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尾崎 禎彦; 須田 一則; 小沢 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(11), p.1053 - 1066, 1997/00
原子力プラントの安全性、信頼性向上を目的とした自律型プラントの開発を進めている。ここでは、診断の信頼性向上を目指した診断方式の多様化の一環として、異常発生時での警報(アナンシエータ:ANN)の発報パターンから、その異常原因を同定する方法について検討し、3ループFBRの水/蒸気系廻りの異常事象を対象としたプラントシミュレータ試験を実施した。発報警報の異常事象毎の時間推移を含めて比較、評価した。その結果、事象進展に伴う発報警報パターンの変化を含めて考えることにより異常原因の推定が可能であること、また、異常事象に対応した発報警報パターンをテンプレートとするパターンマッチング法、および、認知心理学分野でのカテゴリー化手法であるCOBWEB法が異常原因推定に有効であることを確認することができた。
小沢 健二; 佐伯 昭; 遠藤 昭; 大草 享一
Nuclear Technology, (6), 0 Pages, 1996/00
原子力発電プラント向けの自律型運転制御システム研究を実施している。本システムでは,人工知能(AI)システムが,運転員と従来型の制御方式に代わるものとして重要な役割を果たす。著者らは,運転員が行っていると考えられる意志決定過程を人工知能システムにより実現するためニ,モデルベース推論法を基本方針とした。自律型運転制御システムの主な設計概念としては,多面的モデル構築,方式の多様化等を提案した。これらの概念により,共通要因によるシステム機能の喪失を防ぐことが可能となる。プロトタイプシステムの開発目的は,人工知能システムの自律型運転への適用性評価と実現性を確認するためである。シミュレーション実験の結果,診断機能は,異常発生後の複雑なプロセス挙動に対して対応できること,制御機能は,従来型の制御方式に比べ性能が向上していることが確認できた。
Ugolini, D.; 吉川 信治*; 小沢 健二
Proceedings of 10th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 1996), Vol.1, p.201 - 208, 1996/00
本報告は、制御における方式の多様化、つまり単一の対象に対して互いに原理の異なる複数の制御モジュールを並列動させ、それらから出力された複数の制御信号から最適なものを動的に選択して対象に印加する手法の有効性を評価するものである。この方式の多様化は、多様な物理的条件のそれぞれで最適な手法の適用を可能とし、また広い範囲の情報を参照することから、信頼性向上をもたらす概念として期待されている。評価は計算機上のシミュレーションによって行い、制御対象として高速炉の蒸気発生器を、制御モジュールとして従来型のPI制御、ニューラルネットワークを用いたモデル適応制御、及び線形化モデルに基づくLQG制御モジュールを選択した。複数の信号間の選択機構としては、ニューラルネットワークによる蒸気器の出口蒸気温度予測と制御目標値との差を指摘とするものを用いた。実験の結果、3者のいずれを単で使用す場合よりも正確な可能なこ
Ugolini; 吉川 信治; 小沢 健二
動燃技報, (95), p.59 - 62, 1995/09
原子力プラントの安全性・信頼性の確立のためには、プラント内に各機器の制御技術に向上が重要である。本報では、ニュートラルネットワークを用いたモデル適応制御技術の開発と、その高速炉用蒸発器出口温度制御への適用性評価について述べる。この制御手法は、ニュートラルネットワ-クを対象機器の挙動予測を行うモデルとして用いて臨時モデルを更新してモデルの精度向上とより広い範囲への適応を自動的に行うような制御手法である。本報では、この制御手法を高速炉プラントの冷却系において重要性が高く、且つ非線形性の強い機器である蒸発器の出口蒸気温度制御に適用し、従来の制御手法に比べて目標値からの変位を1/10以下に低減できることを確認した。
大草 享一; 佐伯 昭; 小沢 健二; 遠藤 昭
動燃技報, (93), p.94 - 101, 1995/03
ファジィ制御は言語的な規則の記述が可能であるという特徴を持ち、広い範囲できめ細かく制御が行える等の利点がある一方、推論に使用する規則の決定を経験や試行錯誤によらなければならないと言う問題がある。この問題点の解決策の一つとして、忘却付き学習を用いたニューラルネットワーク駆動型ファジィ制御法(以下NDF制御)を開発し、DHX出口Na温度制御に適用した。「常陽」の動特性解析コードにNDF機能を付加し、DHX出口Na温度制御を行った結果、人間が試行錯誤で構築した規則によるファジィ制御と同等な制御ができた。
小沢 健二*
PNC TN9600 90-007, 203 Pages, 1990/07
研究開発段階炉運転管理方策調査委員会((財)原子力安全技術センタ:委員長 藤家洋一東工大教授)では、「ふげん」及び「もんじゅ」の運転管理の妥当性、設計外事故対応緊急時措置マニュアルの策定等に関し、昭和63年度から調査・検討を実行している。当核調査・検討を進めるうえで必要な情報を得るため、本分野において独自の考え方を持つとともに世界の先端を行くフランスを第一回海外調査国として選び、岡芳明東大教授を団長として7名の調査団を編成し、EBF(フランス電力公社)・IPSN(原子力防護研究所)と入的因子(H,F)荷酷事故(S,A)等について情報交換を行うとともに、スーパーフェニックス発電所及びBUGEY訓練センターを訪問し、必要な情報の収集を行った。本報告書は、本調査を通して得られた情報、入手資料及び参考資料について纏めたものである。
星野 勝明*; 軽部 浩二*; 青木 裕*; 薄井 正弘*; 神田 一郎*; 小沢 健二*; 照沼 誠一*
PNC TN9410 89-099, 95 Pages, 1989/05
本報告書は、昭和63年9月から平成元年1月にかけて実施された高速実験炉「常陽」の第7回定期検査期間中の運転管理経験について述べたものである。今回り定期検査は、FBRプラントにおける合理的点検手法を得ることを目標の1つにかかげて実施された。このため、各種の改造工事、照射準備を含めほとんどの点検が、これまでの最短の約3.5箇月間で実施された。したがって、工程は短くかつプラント操作も複雑となったが、運転・保守担当者の協力と適切な運転管理によって点検を計画どおりに終了することが出来た。これらの経験をとおして、定期検査の合理化のために有効なプラント管理技術の蓄積が図られた。
甲高 義則; 道野 昌信; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*; 照沼 誠一*
PNC TN9410 89-129, 50 Pages, 1989/04
高速実験炉「常陽」におけるこれまでの運転・保守経験及び知見を「もんじゅ」へ適切に反映するため、実験炉部原子炉第1課が中心となって「常陽」-「もんじゅ」運転計画検討会等の場を通じて技術交流を行っている。本資料は、上記検討会の一環として設置された「ナトリウム純化系に関する情報交換会」(昭和63年12月設置)の資料として、「常陽」一次系におけるナトリウムの受入れ、初期純化及び出力上昇時の純化運転経験についてまとめたものである。
中村 正人*; 野口 浩二*; 相川 幸司*; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-084, 61 Pages, 1989/03
コールドトラップの表面線量率及び,放射性核種の分布とその推移から酸素不純物捕獲分布を把握することを目的に,第6回及び第7回定期検査時にコールドトラップの線量率測定試験を実施した。測定結果以下の知見が得られた。1)新型コールドトラップの表面線量率は,第6回定期検査時に比べ第7回定期検査時には約2倍に上昇していたが,その分布状況はほぼ同じ傾向であった。2)放射性核種測定試験の結果炭素60,マンガン54,ナトリウム22,アンチモン124が検出された。3)旧コールドトラップの炭素60の分布は,旧コールドトラップのモックアップであるCT―4B1号機の解体検査で得られた酸素不純物捕獲分布と同じ様な分布であった。このことから旧コールドトラップでは,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布は同じであったと推察される。4)酸素不純物がメッシュ部全体に均一に捕獲される様に設計された,新型コールドトラップのメッシュ部における炭素60の分布はほぼ均一であった。このことから,新型コールドトラップにおいても,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布に相関関係があるとした場合,新型コールドトラップは,初期の性能を発揮し酸素不純物が均一に捕獲されていることが確認出来た。
寺門 嗣夫; 神田 一郎*; 奥田 英一*; 藤原 昭和*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-052, 54 Pages, 1989/03
制御棒操作ガイドシステム(ロッドガイダー)は、高速実験炉「常陽」の制御棒操作自動化を実現させる目的で、昭和61年から開発を開始し、そのうちの第1ステップを終了した。既に完成している4つの領域のプログラム(臨界、出力上昇、出力調整、出力下降)に続いて、今回系統昇温領域のプログラムの開発を行った。また、メニュープログラムを完成し、5つの領域のプログラムを統一した。100MW第16サイクル中に検証試験を行い、運転員に対して良好なガイダンスを行う事が確認された。得られた結果は以下のとおりである。(1)系統昇温領域のプログラムは、良好な制御を行うことが確認された。(2)新しく設けた制御棒操作以外の諸操作に対するガイダンス機能は、良好であることが確認された。(3)臨界、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全ての領域のプログラムは、メニュープログラムと良好に交信した。(3)臨界近傍、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全てのプログラムが完成した。
伊吹 正和*; 星野 勝明*; 青木 裕*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9420 88-006, 103 Pages, 1988/07
高速実験炉「常陽」の各施設から発生する放射性廃液及び一般排水の発生元、流入経路、設備間の取合い等についてその詳細を調査し取りまとめた。その結果、各設備の仕様、取合い、貯留槽への流入元、貯留槽から移送先等が明確になった。これにより、廃液・排水の発生箇所の追跡が容易になった。
星野 勝明*; 石橋 喜朗*; 伊吹 正和*; 青木 裕*; 吉野 弘之*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 88-029, 33 Pages, 1988/03
高速実験炉「常陽」における昭和58年度(58年4月1日
59年3月31日)に発生した補修依頼についてまとめたので報告する。58年度は、57年11月から継続されているMK-2特性試験を58年7月まで行い、以後MK-2100MW定格運転が8月9日から9月30日及び10月12日から12月1日までの2サイクル実施された。また、12月からは、59年4月下旬完了を目標に、自主検査及び改造工事を含めた第4回定期検査が開始された。58年度の補修依頼発行件数は、335件で年々増加傾向をたどっている。これは、施設、機器等の経年変化に伴う老朽化が原因と思われる。系統別にみると、格納容器雰囲気調整系、二次冷却系、建家、補機冷却系、一次冷却系が上位を占めており全体に占める割合は、57年度以降より漸次増加傾向にある。また、補修原因箇所については、計器、バルブが減少し、それに変わり建家、ポンプ、モータが急増した点に以後注目したい。
河井 雅史; 松本 正樹*; 佐橋 実*; 中山 忠晴*; 山下 芳興*; 小沢 健二*
PNC TN9430 88-004, 22 Pages, 1988/02
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備において、原子炉運転中に原子炉機器内で発生するナトリウム蒸気の付着によって、種々の不具合事象が発生している。これらは、回転プラグ及びそれに設置されている燃料を交換する為の孔(燃料交換機孔)に現われている。 このうち、回転プラグについては、燃料交換作業に先立ち回転の為に上昇させるが、作業終了後に下降させることができない事象が発生している。 また、燃料交換機孔においては、燃料交換作業の過程で、そこに案内管(スリーブ)及び盲プラグ等を装荷するが、これらを取扱う機器(燃料出入機)では装荷及び引抜きができない。更には、炉心から燃料を引抜く際に、その周辺に隣接する燃料の浮き上りを防止する為に燃料交換機孔に設置されているホールドダウン軸が動作しない事象が発生している。 これらの不具合事象に対して、現在、経験的に考案された運転手法及び特殊装置を製作、使用して対処してきている。これらは、いづれも燃料交換期間を長くさせるものの付着ナトリウム対策の為に製作した装置は有効に機能し、燃料交換作業への直接的な影響を確実に回避している。
森本 誠*; 青木 裕*; 大和田 敏雄*; 時田 光男*; 奥出 利行*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 88-028, 54 Pages, 1988/01
「常陽」の運転支援システムは、「常陽」自体の安定運転及びそのあとのFBRプラント運転信頼性向上に寄与することを目的に開発されているものであり、そのひとつとして知識工学(AI)手法を応用した警報処理診断システムJOYCAT(JOYO Consulting & Analysing Tool)がある。本システムは昭和61年度までに、警報処理診断を行う推論エンジンと2次主冷却系の知識ベースの作成及びその検証試験のための「常陽」運転訓練シミュレータへの接続が完了した。昭和62年度には、実際にシミュレータによって種々の異常事象を発生させる検証試験を行い、ファーストヒットアラーム判定、ファーストオペレーション選定、シーケンスモニタリング等の支援動作が適切に機能することを確認した。本システムの開発を通して、知識ベースの構築手法及び検証方法また、運転支援機能の高度化を目指した改良手法等について多くの知見を得ることができた。今後は、65年度実機適用に向けて知識ベースの拡張と診断手法の高度化を図り、シミュレータによる検証試験を繰り返し実施し、信頼性を確認していく計画である。
甲高 義則; 堀米 利元*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9420 87-007, 50 Pages, 1987/12
昭和62年5月18日から8月7日にかけて12週間、BWR運転訓練センターの2号標準訓練コース(東京電力第2福島3号機、電気出力110万kW、運転の自動化を取入れた最新鋭機模擬)を受講したので報告する。本報告書は、BWR訓練の報告及びBWR入門用資料として供する為に、BWR訓練センターの紹介、訓練概要、BWRの設備概要、BWRとFBRの設備並びに運転の比較についてまとめたものである。
小沢 健二*
PNC TN9600 87-012, 74 Pages, 1987/10
西ドイツ・ミュンヘンで開催されたIAEA主催のセミナー「Operating Procedures for Abnormal Conditions in Nuclear Power Plants」に出席し、「常陽」の異常時運転手順「Operating Procedures for Emergence Conditions in Experimental Fast Reactor JOYO」の論文を発表し、併せて、広範囲に亘る原子力発電所の異常時運転手順に関する情報交換を行った。 本セミナー後、フランスのスーパーフェニックス、西ドイツのSNR300及びINTERATOM社の施設を訪問し、施設見学及び異常時運転手順の基本的考え方等について調査を行った。
石川 真*; 遠藤 雅行*; 小沢 健二*; 佐久間 孝志*; 揃 政敏*; 関口 善之*
PNC TN941 79-179, 198 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」出力上昇試験の一項目として実施された熱出力較正試験(PT―11)の結果について報告する。▲本試験は,低出力から50MW定格出力までの各段階において熱出力を測定し,核計装設備における出力系の較正を行なう事を目的とする。原子炉の熱出力は一次主冷系のNa出入口温度及び流量を測定する事によって求められ,出力系及び中間系はその指示値が熱出力に一致するように電子回路を調整した。▲本試験は1978年4月から8月まで実施され,この結果以下の主要諸点が確認された。▲1)出力系指示値と熱出力の間には,非常に良好な直線性がある。▲出力系と中間系は,3デカード以上の充分なオーバーラップを示す。▲3)出力系指示値は,原子炉の運転履歴に依存して変動する。▲起動直後の出力系指示値は,原子炉熱出力に対して小さめの値を示し,その後次第に増加して,起動後約1週間で安定する。その変動量は最大で約6%である。▲
堀米 利元*; 福原 英夫*; 小沢 健二*; 仲村 喬*
PNC TN960 79-10, 102 Pages, 1979/09
本報告書は昭和53年秋に3ケ月間,米国のEBR一2において「常陽」の職員4人に対して実施された運転訓練期間中,得られた技術情報のうらナトリウム技術に関して報告するものである。なお,今回の運転訓練は,米国DOE―PNC間におけるプラント経験ワーキンググループの協定に基づき実施されたものである。
堀米 利元*; 小沢 健二*; 福原 英夫*; 仲村 喬*
PNC TN960 79-02, 54 Pages, 1979/05
本報告書は昭和53年秋に3ケ月間米国のFBRにおいて,「常陽」の職員4人に対して実施された運動訓練について,その内容及びその間知り得た事項を報告するものである。運転訓練はEBR―2及びFFTFにて行われた。EBR―2における運転訓練は9月1日から11月22日の間行われ,9月中は講義・現場説明から成るものであった。10月以降は運転直に配属され,3交代勤務に入り実地の運転訓練を受けた。FFTFには1週間弱滞在し,建設中のFFTF,HEDLの諸施設を見学し,シュミレータによる運転指導を受けた。なお,今回の運転訓練は,米国DOE―PNC間におけるプラント経験ワーキンググループの協定に基づき実施されたものである。
遠藤 昭; 小沢 健二*; 井戸 満喜男*; 小林 一*; 伊藤 忠弘*; 福田 達*
PNC TN952 79-03, 70 Pages, 1979/01
保守の便に供するために,高速実験炉「常陽」に使用されている電磁流量計の基礎理論と、工場試験,現地据付試験および総合機能試験時等に得られた各種データを統一的に一箇所にまとめて整理した。
