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論文

JT-60データ処理設備実時間処理計算機

坂田 信也; 次田 友宣; 松田 俊明

平成15年度高エネルギー加速器研究機構技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2004/00

JT-60データ処理設備実時間処理計算機(以下RTPと言う)は、実験放電で生成されるプラズマに対し、実時間帰還制御を行うためのパラメータとなる複数の計測データを収集し、任意の演算処理を実施した後、他システムに転送するという一連の処理を1ms周期で実施している。しかし、高速処理実行時において問題となるのが割り込み処理の発生である。RTPでは、問題となる割り込み処理の発生をリアルタイム性に優れたオペレーティングシステムと2CPUを有する計算機を採用することで解決した。本報告では、現システムの紹介、及び今後の開発予定について報告する。

報告書

炭酸ガスレーザ干渉測定装置のための制御・データ処理システムの開発

千葉 真一; 河野 康則; 土屋 勝彦; 井上 昭*

JAERI-Research 2001-050, 59 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-050.pdf:15.28MB

炭酸ガスレーザ干渉測定装置は、JT-60Uプラズマの中心部電子密度計測を目的として開発,運転されている。この装置の運転状態監視,JT-60Uの放電シーケンスに従った装置の制御,及び計測データの収集・高速処理・転送という統合的な機能を有する制御・データ処理システムを開発した。本システムは、主として2台のワークステーションを中心とするCAMACシステムから構成し、機能分担を明確にすることで高い信頼性を得ている。本システムにより、炭酸ガスレーザ干渉測定装置はJT-60U実験シーケンスに同期してデータ解析処理を速やかに行い電子密度データをルーチン的に提供することが可能となった。また、炭酸ガスレーザ干渉測定装置を用いた実時間密度帰還制御を行うための参照用実績密度信号についても、実時間処理機能により出力可能となった。

論文

Real time processor in JT-60 data processing system

坂田 信也; 小岩 素直*; 青柳 哲雄*; 松田 俊明

Fusion Engineering and Design, 48(1-2), p.225 - 230, 2000/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.66(Nuclear Science & Technology)

JT-60データ処理設備実時間処理計(RTP)は、JT-60実験放電で生成されるプラズマに対し、フィードバック制御を行うためのパラメータとなる複数の計測データを収集し、収集した各計測データに任意の演算処理を実施した後、全系制御設備に転送するという一連の処理を1ms周期で実施している。この一連の処理を実時間処理と呼ぶ。近年、フィードバック制御の多様化に伴い、パラメータとなる計測データの増加、演算処理の複雑化により実時間処理のさらなる高速化が求められてきた。本報告では現システムの紹介とシステム導入当初から現システムに至るまでの改良部分、そして改良による処理時間の短縮化について述べる。

報告書

新データ処理設備実時間処理計算機(RTP)の開発および高性能化

坂田 信也; 小岩 素直*; 青柳 哲雄*; 松田 俊明

JAERI-Tech 2000-043, 48 Pages, 2000/07

JAERI-Tech-2000-043.pdf:2.6MB

JT-60立ち上げ当初、データ処理設備実時間処理計算機(RTP)としてミニコンピュータを中心としたシステムが構築されていた。しかし、システムの老朽化に伴い、保守することが困難な状態になりつつあった。一方、近年のUNIX系ワークステーションの性能向上は著しく、ソフトウェア、ハードウェアの保守の容易さ、及び機能の拡張性から、ミニコンピュータを中心としたシステムに変わる新システムとして、UNIX系ワークステーションを中心としたシステムを構築した。本報告書では、新データ処理設備実時間処理計算機(RTP)の概要、基本設計、及び近年の高速化改造について述べる。

報告書

大規模・実時間ベースシステムの開発(1)-基本概念と機能-

尾崎 禎彦; 須田 一則; 吉川 信治; 小澤 健二

PNC TN9410 96-101, 40 Pages, 1996/04

PNC-TN9410-96-101.pdf:1.73MB

原子力プラントの安全性,信頼性向上を目的とした運転制御の高度化,知能化の観点から,プラントで人間(運転員,保守員)が運転制御,保守において果たしている役割を人工知能で代替することを目指し,平成3年から原子力クロスオーバー研究の一環として自律型プラントの開発を進めてきている。自律型プラントにおいては,運転制御,保守保全に係わる人工知能や知的ロボットが必須であるが,それらが有効,かつ,適応的に稼働するためには,プラントに関する膨大な量の知識,情報の中から,必要な知識,情報が適切な形,タイミングで遅滞なく,これら人工知能や知的ロボットに与えられる必要がある。自律型プラントにおける知識ベースの特徴として,原子力プラントの設計,運転,保守といったプラントの全ライフサイクルをカバーする多様で,大規模なものとなること,そして,プラント運転制御の使用に耐え得る実時間性が保証されたものであることが必要となる。この知識ベースの,正にこの大規模であることと実時間性との両立が可能となる知識ベースの構築,運用手法,方式の開発が愁眉の課題となっている。大規模実時間知識ベースシステム構築に関する研究開発は,平成6年度からのクロスオーバー研究第2期の中で実施に着手された。平成7年度には,自律型プラントにおける人工知能の役割を整理し,また,過去の軽水炉での事故例における事象進展に対応した運転員操作を整理,分析し,自律型プラントという人工知能システムでの知識ベースに期待される機能と課題について検討した。自律型プラントにおける大規模・実時間知識ベースの基本概念と機能に関して,特に,診断を含めたプラント運転制御における診断推論機構と知識,また,大規模と実時間の両立のための知識の共有化と動的合成,再配列,さらには,未知,未経験事象への対応という点からの学習による知識の更新(修正)の必要性を明らかにした。本報告では,軽水炉での事故例の整理,分析結果を含めてこの知識ベースの基本概念と機能についての検討結果を報告する。

報告書

試錐掘削技術に関わる動向調査

児玉 伸一*

PNC TJ7694 96-001, 171 Pages, 1996/02

PNC-TJ7694-96-001.pdf:6.53MB

地層処分研究の基礎的研究である地層科学研究の推進には深度1000m級の試錐孔が必要不可欠となる。そのためには対称とする岩盤の状況に応じて、最適な掘削技術を採用する必要がある。本調査は試錐掘削技術について国内外の技術情報を収集し報告するものである。調査項目は下記の通りである。(1)孔曲がり制御技術(2)保孔方法に関するハードウェア調査(3)水質に影響の少ない泥剤の調査(4)スライム排出方法に関する工法調査(5)掘削時に於ける孔内状況把握のための装置(6)掘削中のリアルタイム坑底情報計測技術(7)掘削装置類の自動課・省力化に関する調査(8)米国DOE、ユッカマウンテンに於ける試錐掘削技術以上

報告書

過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTSの開発Program for Arbitrary Real Time Simulation (1)プロトタイプの設計

笠原 直人; 井上 正明

PNC TN9410 95-211, 32 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-211.pdf:1.54MB

高速炉機器構造の支配荷重である熱応力を最小とする優れた構造形状および運転法を探索するため、構造設計基準の基本思想である「解析による設計(Design by Analysis)を、系統設計をも視野に入れ高温構造システム全体に適用した、新しい設計体系の確立を目指している。その中核となるのが熱・流体・構造の複合現象である熱過渡現象を統合評価する新しい解析法の開発である。このため、複数コードの柔軟な連携と、従来型の詳細コードに比べ3ケタ以上の高速計算を目標とする過渡熱応力リアルタイムシュミレータPARTS(=Program for Arbitrary RealTime Simulation)のプロトタイプ設計と試作を行った。複数コード連携は、(1)熱・流体高速計算、(2)構造温度・応力高速計算、(3)ひずみ・強度高速計算の3種類の独立した計算部品(オブジェクト)と、部品を自由に組み合わることが可能なワークベンチによって実現を図る。高速計算は、各部品計算の並列処理、およびニューラルネットワークによる既計算結果からの結果予測機能より達成する。計算部分のプログラムには、オブジェクト指向言語SmalltalkおよびC++を使用した。またワークベンチはユーザカスタマイズが容易となるように業界標準のVisualBasicとVisualSmalltalkにより作成した。これらを組み合わせた試作コードによって、部品間の連携計算が容易に行なえることを確認した。今後は、ネットワークで接続された多数の計算機を協調動作させる分散オブジェクト技術を利用した、部品計算の並列処理機能と、ニューラルネットワークによる推論部品を付け加えることにより平成8年度までにプロトタイプを完成させ、熱応力緩和構造研究へ適用を図っていく計画である。

報告書

不均質多孔質溶媒中の物質移動解析手法に関する研究(2)(成果報告書)

北村 正史*

PNC TJ1281 94-004, 181 Pages, 1994/02

PNC-TJ1281-94-004.pdf:10.28MB

不均質多孔質媒体中の核種移行は、しばしば、チャンネリングやフィックの法則に従わない分散挙動といった複雑なふるまいをみせる。これは、この様な系では微視的な流速分布が決して均一あるいは正規分布の様な理想的なものとはならないためである。これらの挙動は、核種移行についての最も速い経路を規定し、このため当該領域の周辺への核種放出率を支配するものとなり得る。つまり、性能評価研究の観点からは、これらの「平均からずれた」核種挙動を定量的に取り扱うことが極めて重要となる。本研究では、昨年度に引き続き、統計的に自己アファインなフラクタル理論に基づき岩体中の不均質性とこれが核種移行挙動に及ぼす影響についての検討を行った。今年度は、まず、既存のAFFINITY-2Dコードに対して幾つかの改良を施したMACRO-AFFINITYコードを作成した。MACRO-AFFINITYコードでは、AFFINITY-2Dコードで個々に独立した形で用いられていた各モジューニを統合化することによって、プログラムの詳細に係る技巧的な部分に煩わされることなく一連の解析が効率的に実行可能となった。また、AVS(Advanced Visualisation System)の利用により、計算経過をリアルタイムで見ることのできるグラフィカルユーザーインターフェイスが整備された。更に、作成されたMACRO-AFFINITYコードを用いて次の様な検討を行った。(i)非等方的なフラクタル透水係数場の作成方法(ii)不均質多孔質媒体中物質移動試験の結果との比較(iii)東濃サイトの透水係数のデータとの比較によるフラクタルスケール則の検証(iv)線型あるいは非線型の吸着、及びコロイド移行を考慮することのできるパーティクルトラッキングアルゴリズム(v)ニアフィールド母岩中の核種移行挙動のシミュレーション

報告書

Real Time Item Accounting System(RIAS) of Spent Fuel at the Receiving and Storage Areas

小形 佳昭; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄

PNC TN8410 91-276, 76 Pages, 1991/11

PNC-TN8410-91-276.pdf:2.09MB

使用済燃料受入貯蔵監視システム(RIAS)の開発は,1983年東海再処理工場においてJASPAS(Japan Support Programme for Agency Safeguards) プログラムとして実施された。RIASは,使用済燃料の受入れから払出し区域までの燃料集合体の移動を連続的に監視することにより,使用済燃料の在庫量,移動経路等を即時再現することが可能で,保障措置の実施に対して有効な計測システムである。この装置は1985年10月末に取付けられ,1985年11月より再処理工場でフィードテストが行われた。この結果,RIASは東海再処理工場のプールにおける使用済燃料の在庫量の管理に対して有効で,効果的であることが証明された。1988年2月には,IAEAに対してデモンストレーションが実施された本報告書は,東海再処理工場使用済燃料受入貯蔵区域における燃料ハンドリング,移動操作とRIASの機能について記述している。

報告書

Surveillance System Using the CCTV at the Fuel Transfer Pond R0108

小形 佳昭; 大西 徹; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄

PNC TN8410 91-275, 125 Pages, 1991/11

PNC-TN8410-91-275.pdf:3.27MB

東海再処理工場の使用済燃料移動プール(FTP)R0108内にある使用済燃料は,CCTVを用いた監視システムにより監視される。この監視システムは,カメラ,ランプ,VTR,タイマー,TVモニター,及び異常検出装置から成っている。それらは,連続的な無人監視のために改良された。IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストは,問題なく終了した。JD-8タスクは,最終報告書で終了する。日本とIAEA間で,第8回JASPAS合同委員会において,本監視システムを平成元年末から東海再処理工場で査察用機器として使用することが合意された。本報告書は,本監視システムの機能,IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストの結果等について述べる。

報告書

プルトニウム燃料第三開発室におけるNRTAの適用

山本 裕; 高橋 三郎; 青木 勲; 山中 栄治*; 平田 智宏*; 三島 毅*

PNC TN8440 91-051, 6 Pages, 1991/10

PNC-TN8440-91-051.pdf:0.16MB

多量の核物質を取り扱う施設では、保障措置上要求される適時性目標を達成させるために、中間在庫検認査察が毎月実施されている。プルトニウム燃料製造施設(以下「第三開発室」という。)では、査察にNRTA手法を適用することにより、施設操業への影響を最小限とした中間在庫検認査察が実施されている。NRTAは、施設計量管理データを統計解析することにより、核物質の転用がないことを確認している。NRTAは、このように計算機のデータのみで査察検認を行うため、第三開発室のような計算機システムを主体とした操業を行っている施設に合致した保障措置手段である。

報告書

Purexプロセスの運転管理計算コードTRANPES

権田 浩三; 滝口 照夫*; 福田 章二*

PNC TN841 80-71, 167 Pages, 1980/09

PNC-TN841-80-71.pdf:3.02MB

溶媒抽出工程のリアルタイムの運転データをもとに,抽出器内における成分濃度の分布を連続的に把握する計算コードTRANPESを開発した。TRANPESは抽出工程の運転データ,即ち1) 抽出器に供給される各種供給液の流量と組成2) 抽出器の全段における水相と有機相の界面位置3) インライン測定器及び化学分析による,少数の特定な段における成分濃度の連続的な測定値から,抽出器の全ての段におけるプルトニウム,ウラン,酸の濃度分布を逐次計算する。TRANPESは,抽出器の一部の段における成分濃度測定値と計算値との最小二乗法によるフィディング計算によって抽出器の数式モデルのパラメーターサーベイを行なう。ついで,求めたパラメーターにより抽出器全段の成分濃度を計算する。また,TRANPESでは濃度測定値に含まれる測定誤差の濃度計算値への影響を評価し,濃度計算値の信頼区間を求める事ができる。

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