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Bian, Z.*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 吉川 榮和*; 森下 喜嗣; 兼平 宜紀; 泉 正憲
IEICE Transactions on Information and Systems, E90-D(6), p.963 - 974, 2007/06
被引用回数：4 パーセンタイル：33.28(Computer Science, Information Systems)拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、正確な位置・方向で重畳表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用を想定した場合、放射線の影響により、安全上作業対象物からできるだけ離れた位置の場合でもマーカの認識とトラッキング精度を確保しなければならないことである。本研究では、新たなトラッキング手法として、原子力発電所に多数存在する配管に着目し、その特徴を考慮して、配管や機器などに比較的貼りやすい縦長のラインコードマーカを開発した。本マーカを使用することで、作業対象物からの距離を遠方にしてもマーカの認識を確保できるようにした。本研究では、マーカを開発し、その評価実験を実験室で実施した。その結果、ユーザと作業対象物との距離が約10mの場合でも、約20cmの誤差範囲で認識することができ、従来のマーカよりも遠方でマーカを認識できることが確認された。
文沢 元雄; 亀田 晃之*; 中川 隆志*; Wu, W.*; 吉川 榮和*
Nuclear Technology, 141(1), p.78 - 87, 2003/01
被引用回数：5 パーセンタイル：36.81(Nuclear Science & Technology)原子炉運転制御盤の操作性の改善を図るため、運転員の行動様式に着目した、客観的データを検討することは重要である。原子炉運転員のヒューマンエラーを左右する主要なファクター(客観的データ)の1つにワークロードがある。ワークロードは運転員の身体的,精神的な負担の指標であり、本研究ではワークロードとして、移動距離,タスク実行時間,記憶量などを扱う。ワークロードの低減を図るには、原子炉制御盤(Human Machine Interfaces: HMI)を操作する運転員のワークロードを定量的並びに正確に評価する必要がある。本研究では、複数運転員(運転クルー)が操作する原子炉プラントのHMI設計を対象に、反復設計を効率的に実施するための計算機システム,SEAMAID(Simulation-based Evaluation and Analysis support system for MAn-machine Interface Design)を開発した。すなわち、HMI設計をワークロードという指標により評価するためのシステム開発を行った。併せて、CRT(記録計の監視可能なモニター)を旧来の制御盤に導入することで、運転員のワークロード(移動距離,視点移動距離など)がどの程度低減できる制御盤設計が可能であるかを検討した。
石井 裕剛*; Bian, Z.*; 関山 友輝*; 下田 宏*; 吉川 榮和*; 泉 正憲; 兼平 宜紀; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、重畳表示を正確な位置・方向を表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用に関しては、あまり研究されていなかった。これまで、著者らは原子力発電プラント内での使用を前提とする新トラッキング手法として配管に貼りつけるラインコードマーカを開発し、高精度のマーカの認識率を上げてきた。本研究では、複数のカメラとジャイロセンサを併用して、トラッキングを行うハイブリッとトラッキング技術を開発し、原子力発電プラント(ふげん)で評価実験を行った。その結果、トラッキングの範囲が、従来のトラッキング手法に比べて、3倍程度拡大された。
大草 享一; 玉山 清志; 吉川 榮和
no journal, ,
「もんじゅ」では、設計情報やこれまでに得られた運転・保守にかかわる技術情報をデータベースとして整備している。また、プラントデータをオンラインで利用し、プラントの状態を監視・診断する分散型監視・診断システムの開発も実施している。しかしながら、それらのデータベース及び監視・診断システムは、目的ごとに用意されたもので、それぞれの情報を統合して利用する仕組みとはなっていない。今後、「もんじゅ」が運転を再開し、運転・保守データやプラントデータが蓄積され、それらのデータを用いて「もんじゅ」の評価を実施するためには、データベース,プラントデータを横断的に利用することが望ましい。そこで、ここでは「もんじゅ」の役割について整理し、「もんじゅ」で運用又は開発中の管理データベース,分散型監視・診断システムについて説明し、今後、それらを知的に統合していくにはどうすべきかについて発表する。
吉川 榮和; Lind, M.*; J
rgensen, S. B.*; Yang, M.*; 玉山 清志; 大草 享一
no journal, ,
Multilevel flow modeling is a method for modeling complex processes on multiple levels of means-end and part-whole abstraction. The modeling method has been applied on a wide range of processes including power plants, chemical engineering plants and power systems. The modeling method is supported with reasoning tools for fault diagnosis and control and is proposed to be used as a central knowledge base giving integrated support in diagnosis and maintenance tasks. Recent developments of MFM include the introduction of concepts for representation of control functions and the relations between plant functions and structure. The paper will describe how MFM can be used to represent the goals and functions of the Japanese Monju Nuclear Power Plant. A detailed explanation will be given of the model describing the relations between levels of goal, function and structural. Furthermore, it will be explained how goals and functions of the control systems are represented using the recent MFM extensions for modeling control functions.
