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岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Nuclear Science & Technology)Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.
寺島 元基; 遠藤 貴志*; 紀室 辰伍; 別部 光里*; 根本 一昭*; 天野 由記
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.374 - 384, 2023/04
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)For better understanding of impact of natural organic matters (NOM) on facilitating migration of 
Se in underground environments, association mechanism between Se and humic substance (HS) in groundwater was investigated by incubation experiments using groundwater sample under abiotic and biotic conditions and speciation analyses by an isolation technique with DAX-8 resin and a size exclusion chromatography coupled on-line to UV-Vis and ICP-MS detection (SEC-UV-ICP-MS). Selenite added into the groundwater was reduced to elemental Se only when microbial activity was stimulated by a nutrient. The speciation analysis by the isolation technique showed the presence of Se associated with HS and that proportion of the associate to total dissolved Se is highest in the reducing condition. The SEC-UV-ICP-MS analyses of alkaline extracts from the DAX-8 resin showed that Se was coeluted with Fe as well as HS, regardless of microbial activity and redox conditions. Logarithmic peak areas of Se and Fe coeluted with HS in the SEC chromatograms was linearly correlated in the moderately oxidizing condition (r = 0.947, p 
0.01 with addition of Se; r = 0.995, p 
0.01 without the addition of Se). The SEC chromatogram of Se coeluted with HS in the reducing condition was well matched with those of Se-Fe-HS ternary complex in the moderately oxidizing condition. Therefore, these suggest that the association between Se and HS in groundwaters can be dominated by a formation of Se-Fe-HS ternary complex.
方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 20 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体A架台で測定された鉛ビスマスサンプル反応度を用いたデータ同化によって加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の鉛ビスマス非弾性散乱断面積に起因した不確かさを低減できることを実証した。サンプル反応度について、データ同化の式中に現れる実験不確かさと相関を再評価し、結果を明示した。不確かさ評価に用いる感度係数はMCNP6.2で評価し、データ同化はMARBLEを用いて実行した。鉛ビスマスに対してサンプル反応度は感度係数が大きいため、加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の断面積起因不確かさを6.3%から4.8%まで減少させ、本研究で設定した暫定的な目標精度5%を達成できることを示した。さらに、ADJ2017に使用された積分実験データを用いることで、マイナーアクチニドや鉄など他の支配的な核種に起因する不確かさを効果的に低減できることを示した。
Np and 
Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 千葉 豪*; 渡辺 賢一*; 遠藤 知弘*; Van Rooijen, W. G.*; 橋本 憲吾*; 左近 敦士*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(8), p.684 - 689, 2019/08
被引用回数：12 パーセンタイル：80.27(Nuclear Science & Technology)本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した未臨界炉心への高エネルギー中性子の入射による加速器駆動システム(ADS)において、マイナーアクチノイド(MA)の核変換の原理が初めて実証された。本実験は、ネプツニウム237(Np)とアメリシウム241(Am)の核分裂反応と、Npの捕獲反応を確認することを主たる目的とした。NpおよびAmの箔の未臨界照射は、試料(NpまたはAm)と参照として用いるウラン-235(
U)のそれぞれの箔からの信号を同時測定可能なback-to-back核分裂計数管を使用し、中性子スペクトルが硬い炉心で行われた。核分裂と捕獲反応の実験結果を通じて、未臨界炉心と100MeVの陽子加速器を組み合わせ、かつ鉛-ビスマスのターゲットを使用したADSによるNpとAmの初の核変換が示された。
佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05
被引用回数：7 パーセンタイル：48.36(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。
矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.
JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11
JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB
安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。
佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11
放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。
佐藤 大樹; 大泉 昭人; 松田 規宏; 小嶋 健介; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃
RIST News, (53), p.12 - 23, 2012/09
福島第一原子力発電所の事故により、環境中に放出された放射性物質に対する効率的な除染計画の立案を支援するために、除染効果評価システムCDEを開発した。CDEはグラフィカル・ユーザー・インターフェースを通した簡便な操作で、除染前後の空間線量率と除染効果(線量率減少係数)をシミュレーションし、その結果を除染対象領域の地形図上に可視化する。本稿では、CDEを用いた除染計画の検討方法の例として、福島県伊達市下小国地区を対象としたケーススタディの結果を示した。具体的には、集落において除染対象領域を順次拡大していった場合や除染方法を変更した場合の除染効果への影響を調べた。その結果、下小国地区の家屋周辺の空間線量率を効果的に低減させるには、一般的な除染方法を採用して、その周辺部の除染から実施することが望ましく、また畑やグラウンドを除染することで集落全体の空間線量率を下げることができるとわかった。本研究により、CDEのようなコンピュータ・シミュレーションを用いた除染計画検討の有用性が示された。
佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃
JAEA-Research 2012-020, 97 Pages, 2012/08
JAEA-Research-2012-020.pdf:7.32MB
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島県をはじめとする東日本各地では、除染による線量の低減化が期待されている。原子力機構では、除染作業で効果的に線量率を低減させる計画の立案を支援するため、除染効果評価システムCDE(Calculation system for Decontamination Effect)を開発した。CDEは、環境中に分布する放射性セシウムに対して作成した線量寄与データベースを用いて、適用する除染技術に応じた放射性物質の除去効果(除染係数)から、除染前後の空間線量率を計算する。これにより、除染効果を示す線量率の減少(線量率減少係数)が得られ、その結果は除染対象地域の地図上に可視化される。計算結果の妥当性は、3次元放射線輸送コードPHITSを用いた除染領域と線量低減効果の解析結果と比較して検討した。これにより、CDEは短時間の計算で、PHITSによる解析と同等の精度で結果を与えることが確認された。本報告書では、CDEの概要,計算手法,検証解析を示すとともに、付録として線量計算プログラムのソースコードと取扱説明書を掲載する。
遠藤 邦明; 百瀬 琢麿; 古田 定昭
Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.119 - 122, 2011/07
被引用回数：5 パーセンタイル：38.65(Environmental Sciences)Radiation protection methodologies concerned to individual monitoring, workplace monitoring and environmental monitoring in nuclear fuel facilities have been developed and applied to facilities in NCL of JAEA over 40 years. External exposure to photon, beta-ray and neutron and internal exposure to alpha emitter are important issue for radiation protection in these facilities. Airborne monitoring, surface contamination monitoring to alpha emitters and beta/photon emitters are also essential to workplace monitoring to avoid internal contamination of the personnel. Criticality accident alarm system developed by JAEA has been proven through the application to the facilities for long time. Centralized area monitoring system has been effective for emergency situation. Air and liquid effluents from the facilities are monitored by continuous monitors or sampling methods to comply with regulations.
山崎 弘郎*; 本多 敏*; 上田 雅司; 遠藤 昭*; 笛木 学*
計測自動制御学会論文集, 43(9), p.756 - 761, 2007/09
高速増殖炉は、輸入に依存するウラニウム資源を有効に活用できるため、日本のエネルギー事情に適した動力炉として期待されている。一方、同炉の炉心では、熱出力密度が著しく大きいために、冷却材として熱伝達特性が優れた液体ナトリウムが使用される。本論文は液体ナトリウムの温度を管路の外側から電気抵抗方式により計測する新しい温度計測手法について、理論的解析,数値シミュレーション,試作検討結果などを述べたものである。
遠藤 昭
JNC TN4400 2002-003, 88 Pages, 2003/04
JNC-TN4400-2002-003.pdf:9.04MB
著者は、創生期の高速実験炉「常陽」の技術開発を皮切りに原型炉「もんじゅ」の開発など30年の長きに渡って高速炉の技術開発に従事してきた。その間、一貫して高速炉の計装技術の開発に携わることができたが、本書は著者がこれまでの技術開発を通して得た経験、知見、見聞などを後進の技術者達に伝承すべくまとめたものであり、今後の教育研修資料に活用されれば幸いである。本書の第1章では、前段として高速炉システムについて概説し、第2章にて核計装を中心とした原子炉計装を、第3章のプロセス計装ではナトリウム計装について測定原理や温度依存性、応答特性の検証などその特質を様々な観点から論じる。また、第4章では燃料破損検出と破損燃料位置検出系について、そして第5章においては冷却材バウンダリからのナトリウム漏洩検出や蒸気発生器伝熱管からの水漏洩検出について述べている。以上のように、本書は高速炉プラントが必要とする多岐に渡る計装技術について言及しているが、この他、計装技術者にとって今後必須課題になると思われる計装系の誤差解析や不規則信号論、及び自己回帰モデルを用いた応答特性の測定法についての解説を付録として付した。
宇田川 一幸; 光元 里香*; 横山 邦彦; 辻 啓一; 遠藤 昭
JNC TN4400 2001-002, 30 Pages, 2001/01
JNC-TN4400-2001-002.pdf:0.92MB
高速炉プラントにおいては、蒸気発生器伝熱管のきずを検出するため、渦電流探傷試験による検査を実施することとしており、現在、その検査技術高度化のための検討を行っている。これまでの検討結果によれば、伝熱管形状の相違などから軽水炉プラントとは異なった雑音が見られるケースがあり、SN比の改善について一層の工夫が望まれている。本研究では、雑音下での特異信号の検知を容易にする信号処理手法として近年注目されているウェーブレット解析を用い、高速炉プラントにおける雑音下でSN比が向上できるかどうかを評価した。伝熱管の試験片に人工きずを施し、この試験片から得られる渦電流探傷データを前記した振動雑音に重畳させて解析した。その結果、ウェーブレット解析によりSN比が数倍程度改善できることがわかった。また、この改善効果を従来の線形フィルタと比較しても、高い効果が得られることがわかった。例えば、離散ウェーブレット解析では、その効果は、ローパスフィルタを用いた結果の約1.4倍であった。ウェーブレット解析は、従来のフーリエ解析と比較して、突変的な信号応答の検出能力が優れている。本研究により、高速炉プラントの蒸気発生器伝熱管探傷時に生ずるノイズ環境下のきず部波形検知に関しても、このようなウェーブレット解析の有効性が定量的に示せた。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
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。
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。
遠藤 昭; 北村 正晴*
PNC TY9601 98-005, 44 Pages, 1994/04
原子力プラントの運転員の意思決定を支援するための情報処理技術が精神力的に研究されながらも、末だ十分に実プラントへ適用されていない理由として、適確性の確保、確信度の表現、ロバスト性の改善、が挙げられる。これらの問題を克服するための概念として、情報と方式の多様化が有効と考えられる。本報では、シミュレータで生成した様々な異常事象時のプラント挙動に対して方式を多様化した診断システムにより原因同定実験を行い、異常診断において情報と方式の多様化が性能向上に大きく貢献する見通しを得るとともに、方式の多様性を定量的に評価する手法を提案してその妥当性を確認した。
Ugolini, D.; 吉川 信治; 遠藤 昭
PNC TN9410 94-069, 30 Pages, 1994/02
本報告書は、人工的に構築されたニューラルネットワーク(ANN: Artificial Neural Network)を用いた間接的モデル適応制御(MRAC)システムと、これの、ヘリカルコイル型のナトリウム-水伝熱管を有する貫流型蒸気発生器の出口蒸気温度の制御への応用について議論する。このシステムでは、ニューラルネットワークは対象の特性の同定を行なう部分と制御を行なう部分の2ヵ所に組込まれている。蒸気発生器は非線形の動的なモジュラー型モデルで模擬している。このモデルでは伝熱部が水/蒸気側の状態-サブクール水、飽和水/蒸気、過熱蒸気-によって3領域に分割されて計算され、各領域間の境界は動的に変化する。本報告書の要点は、間接的モデル適応制御の蒸気発生器モデルの出口蒸気温度制御への有効性を示したことと、この手法においてニューラルネットワークで実現されている重要な機能を示したことである。ニューラルネットワークの適応と学習の能力はこの間接的モデル適応制御の制御性能の改善に貢献している。間接的モデル適応制御へニューラルネットワークを組込んだことにより、強力な制御システムが実現した。この制御システムの重要な特徴は、これが蒸気発生器モデルの入力変数と出力変数の全てを必要とはしないということである。本研究においては、これらの変数として、実機の環境で計測あるいは算出可能なものだけを選択した。したがって、内部の変数は、モデルの開発には必要であるが、実機の環境では計測や算出がほぼ不可能であるので、この間接的モデル適応制御システムには用いられていない。この間接的モデル適応制御手法を蒸気発生器モデルへ適応した結果は極めて良好であった。蒸気発生器モデルを、境界条件の変化や内部パラメータの変化によって、強制的に平衡状態から離脱させた場合でも、出口蒸気温度はほぼ完全に設定値に保たれた。また、この結果から間接的モデル適応制御システムの全体の制御動作においてニューラルネットワークの果す役割の重要性が示された。ニューラルネットワークの各ノードの結合係数や偏差は、蒸気発生器モデルの過渡変化中に起こり得る特性の変化に追従するために自ら変化する。本システムの制御動作の効率と精度は、この結合係数や偏差の自動調整を担うニューラルネットワークのオンラインでの特性同定プロセスに強く依存している。
遠藤 昭; 佐伯 昭; 三木 哲志; 姫野 嘉昭
Mathematical Methods and Supercomputing in Nulear Applications, 0 Pages, 1993/00
原子力プラントの運転,保守における人的因子を極力排除して,稼働率や安全性を向上させる為,運転員の役割を人工知能で代替し,加えて制御性能を向上させるべく自律型運転制御システムの概念の検討を行った。代替にあたっては,問題解決に必要な知識の根源的知識に基づく体系化と問題解決過程の一般化が必要である。システム構成としては,機能の動的な再組織化などに優れた階層型分散協調システムを採用し,その実現は,マルチエ-ジェントシステムに依るのが適当である。自律型運転制御システムに対するAI技術の適用性を評価し,その成立性に対する見通しを得るため,プロトタイプシステムの製作を計画し,概念設計を行った。プロトタイプシステムは,FBRの原子炉系,主冷却系,主蒸気系及びタ-ビン発電機系等における通常起動,通常停止,トリップ後処理,負荷変動及び原子炉出力変動等を対象に,異常診断,状態評価等を実現した
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。
