濱 寛*; 小澤 健二*
PNC TY1602 95-001, 80 Pages, 1996/04
本報告書は、原子力プラントの運転員が、異常診断や対応操作に係わる意思決定を正しく行うために、その担当するプラントをどのように理解しているかについて考察を加え、知識の基本構造について推定し、その知識基本構造を計算機上で模擬した簡易プラントを用いた被験者実験で検証した結果について論ずる。この研究の目的は、運転員が、異常診断や対応操作に係わる正しい意思決定に適した形でプラントに対する理解を形成していく過程を計算機を用いて支援する方策を開発することにある。この研究を通じて、プラントを、a)プロセスパラメータ間の変化伝播を記述した定性因果ネットワーク、b)上位の機能が、下位の複数の機能に支持される、という関係を層状に重ねた機能階層レイヤー、及びc)この両者を関連付けるリンク、の3者で記述することにより、兆候からの原因の同定、並びに所要の変化を生じるための操作手順の生成が可能な形で人間に教示できることが明らかになった。
佐山 隼敏*; 鈴木 和彦*; 島田 行恭*
PNC TJ1612 96-001, 84 Pages, 1996/03
HAZOPは、国内外において数多くのプラントプロセスに適用され、その有用性が高く評価されている。しかし、実プラントの解析を進めるためには多大の労力と時間を要する。このような問題に対して、計算機によりHAZOPを支援するためのシステムが提案されている。本報告書では、動力炉・核燃料開発事業団の委託により(株)三菱総合研究所が開発したHAZOP支援システムをいくつかのプラントに適用し、支援システムの汎用性を確認するとともにいくつかの問題点を提示する。プロセスプラントには制御回路などの電気回路を含むが、これら回路に対するHAZOPの手順を示す。さらに、システム工学の入出力の概念を基礎とし、論理型人工知能言語Prologを用いて開発したHAZOP自動解析システムについて報告する。異常の因果関係の分類を行い、要素の異常に関するデータをデシジョンテーブルにより整理し、データベースとして計算機に格納しておく、知識ベースとして計算機に入力する対象プロセス固有の情報を基に、ずれに対する原因、影響をデータベースの検索により取り出し、HAZOPの解析結果として出力する手法である。
横林 正雄; 田村 一雄*
JAERI-Data/Code 95-013, 99 Pages, 1995/10
JAERI-Data-Code-95-013.pdf:3.04MB
人間信頼性解析(HRA)手法は種々開発されているが、いずれもそれらを用いるためには熟練を要し実施にはイベントツリー(ET)の作成や不確定幅の計算などの煩雑さを伴う。さらにいずれの方法も単独で評価するには不十分である。そこでHRAを実用的、高率的に実施するために、HRA支援システムを開発した。本システムは詳細な評価方法としてHRA-ET/DeBDAとOATを組合わせた方式を、簡単な評価方法としてTHRPを簡略化したASEPを用い、評価目的により使い分けている。さらに評価に必要なヒューマンエラー率のデータを収納したデータベースを作成した。これらを結合して効率的なHRA解析が可能になった。本報告書では、支援システムに用いたHRA手法の概要、支援機能、使用方法等についてまとめている。
吉川 信治; 小澤 健二; 小屋越 直喜; 大戸 敏弘
PNC TN9410 95-160, 18 Pages, 1995/06
運転員に求められるプラントの運転・診断に必要な知識の形成を計算機で支援する技術の開発を目指した研究の第1段階として、2ケースの、教育訓練課程に含まれない事象での運転員挙動データを採取した。2ケース共、妥当な時間内に原因の同定を終えることができた。今後の研究のためには、会話を計算機による処理が可能な形でデータ化しておくことが有益と思われ、このために、
情報の操作の種類
操・作対象の情報を基本とする会話内容の定式化手法を堤案した。対象プラントを人間が把握する枠組として、プロセス変量の変化が伝播していく経路を表わしたネットワークと、公衆安全と発電を最上位の機能、各機器単体の役割を最下位の機能とする機能階層モデルが種々の研究で認められている。今回の実験でもこれが重要な役割を果たしているが、既に任務に就いているレベルの運転員はこれらの知識は既に有しており、この・レべルの運転員に対して冒頭のシステムがなし得る貢献としては、さらなる診断の迅速化や確実性のための、プロセス量間の定量的な関係や、そのような(定性的な関係を超えた)詳細な情報を診断に用いる手法に関する知識の獲得に対する支援が考えられる。
杉本 昌義; 永井 良治; 加藤 龍好; 沢村 勝; 高雄 勝*; 菊澤 信宏; 大久保 牧夫; 峰原 英介
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 358, p.ABS83 - ABS84, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：23.9(Instruments & Instrumentation)原研自由電子レーザー装置のための制御系の開発を行った。全系は5台の機器制御用パーソナルコンピュータと3台のコンソール用パーソナルコンピュータから成り独自のプロトコルによるイーサネットLANで接続されている。OSにはWindowsを用い、グラフィクスをベースにした運転環境を構成している。この制御系の大きな特徴としてオペレータのための支援システムが備わっている点がある。具体的には(1)ロギング情報の自動的な保存、以前のデータの回復処理、(2)オンラインでビームの挙動をシミュレートする。(3)レーザー発振過程の状況を推定する。(4)主な機器(例えばrf空洞、冷凍器、電子銃)の動作状況の診断のための機構が考えられる。
井口 幸弘; 柳原 敏*; 手塚 将志; 香田 有哉; 加藤 靖章
no journal, ,
施設の廃止措置を進めている「ふげん」を対象に、知識マネジメント支援システムの構築、およびその有効性を評価する。具体的には、「ふげん」を通常の原子力施設の廃止措置の事例として、必要となる知識を抽出する手法、職員の技術的な経歴情報や個人の廃止措置に関する業務上の知識を引き出し、共有するための仕組みについて検討を実施した。
加藤 靖章; 井口 幸弘; 手塚 将志; 香田 有哉; 柳原 敏*; 溝口 理一郎*
no journal, ,
原子力施設の廃止措置は長期に渡るプロジェクトであり、その間に蓄積される文書、資料、データや、業務に携わった技術者の持つ経験、ノウハウは膨大な量となる。このような知的資源を次世代に継承し、適切な利用を支援する取組みの一環として、オントロジー工学を活用した知識探索システムを開発する。具体的には、廃止措置業務をモデル化したタスクオントロジー(業務の概念体系)を構築し、知識マネジメントシステムを構成する高度な検索機能のプロトタイプシステムの開発を実施した。
西内 征司*; 鈴木 聡*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 山下 卓哉
no journal, ,
除染が完了した公共施設を対象として空間線量率等のモニタリングを実施することにより、除染効果の維持の状況を確認するとともに、原子力機構が開発した「除染活動支援システム(RESET)」や2成分モデルを活用した今後の空間線量率変化の予測を行った。その結果、除染効果が維持されていることが明らかとなり、今後の空間線量率は10年後に約30%低減すると予測された。本調査は市町村からの相談を受けて実施したものであり、調査結果を当該自治体へ報告し、住民対応等に係る市町村担当者の基礎資料として利用されることとなった。この成果について、福島県環境創造センター研究部と共同でポスター発表を行う。
