Development of simulation-based evaluation system for iterative design of human-machine interface in a nuclear power plant; Application for reducing workload

文沢 元雄; 亀田 晃之*; 中川 隆志*; Wu, W.*; 吉川 榮和*

Nuclear Technology, 141(1), p.78 - 87, 2003/01

https://doi.org/10.13182/NT03-A3352

原子炉運転制御盤の操作性の改善を図るため、運転員の行動様式に着目した、客観的データを検討することは重要である。原子炉運転員のヒューマンエラーを左右する主要なファクター(客観的データ)の1つにワークロードがある。ワークロードは運転員の身体的,精神的な負担の指標であり、本研究ではワークロードとして、移動距離,タスク実行時間,記憶量などを扱う。ワークロードの低減を図るには、原子炉制御盤(Human Machine Interfaces: HMI)を操作する運転員のワークロードを定量的並びに正確に評価する必要がある。本研究では、複数運転員(運転クルー)が操作する原子炉プラントのHMI設計を対象に、反復設計を効率的に実施するための計算機システム,SEAMAID(Simulation-based Evaluation and Analysis support system for MAn-machine Interface Design)を開発した。すなわち、HMI設計をワークロードという指標により評価するためのシステム開発を行った。併せて、CRT(記録計の監視可能なモニター)を旧来の制御盤に導入することで、運転員のワークロード(移動距離,視点移動距離など)がどの程度低減できる制御盤設計が可能であるかを検討した。

核設計手法報告書

高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*

JNC TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

ハンデル負荷追従試験解析のためのFEMAXI-ATRコードの改良・整備

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-003.pdf:2.72MB

負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。

大強度陽電子源の開発(II) - 収束系への超伝導コイルの適応性評価 -

武井 早憲; 谷本 育律*; 大沢 哲*; 細山 謙二*; 江本 隆; 榎本 収志*; 紙谷 拓哉*

PNC TN9410 98-053, 43 Pages, 1998/04

PNC-TN9410-98-053.pdf:3.62MB

事業団では、大電流電子線形加速器の利用技術の一環として、単色ガンマ線源、自由電子レーザー、大強度陽電子源などを検討している。本報告書は、大強度陽電子線源を開発するために、陽電子ビームを効率良く収束する装置への超伝導コイルの適応性を評価した。超伝導コイルを用いた場合の陽電子強度を常伝導コイルの場合と比較したところ、強度が2倍以上になることがわかった。さらに、ソレノイドコイルとして超伝導コイルの特性を調べるため、小型コイルを製作し、定格電流まで励磁する試験を実施した。中心軸上の最大磁場強度を測定した結果、設計値である5.6Tを達成した。従って、陽電子ビームを収束する装置に超伝導コイルを用いた場合、収束コイルとして機能することを確認した。

多次元熱流動解析コードAQUAへのエアロゾルモデルの組み込み

木曽原 直之; 山口 彰

PNC TN9410 98-028, 33 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-98-028.pdf:0.93MB

高速炉安全解析の一環として、ナトリウム燃焼時エアロゾルの主要機器等へ移行量、空気中湿分との反応量および燃焼熱のエアロゾル粒子を介したふく射伝熱による周囲構造物への影響を評価する必要がある。このために、従来からエアロゾルの挙動解析にはABC-INTG(Aerosol Behavior in Containment-INTeGrated Version)が用いられてきた。しかし、ABC-INTGは1セルモデルによる均一な雰囲気における挙動を計算するコードであるため、より詳細な室内のエアロゾル濃度分布を把握することを目的として、多次元熱流動解析コードAQUAにABC-INTGで用いられているエアロゾル計算モデルを組み込むこととした。AQUAは多セルモデルによりガスの熱流動を計算し、エアロゾル粒子の空間的な濃度分布を詳細に評価できる。一方、ABC-INTGは1セル内におけるエアロゾル粒子の発生、凝集、壁や床への付着を計算し、エアロゾル粒径分布と濃度を求めることができる。つまり、この両者の長所を組み合わせることによって、エアロゾル特有の挙動計算を行いつつ流体の流れを解析しエアロゾルの室内での移動を把握しようとするものである。ABC-INTGとAQUAはそれぞれ別途開発されたコードであるため、そのモデル化の違いのためのインターフェイスプログラムが重要になる。組み込みに際して、オリジナルのABC-INTGからの各計算モデルのサブルーチンを抽出・修正・追加し、インターフェイスプログラムを介してAQUAとデータ授受を行いながら過渡計算を行えるように整備した。本報告書ではエアロゾルモデルとその組み込み手法について述べる。また、試計算として単純な体系の解析を実施し、物理的に妥当な結果を得ることもできた。これにより、AQUAコードにおいてエアロゾルを取り扱うことが可能となり、ナトリウム燃焼時のガスの熱流動とエアロゾルの挙動を連携させた詳細な解析を実施できる見通しを得ることができた。

ナトリウム化合物付着による補助冷却設備空気冷却器伝熱管材料健全性確認試験報告書

福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司

PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10

PNC-TJ2164-97-004.pdf:3.34MB

None

「常陽」MK-II制御棒の照射後試験 -吸収ピンの照射挙動評価-

丸山 忠司; 宇都 学; 田中 康介; 小野瀬 庄二; 浅賀 健男

PNC TN9410 97-077, 177 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-077.pdf:9.84MB

「常陽」MK-II 制御棒の照射後試験は1983年に開始され、初装荷制御棒から5次取り替え制御棒まで、合計16体、ピンにして約110本の照射後試験が行なわれた。このうち5体の制御棒で、合計15本の制御棒吸収ピンにクラックの発生していることが確認された。本報告は、これら吸収ピンのクラック発生原因を究明するために行われた、非破壊試験、破壊試験、および制御棒挙動解析コードCORALをもちいた解析の結果について述べたものである。 吸収ピンのクラック発生は燃焼度約39x1026cap/m3までは見られず、一方、クラック発生が見られたピンはいずれも燃焼度が43x1026cap/m3以上でかつB4Cペレットと被覆管の初期ギャップが0.44mm以上のものであった。吸収ピンのクラック発生位置は最下端のB4Cペレット付近に集中しており、吸収ピン断面金相観察の結果では、B4Cペレットは細かく割れ、被覆管とのギャップは一部閉塞していた。被覆管の変形は異方的で、オーバリテイが認められ、クラックは被覆管の短径側で多く発生する傾向が見られた。被覆管の破断面は典型的な粒界破壊をしていることが特徴である。被覆管のHe分析では、被覆管内表面にHeの蓄積が認められていたが、被覆管全体のHe濃度は特に高い結果にはなっていない。TEM観察でもHeバブルは明瞭に観察されなかった。 クラック発生原因としては、B4Cペレットのリロケーションにより照射初期に被覆管とのギャップが閉じてしまい、ACMIが発生したことによるものと考えられる。CORALコードによる挙動解析の結果では、ACMIによる発生する被覆管のひずみは、照射クリープで吸収することができず、燃焼が進むとともに塑性ひずみが増大し、被覆管にクラックが発生したものと考える。

ATR三次元核熱水力計算手法について

山口 隆司

PNC TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-026.pdf:0.29MB

3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

システム解析手法に関する調査研究(III)

not registered

PNC TJ1612 97-001, 69 Pages, 1997/03

PNC-TJ1612-97-001.pdf:2.25MB

HAZOPは、プロセスの安全性と通転の問題を明らかにする手法である。プロセスの各部における設計基準からのズレに着目し、その原因を明らかにする。さらにプロセスに与える影響について評価し、それらを検出し、また発生を防止する手段について検討される。近年、計算機によりHAZOPを支援するためのシステムがいくつか開発されている。Perttu Heinoら(1995)よる知識ベースを用いたHAZOPシステム、Venkatasubramanianら(1995)によるHAZOP解析システムのための有向グラフモデル、そして、著者ら(1995、1996)は、連続プロセス、回分プロセスを対象として、PrologによるHAZOPシステムを提案した。これらのシステムにより、これまでの人の手による解析と比較し、短時間で解析結果を得ることが可能である。動力炉・核燃料開発事業団の委託により(株)三菱総合研究所が開発したHAZOP支援システムは配管系の解析に適しているが、制御回路などの周辺装置に対しては解析が困難である。本稿では制御回路などの周辺装置に対するHAZOP解析法を提案する。周辺装置部の入出力変数の関係を記述するためのモデルを提案する。このモデルはシステム工学の入出力関係を基準としている。異常伝播モデルをこの変数関係を基に求める。周辺装置のHAZOPを提案するモデルに基づき実施し、配管系に対してはHAZOP支援システムにより解析する。両方の解析結果を組み合わせて対象とするシステムのHAZOP、FTを完成する。