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田辺 文也; 山口 勇吉
日本原子力学会誌, 43(1), p.48 - 51, 2001/01
被引用回数：5 パーセンタイル：38.97(Nuclear Science & Technology)JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した、システムと工程の特性に関する分析の結果を報告する。工程における貯液機能の重要性、化学的労働災害リスク、作業負荷の重要性とそのレベルの変遷と工程の変遷との関連を分析している。また許認可段階での貯塔の役割についても明らかにした。
田辺 文也; 山口 勇吉
日本原子力学会誌, 43(1), p.52 - 55, 2001/01
被引用回数：1 パーセンタイル：12.01(Nuclear Science & Technology)JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した操業記録の分析結果を報告する。作業シーケンスのパターンとして二つのタイプが明らかにされるとともに、操業初期の段階から貯液装置(貯塔,加水分解塔,など)において数バッチ分のウラン溶液を貯めることが常態化していたことを明らかにした。
田辺 文也; 山口 勇吉
日本認知科学会第17回大会発表論文集, p.16 - 17, 2000/06
認知システム工学的方法によりJCO臨界事故を分析した。事故分析のフレームワークはシステム的視点と当事者的視点の分析により構成されている。分析の結果は化学的労働災害リスクが安全上の制約として重要な役割を果たしたことを明らかにするとともに、作業者の不適切なメンタルモデルが重要な役割を持ったことを明らかにした。そのメンタルモデル形成に寄与したと考えられる教育、訓練、現場での臨界管理情報等の問題が論じられた。分析に基づきいくつかの再発防止策が導出された。
横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健
Probabilistic Safety Assessment and Management, 3, p.1901 - 1906, 1998/00
本報告は、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響について検討した結果である。検討の方法としては先ず地震を考慮しない内的事象としてのドミナントシーケンスの一つである外部電源喪失におけるヒューマンエラー確率(HEP)をASEP法により評価し、次に地震時のHEPを地震動中活動と地震動後活動に分けて評価し、前者には振動台実験等の結果を参考にし、後者では機器損傷などから運転員が高ストレス等厳しい状況下で活動するとして評価した。これらの評価したHEPを外部電源喪失を起因事象とするシーケンスに適用した解析例を基にヒューマンエラーが地震時の炉心損傷頻度に及ぼす影響が有意であることを定量的に示した。
田辺 文也
PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 1, p.299 - 304, 1995/00
原研の人的因子研究室は1989年4月に発足して、それ以来、原子炉運転員の認知行動に関する知見を深めることに重点を置きつつ研究が進められてきた。原子炉異常時の運転員の認知行動の知見を得るために原子炉シミュレータを用いた実験的研究、実際の事故事例における人間のかかわりの研究を進めた。それらの基盤の上に、マンマシンシステムを評価するための方法論の開発と、評価用ツールとしての人間機械系動特性シミュレーションシステム(JACOS)の開発を行った。またPSAにおける重要なタスクである人間信頼性解析を支援するためのソフトウェアシステムを作成した。さらに1994年度から新たに、原子炉施設における知的活動を支援する方策に関する研究を開始した。ここでは主要な研究成果を紹介する。
田辺 文也
日本原子力学会誌, 34(9), p.822 - 825, 1992/09
原子力発電プラントのような巨大・複雑システムにおいては、事故時に発生する事態を予め完全に想定して、備えをしておくことは原理的に不可能と考えられる。このような想定外の事態が発表した場合には運転員に独創的かつ適確な対処を行うことを期待することになる。こうした知的対処能力を運転/保守の専門家が獲得/維持することをどのように保証するかは、潜在的に公衆への大きな危険をもたらす可能性をもっている巨大・複雑システムの安全を維持するうえでの、最も重要なポイントの一つである。従ってAI技術等の活用により創り出されようとしているマンマシンインタフェースの知、即ち機械系の知は運転保守の専門家の運転操作活動を支援することはもとより、これら専門家が維持すべき知的対処能力の獲得・維持を支援することが重要である。
北村 正晴*; 田辺 文也
日本原子力学会誌, 33(9), p.848 - 854, 1991/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力プラントに代表される複雑で大規模なシステムにおいては、人間と機械を総合したマンマシンシステムとしての特性の良否が安全性に大きな影響を持つことが知られている。しかしこのマンマシンシステムの特性を評価するための方法については、これまでに種々の提案や試行があるものの基本的な考え方の階段での差異が大きく統一的なコンセンサスが得られるまでには至っていない。この解説ではこれらの評価手法ならびにその基礎となっている方法論についてレビューを行った。シミュレータ実験や専門家による観察などの一般的な方法に加えて、(1)評価を体系的、多面的に実施するための評価アスペクト概念、(2)コルスコープシミュレータ利用による実規模試験評価を補完する部分実験評価技法、(3)実験的評価と併用すべき分析的評価など最近の新しいトピックスを紹介している。
三好 正彦*; 藤村 正恒*
PNC TJ1409 91-001, 278 Pages, 1991/02
本報告書は、日本、イギリス、フランス、ドイツ、アメリカ各国の再処理施設等の核燃料サイクル施設に関する安全審査資料等について参照が容易なように分類・整理し、とりまとめたものである。
