Attention-based time series analysis for data-driven anomaly detection in nuclear power plants

Dong, F.*; Chen, S.*; 出町 和之*; 吉川 雅紀; 関 暁之; 高屋 茂

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112161_1 - 112161_15, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112161

To ensure nuclear safety, timely and accurate anomaly detection is of utmost importance in the daily condition monitoring of Nuclear Power Plants (NPPs), as any slight anomaly in a plant may result in an irreversible and serious accident, as well as high costs of maintenance and management. Nevertheless, due to the unique inherent attributes of anomalies, the difficulty of automatic detection in NPPs is increased. Previous model-driven anomaly detection approaches required skilled priori knowledge, leading to their limited usability. Commonly adopted deep learning-based data-driven anomaly detection approaches may not easily acquire the most relevant features when dealing with sensor data containing redundant information with uneven distribution of anomalies. To alleviate these issues, this paper propose an attention-based time series model for anomaly detection to ensure safety in NPPs. First, we employ one-dimension convolutional neural network (1D-CNN) backbone for feature extraction to preserve original inherent features of time series inputs. Subsequently, we originally adopt soft-attention mechanism to automatically extract the most relevant temporal features considering the specificity of anomaly detection in NPPs. The performance of the proposed model was experimentally validated on the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) anomaly case dataset simulated using the analytical code. The experimental results indicate that the proposed model was capable of detecting anomalies in NPPs with superior performance to the baseline model, while ensuring fast detection at short time steps.

先進型原子炉の設計プロセスの革新を実現するARKADIAの開発(設計最適化支援ツールARKADIA-Designにおける最適化プロセスの開発)

田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂

第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07

https://doi.org/10.1299/jsmepes.2022.26.A221

原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。

「もんじゅ」点検期間長期化の要因分析及び次世代高速炉の保全合理化案の提案,2; 低温停止期間における「もんじゅ」の保全計画分析

豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07

It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.

Proposal of inspection rationalization method and application for sodium cooled fast reactor

矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16735

In order to rationalize maintenance for nuclear power plants, it is necessary to develop optimize maintenance plan by considering characteristics of each plant. In sodium-cooled fast reactor, there are constraints on inspections due to the specialty of handling sodium equipment, that is one of the important points when considering rationalization of maintenance. To solve this problem, we proposed a basic concept of maintenance optimization scheme that is a design support tool in order to develop maintenance strategy, based on "system based code". One of the proposed scheme goals is to make a concrete way of necessary assessment method. Another is to provide several combinations of design and maintenance, and information for owner in order to choose the acceptable combination. In the beginning, we are working to develop the scheme that can be applied to sodium fast reactor as the main concept of next generation reactor. In this context, primary heat transfer system (PHTS) piping of fast reactor was evaluated by the scheme. This piping was chosen because it is major significant component and the inspection have constraint conditions that need preparation work. As a result, design candidate (e.g. single and double wall piping) and inspection candidate (e.g. ultrasonic testing and continues leakage monitoring) combinations along with benefit of each cases were provided.

Influence of dead weight and internal pressure to seismic buckling probability of fast reactor vessels

高屋 茂; 佐々木 直人*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00549_1 - 19-00549_9, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00549

地震による容器の座屈評価は、高速炉の設計において重要である。われわれは、以前、より合理的な評価を行うために地震ハザードを考慮した座屈確率の評価法について検討し、荷重耐力係数設計法に基づく座屈評価法を提案した。本論文では、提案手法を自重及び内圧を考慮できるように拡張した。更に、自重及び内圧が座屈確率に与える影響を検討し、最大許容地震荷重について10から20%程度の合理化が可能であることを示した。

Proposal of a simple evaluation method for sloshing impact pressure on flat roofs

高屋 茂; 藤崎 竜也*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

https://doi.org/10.1115/ICONE26-82562

スロッシングは、自由液面を有する高速炉共通の重要な課題の一つである。免震システムの導入により地震荷重の振動周期は長周期化し、スロッシングの固有周期に近づくことによってスロッシングが促進される。厳しい地震条件では、スロッシング波が天井部に到達することも想定される。その場合、天井部の健全性評価が必要となるが、平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法はまだ確立していない。そこで、本研究では、Wagner理論に基づき、簡易評価法を提案した。更に、スロッシング試験の公開文献やCFD解析を用いて、提案手法の有効性について検討した。

Creep-fatigue evaluation method for weld joints of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Proposal of the evaluation method based on finite element analysis and uniaxial testing

安藤 勝訓; 高屋 茂

Nuclear Engineering and Design, 323, p.463 - 473, 2017/11

AA2016-0317.pdf:0.77MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.09.035

本研究では、有限要素法解析に基づいて改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案した。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮するために母材、溶金、熱影響部の3要素からなる解析モデルにより有限要素法解析を実施した。既存のクリープ疲労試験の結果と提案した評価手法による予測破損寿命を比較した結果、提案した評価手法は破損繰返し数をファクター3で予測できることが示された。

Load and resistance factor design approach for seismic buckling of fast reactor vessels

高屋 茂; 佐々木 直人*; 浅山 泰; 神島 吉郎*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00558_1 - 16-00558_12, 2017/06

http://doi.org/10.1299/mej.16-00558

本論文では、より合理的な容器の設計を可能にするために、荷重耐力係数設計法を用いて、地震による容器の座屈防止に関する新しい設計評価法を開発した。さらに、現行規定との比較により、提案手法の有効性を示した。

Development of prototype reactor maintenance, 2; Application to piping support of sodium-cooled reactor prototype

荒井 眞伸; 桾木 孝介; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 久保 重信; 小竹 庄司*; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の適用先としてもんじゅの配管支持構造物を検討した。配管支持構造物の寿命はプラント寿命より長いことは試験的に確認されている。初期段階としてアクセス可能な支持構造物について目視検査が考えられるが、高速炉の特徴として配管熱膨張が大きいため、最終的には配管変位監視による支持構造物の健全性監視が可能になると考えられ、その場合は、目視検査は代表部位のみに限定できると考えられる。

確率分布母数の不確実さが確率論的破壊力学評価結果に与える影響の簡易評価手法の開発

岡島 智史; 高屋 茂; 浅山 泰

日本機械学会論文集(インターネット), 83(845), p.16-00434_1 - 16-00434_13, 2017/01

http://doi.org/10.1299/transjsme.16-00434

確率論的破壊力学の入力となる基本変数について、確率分布を設定するためのデータが不足していた場合、確率分布の母数、及び評価結果である破損確率に不確実さが生じる。本論文では、データ不足により、確率分布母数が上限値と下限値を与えた区間内にある状況を想定する。これによって破損確率評価結果に生じる不確実さに対し、上限値及び下限値を簡易に推定する手法を提案する。また、不確実さの低減を行うべき確率分布母数を抽出するため、確率分布母数のそれぞれについての想定区間が、評価結果に与える影響の大きさを表す指標を提案する。提案手法の有効性は、実機評価事例に基づく例題に対して適用することで検証した。