Human interface of distributed plant monitoring and diagnosis system at "Monju"

水野 学*; 大草 享一; 玉山 清志

Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP) (CD-ROM), p.148 - 153, 2007/07

原子力プラントにおいては、異常をできるだけ早く検出し、その進行を食い止めることが求められる。これは、高速増殖原型炉「もんじゅ」においても特に重要である。このため、「もんじゅ」用の監視診断システムの開発が求められている。最近では、コンピューターネットワークテクノロジーの驚くべき発展により、このような監視診断システムは合理化されたシステム資源を用いたWeb技術を用いられる。そこで、われわれは「もんじゅ」の監視診断システムのためのWebベースのプラットフォームを開発した。開発においては分散化,標準化,柔軟な構造を考慮した。この新しく開発されたプラットフォームとプロトタイプ監視診断機能を検証した。プラットフォーム上のプロトタイプ監視診断システムは、「もんじゅ」のイントラネットを用いて、許容可能な遅延時間内に、「もんじゅ」のプラントデータを取得し、ユーザーのコンピュータにデータを表示できた。

ナトリウム冷却FBR用熱電発電システムに関する研究; 熱電素子およびシステム化技術の開発に関する研究

鈴木 亮輔*; 田邊 健太郎*; 近藤 恒幾*; 小野 勝敏*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 玉山 清志; 桶谷 和浩*

JNC TY4400 2003-004, 214 Pages, 2003/08

JNC-TY4400-2003-004.pdf:19.93MB

既存の原子力発電所から排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から重要になってきている。特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRでは避けて通れない課題であることは間違いない。熱電発電システムは、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近では一般産業においても省エネの観点から見直されてきている。本研究では、熱電発電システムをナトリウム冷却FBRに適用して排熱回収する場合の技術的可能性について見直すことを目的としている。すなわち、基礎となる熱電変換素子の開発、モジュール化技術の開発並びに基礎実験装置と小型試験装置による確認実験を行い、モジュール熱電変換効率の評価さらにはシステム熱電変換効率評価のための基礎資料とする。

Development of distributed plant monitoring and diagnosis system at MONJU

大草 享一; 玉山 清志; 北村 智美*

GENES4/ANP2003, 0 Pages, 2003/00

もんじゅを対象とした分散型監視診断システムを開発した。システムは、分散構造を持ち、システムへの機能追加・改変が容易である。また、汎用的な計算機・ソフトウェアを利用し、計算機間の通信にイントラネットを使用しているため、結果表示用の端末の追加が容易で、プラント内およびその他の任意の場所に設置可能である。

「もんじゅ」分散型プラント監視診断システムの開発

玉山 清志; 宇田川 一幸*; 藤波 優; 大草 享一; 村中 誠*; 北村 智美*; 光元 里香*

JNC TN4410 2001-007, 8 Pages, 2001/12

JNC-TN4410-2001-007.pdf:0.63MB

国際技術センターにおいて、「もんじゅ」への適用を目的とした分散型プラント監視・診断システムの開発を行っている。データ収録装置を用い「もんじゅ」からのプロセスデータをLANを介して入力し、異常診断部分はエージェントとしてモジュール化した。診断モジュールのインタフェースを標準化し診断機能の拡大・変更等が容易に行える柔軟な構成のシステムとした。本システムはインターネット技術を用いたため、建設所の多くのエンジニアがLANに接続されたパソコンで利用でき、また安価である。今回システムのプラットフォームと基本的な診断部分を完成させ基本機能を確認したので報告する。

高速実験炉「常陽」における出力系中性子計装への黒鉛温度のフィードバック

小倉 賢治*; 島田 裕一*; 玉山 清志*; 深見 明弘*

PNC TN9410 88-032, 159 Pages, 1988/03

PNC-TN9410-88-032.pdf:15.64MB

速実験炉「常陽」の中性子計装は、中性子検出器の設置されている状況の特殊性により、他では見られないような調整を必要としていた。「中性子検出信号への黒鉛温度フィードバックシステム」(Graphite temperature Automatic Precise compensation System;CAPS)は、前述の中性子検出器の設置状況の特殊性を電気的な処理により補正しようとするもので、主な機能は出力系核計装の出力電圧を黒鉛遮蔽体の温度ならびに原子炉出口温度によって補正する機能を持つアナログ回路である。昭和61年に基本的な概念が示されて以来、研究、開発が進められ昭和63年2月の「常陽」MK-2炉心第15サイクルにおいて本格的な運用が開始された。CAPSは、補正の基準となる原子炉熱出力に対して1.0MW以内の誤差で補正を行なえることが試験や解析などにより明らかになった。これによって、入手による調整を行っていた時に比べて大幅な精度向上が実現された。また、GAPSを導入したことにより頻繁に行われていた人手による調整作業の回数が減少し、それにともない信頼性が向上した。

人工知能利用技術の現状と高速実験炉「常陽」での適用

玉山 清志*; 杉江 嘉彦*

PNC TN9430 87-006, 43 Pages, 1987/10

PNC-TN9430-87-006.pdf:1.4MB

昭和62年9月14日に原子力安全委員会打ち合わせ会議に於いて、表題に関する発表を行った。本冊子は、実験炉での計算機利用技術の紹介のため、その時使用した配布資料および口頭発表原稿を基に、質疑応答など若干の加筆・修正を行ってまとめたものである。発表準備のため、原子炉一課教育訓練グループ、同燃料取扱グループおよび原子炉二課保守技術グループの協力をいただいたが、本冊子の文責は筆者にある。

高速実験炉「常陽」運転特性試験報告書; ステップ応答法による反応度フィードバック特性の監視

庄野 彰*; 玉山 清志*; 池上 哲雄*; 溝尾 宣辰*

PNC TN941 85-146, 80 Pages, 1985/10

PNC-TN941-85-146.pdf:2.01MB

原子炉運転中に,制御棒操作によってステップ状の反応度を投入し,中性子束や集合体出口温度の応答を測定することにより,反応度フィードバック特性の経時変化を監視した。本測定手法は,炉出力変動量が小さく,かつ所要時聞が短いという特長を有するため,定格運転中(100MW熱出力)に随時実施可能である。本報告は,1983年2月のMK―2性能試験開始時以来,1985年3月に終了した定格第7サイクルまでの期間(炉心平均燃焼度の範囲は,2.2104MWD/T以下)に測定されたデータを整理し,経時変化の傾向ならびにその発生原因を考察したものである。解析に際しては,炉心動特性解析コード「SPIDER」を使用した。主要な結果は以下の通りである。▲燃焼の進行に伴ない,反応度フィードバック特性は徐々に弱くなる傾向を示した。▲単位投入反応度に対する中性子束及び集合体出口温度の変化量は,炉心平均燃焼度2.2104MWD/T時点では,燃焼初期の値の約2倍に増大した。▲「SPIDER」を用いたパラメータスタディの結果,燃焼に伴なう反応度フィードバック特性の変化は,燃料軸方向膨張によるフィードバック反応度の寄与が減少することが原因であると推定された。▲

50MW蒸気発生器試験施設計算機応用(II): Na.水反応小リーク自動判定装置の開発と実証試験

玉山 清志*

PNC TN941 82-112, 23 Pages, 1982/04

PNC-TN941-82-112.pdf:1.01MB

高速増殖炉の運転に於ては蒸気発生器のナトリウム中への水リーク,それより派生するナトリウム・水反応を検出することは非常に大切である。この為に開発したナトリウム・水反応小リーク自動判定装置について前回の報告書"5MW蒸気発生器試験施設計算機応用1)"に述べたが,その後さらに改良,発展させて実証試験を行った。本システムは小リーク自動判定装置と中リーク自動判定装置の2つの機能からなり,この2つを併用することによって可能なかぎり早期にかつ微少な水リークを検出し警報を発生させ運転に必要な情報をCRTに表示することが出来る。試験は水リークの代りに水素あるいは水をループに注入することによって行った。試験結果より下記結論を得,本システムの有効性を確認した。1.非常に微少なリークを検出出来ること。2.警報遅れ時間が妥当な範囲内であること。3.リーク率計算表示が正確であること。

DIAGNOSIS METHOD UTILIZING NEURAL NETWORKS

渡辺 兼秀; 玉山 清志*

IAEA Specialists' Meeting on Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants, , 

微弱な徴候を示す異常の原因を同定するのに、異常の種類毎に異なるプラント状態量の応答の体様を線形関数(自己回帰分析)を用いてパターン(コ ヒーレンス関数)化し、異常の速度/大きさの変化によって揺らぐこれらのパターンをニューラルネットワーク技術で高速で識別する方法を開発した。「ふげん」定格出力運転時に蒸気ドラム水位低下を引き起こす5つの種類の異常をフォルト・ツリー解析手法で求め、これらの異常が生じた場合の応答をFATRACコードで解析した。入力層・中間層・出力層からなる3層モデルニューラルネットワークとバックプロパゲーション学習則を用いた。(1)反応度低下(0.41-1.62XE(-2)$/s)(2)給水量低下(3-7%)(3)主蒸気流量増大(3-10%) (4)蒸気ドラム圧力増大(2-6%) (5)給水温度低下(3-10)の異常から直接原因を識別する時に、1.0の教師信号に近い0.940.01の値を出力できた。他の4つの原因の場合

「もんじゅ」ナトリウム流量計校正への相関法の適用

水野 学*; 大草 享一; 玉山 清志

no journal, , 

相関法は、流体中に存在するゆらぎが、流れとともに移行することを利用し、流れに沿って配置した一対の検出器を用いて、ゆらぎの移行時間と検出器間距離から流量を求める手法である。本手法を高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム流量計に適用した。この結果、流量計のオンサイト校正法として利用できる可能性があることがわかった。