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濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06
被引用回数:6 パーセンタイル:37.33(Engineering, Electrical & Electronic)原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。
碇本 岩男*; 加藤 潤吾*; 奥田 隆成*; 溝口 満*
JNC TJ4440 2001-004, 53 Pages, 2002/03
「もんじゅ」制御棒の長寿命化のためには、B4Cペレットのリロケーションを抑制することが重要であり、B4Cペレットの周囲にシュラウド管を設置することが有効であることが判明している。「もんじゅ」では600日(高燃4サイクル)寿命を目指しており、従来の管形状のシュラウド管では、シュラウド管の破損の可能性が高く、リロケーション抑制効果を担保するため、二重C型シュラウド管の採用を計画している。本研究は、薄肉、スリット付、二重構造のC型シュラウド管を試作し、実機仕様を満足する製作性、検査性があることを確認する目的で実施したものであり、主な成果は以下の通りである。(1)C型シュラウド管を試作するために、実機条件を考慮して、内側、外側シュラウド管の仕様を設定した。(2)内側、外側シュラウド管の製作方法を策定し、試作を行った。(3)試作した内側、外側シュラウド管を対象に、試験検査を実施し、全試験検査項目の規定値満足していることを確認した。(4)本研究の成果により、長寿命化のキー技術の一つであるC型シュラウド管の製作、検査性についての課題は解決することができた。
来村 徳信*; 吉川 信治; 池田 満*; 溝口 理一郎*
JNC TY9400 99-006, 48 Pages, 1999/03
本報告書は、原子力プラントで生じる不具合についての知識を計算機上に記述する手法の開発について述べる。原子力プラントの安全性、信頼性を維持・向上するためには、運転員や保守員が広範な事象に対して対処能力を有することが望ましいが、その事象全てを教育訓練過程で経験させることは不可能である。しかし、プラントで起こりうることを理解するための、設計仕様や一般的な物理法則に対する知識形成を支援できれば、初めて遭遇する事象に対しても、それらの知識を組み合わせて、原因の同定や適切な対応操作を判断できる能力が高まると考えられる。原子力プラントで発生すると考えられる異常の多くは、補助的な系にその影響が限られるような、制御室からは観測されないような小さな不具合が発端となり、それが進展して主要系統のプロセスパラメータの変位に至ると考えられる。補助的な系での小さな不具合においては、潤滑油ラインの閉塞が摩擦増大による軸受けの過熱、変質に至る、というような局所的で不可逆な過程を経るものが多い。一方、主要系統での影響の伝播は、たとえば摩擦増大がポンプの回転数減少、冷却材循環流量減少、更には原子炉出口温度上昇に至るように大局的で可逆な経緯を示すものが多い。本報告書は、局所的で不可逆な過程を対象として、運転員や保守員の理解を支援するための知識を記述するための手法開発について述べる。
池田 満*; 吉川 信治; 溝口 理一郎*; 小澤 健二
PNC TY9605 98-003, 89 Pages, 1997/03
本報告書は、原子力プラントの機能や構造に対する運転員の理解状況を計算機によって獲得する手法に関する検討結果を述べる。この手法は、教育課程中の運転員が自らのプラントに対する知識を形成する努力を支援する情報処理技術の中で中核をなすものである。この知識形成支援技術の目的は、予測の困難な事象に遭遇した場合の運転員の対処能力を向上することにある。このような場合には、観測された兆候からその原因を推定したり、推定された異常事象に対して対応操作を決定したりする際に、経験則のみに依存するのではなく、プラント内部の各部の現象に立ち返った考察に裏付けされた意思決定を行う能力を運転員が有していることが望ましい。本報告書では、このような手法に発展しうる要素技術の候補として、説明に基づく学習と呼ばれる技法を取り上げ、上述のような運転員の学習支援システムへの適用性及び必要な機能拡張について考察し、解決すべき技術課題を整理した。
植田 正彦*; 笹島 宗彦*; 来村 徳信*; 池田 満*; 溝口 理一郎*; 吉川 信治*; 小澤 健二*
PNC TY1605 95-001, , 1996/03
複雑で高い安全性/信頼性を要求される原子力プラントの運転員が、対象プラントに対してその診断や対応操作に関する的確な判断を行うための知識を有することは重要である。このような知識の形成を情報処理技術によって支援する技術の開発を目指した研究を平成6年度より開始した。この研究計画では、平成10年度に実プラントの一系統を対象として、その知識の形成を計算機との対話によって任意の運転員が行うことのできるプロトタイプシステムを開発することを当面の目標としている。このようなオフラインの教育システムの構築に必要な開発課題を整理した結果、システムと対話する運転員のその段階でのプラントに対する理解状況(学習者モデル)をシステムに取り込む技術開発が、最も難度の高い課題の一つであると予想された。本報告書では、複雑なプラントを運転する運転員に要求される判断能力と回避すべき誤謬、及び一般工学分野における教育システムに関する研究動向を分析し、知的教育システムにおける学習者モデルの位置付けとその要件を同定した。
藤原 優行*; 原田 誠*; 奥田 隆成*; 中村 重治*; 溝口 満*
PNC TJ9058 97-001, 110 Pages, 1995/10
分散強化型(ODS)フェライト鋼は、優れた高温クリープ強度と耐照射性に優れていることから大型高速増殖炉の燃料被覆管材料として開発が進められている。本年度の開発目標は再結晶組織が得られる合金成分の被覆管を試作し、その機械的特性が以下の値を満足していることである。1) 650C,10000時間における内圧クリープ破断強度が200MPa以上であること。2)400Cでの周方向の引張一様伸びが1%以上であること。3)燃料被覆管を製造するのに十分な冷間加工性、再結晶特性を有すること。分散強化型マルテンサイト鋼については、9%から11%Cr鋼を対象に加工熱処理条件と加工性の関係を検討した。得られた成果を要約すると、(1)ODSフェライト鋼に関しては、1)冷間圧延と焼鈍を繰り返すことにより、高速原型炉サイズ(6.50.47t)の被覆管が得られる可能性を見出した。2)圧延と焼鈍を繰り返すことによって、圧延方向に沿って割れが発生しやすくなる傾向が認められた。割れの発生原因と対策を明らかにし、管圧延に成功した。3)最終焼鈍材は完全に再結晶しておらず、一部未再結晶組織となっていた。(2)ODSマルテンサイト鋼に関しては、1)焼きならし後、炉冷することによって被覆管加工に十分な硬さに軟化することが分かった。2)低炭素9Cr鋼はフェライト単相となり、1200C以上の焼鈍で著しい軟化が認められ、12Crフェライト鋼と同様の特性を示した。
吉川 信治; 笹島 宗彦*; 溝口 理一郎*; 来村 徳信*; 池田 満*
PNC TY9605 98-001, 91 Pages, 1993/03
原子力プラントの運転を、より安全、確実に行うための異常診断知識を、矛盾、欠落、表現の不一致等の問題を回避して構築することが求められている。この異常診断の知識を、従来のように経験を積んだ人間へのインタビューによってではなく、情報処理技術を用いてより確実、完全に構築する技術が提案されている。これは知識コンパイラと称する。この知識コンパイラにおいて、原子炉冷却系の診断知識を定性推論によって導こうとする際に発生する解の曖昧さを回避するための手法がこれまでに2種類提案された。まず、最初の手法は、ある変数に影響を及ぼす他の変数の定性値をすべて管理しつつ、変数間の因果関係に沿って矛盾が発生する場合を除きつつ定性値を割り当てていく手法である。2番目の手法は、各変数に対する他の変数からの変化伝播の方向と、サーマルバランスやエネルギー保存に関する変数間の定性的拘束条件を全て定性連立方程式に表し、これを順次分割しつつ局所的に背理法を適用することによって解く手法である。本報では、これらの手法に基づいたソフトウェアを実際に作成し、それを原子炉複数ループ冷却系に適用した結果について述べる。さらにその結果と、研究を通して得られた知見から、原子力プラントの異常診断知識の総合システムの構成を提案し、また今後取組むべき課題を考察する。
吉川 信治; 笹島 宗彦*; 来村 徳信*; 池田 満*; 遠藤 昭; 溝口 理一郎*
PNC TY9605 92-001, 70 Pages, 1992/10
原子力プラントの運転を、より安全、確実に行なうための異常診断知識を、矛盾、欠落、表現の不一致等の問題を回避して構築することが求められている。この異常診断の知識を、従来のように経験を積んだ人間へのインタヴューによってではなく、情報処理技術を用いてより確実、完全に構築する技術が提案されている。これは知識コンパイラと称する。平成2年度までの研究で、定性推論に基づく知識コンパイラを原子力プラントの診断知識獲得に適用する際に、推論矛盾が発生する事がわかった。本報告書では、この問題点を克服すべく平成3年度に考案した2種類の新たな推論手法と、その原子炉2ループ冷却系モデルに対する適用性を評価する。また、これらの新たな推論手法を核として、異常診断知識導出システムを構築するために必要な開発課題についても整理し、考察する。何れの手法も、従来の方法が、2変数間の定性値の伝播のみに着目していることに起因して起こる推論矛盾の発生を避けるため、3個以上の変数の間の定性値の関係を同時に考慮できるようにしたものである。また、何れの手法とも、サーマルバランスやエネルギー保存に関する変数間の定性的拘束条件を推論に用いている。まず、最初の手法は、ある変数に影響を及ぼす他の変数の定性値をすべて管理しつつ、変数間の因果関係に沿って矛盾が発生する場合を除きつつ定性値を割り当てていく手法である。2番目の手法は、各変数に対する他の変数からの変化伝播の方向と、サーマルバランスやエネルギー保存に関する変数間の定性的拘束条件を全て定性連立方程式に表し、これを順次分割しつつ局所的に背理法を適用することによって解く手法である。この2手法の、原子炉冷却系モデルへの適用性を評価した結果、最初の手法は、推論過程の説明機能において優れており、2番目の手法は、解の導出効率において優れている事がわかった。これらの推論手法を核として異常診断知識導出システムを構築するためには、定量的情報処理モジュールとのインターフェース、推論能力が向上するような新たな定性知識の追加をユーザーに示唆する機能等の開発が必要であると結論された。
菊池 満; 関 泰; 及川 晃; 安藤 俊就; 小原 祥裕; 西尾 敏; 関 昌弘; 滝塚 知典; 谷 啓二; 小関 隆久; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.195 - 202, 1991/00
被引用回数:8 パーセンタイル:66.05(Nuclear Science & Technology)JT-60トカマクにおけるプラズマ電流の80%に及ぶブートストラップ電流の観測により核融合炉設計において、ブートストラップ電流率を高くとることができるようになった。これに基づいた動力炉(SSTR)の概念設計を行なった結果について報告する。SSTRの特徴は定常運転をするための電力を減らすためにブートストラップ電流を利用することである。この要請により適度なプラズマ電流(12MA)と高ポロイダルベータ(=2)を設定した。この条件を満足させめために、高アスペクト比(A=4)と強磁場(B=16.5T)を用いた。電流駆動には負イオン源NBIを用いる。近未来の工学・物理に基づいて正味の電気出力を出す炉の概念を示すことができた。
藤原 優行*; 西田 俊夫*; 中村 重治*; 溝口 満*
PNC TJ9058 89-003, 67 Pages, 1989/05
耐スエリング性の優れた高Crフェライト/マルテンサイト鋼は大型高速炉の長寿命ラッパ管材料として有望と考えられる。固溶強化、析出強化による高強度フェライト/マルテンサイト鋼のラッパ管への適用性を評価するために、引張性質と衝撃特性の要求性能を満たすための材料設計と試作試験を行った。基本組成として0.14C-0.5Ni-11Cr-0.5Mo-2.0W-0.25V-0.07Nb-0.06N鋼を選定し、引張性質および衝撃特性に及ぼすN,V,Nb量および熱処理条件の影響を検討した。(1)高温における引張強さ、降伏強さは、熱処理条件による影響が大きく、一方、成分による影響は小さい。(2)衝撃特性は成分、熱処理条件ともによる影響を大きく受け、特に基本組成よりN,V,Nb量を高めるとDBTTが上昇することがわかった。(3)ラッパ管の引張性質と衝撃特性に対する要求性能を満足させるためには、本研究において選定した基本組成と1050焼ならし、710焼もどし処理の熱処理条件が適当であると判断された。(4)材料設計で選定した化学成分と熱処理条件を適用したラッパ管の試作試験により、目標性能を上回る高強度と優れた衝撃特性を有するラッパ管を得ることができた。
瑞穂 満; 溝口 忠憲
Nuclear Instruments and Methods, 91(3), p.439 - 443, 1971/00
抄録なし
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 溝口 満*; 鳥井 正志*
no journal, ,
ITER計画において、日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体の調達を担当し、現在、その準備を、国内メーカの協力を得て進めている。TFコイル導体は、SUS316LN製の保護管(ジャケット:外径46.3mm、肉厚1.6mm)に、0.8mmの超伝導線を約1000本束ねたケーブルを引き込んだ構造であり、導体単長は最大760mである。TFジャケットの強度要求は、0.2%耐力が950MPa以上、伸びが30%以上である。今回、原子力機構は、SUS316LNを用いて、TFジャケットを試作し製造性及び機械特性を検証するとともに、導体を製造する設備(ジャケッティング装置)の設計を行った。ジャケットは、既存のシームレス・パイプ量産製造設備を使用して製作し、外径について0.2mmの要求公差を満たし、ジャケット単長は要求値(10m以上)を上回る14mの製作が可能であるなど、ITERの要求寸法特性を満足できることを確認した。また、4Kでの引張り試験の結果、1000MPa以上の0.2%耐力を測定し、ITERの要求強度を満たした。ジャケッティング装置は、14m長さのジャケットを溶接接続し、760mの直線ジャケットを製作した後、同じ長さの超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型した後で、所定の径に巻き取る機能を有するもので、本装置の基本設計を完了した。これらのジャケット試作及びジャケッティング装置設計作業により、TFコイル導体の調達準備を進展させている。