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内堀 昭寛; 堂田 哲広; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; et al.
Nuclear Engineering and Design, 413, p.112492_1 - 112492_10, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動で行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形のマルチレベル連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまで含む範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。また、炉外事象に対する解析モデルの高度化、設計最適解の探索工程を合理化するAI技術の開発に着手した。
大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04
本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。
齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩
JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03
JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB
平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。
加治 芳行; 吉田 健司*; 益子 真一*; 藤田 充苗*; 志村 和樹*; 衣川 純一*; 辻 宏和; 宮川 俊一*; 岩田 修一*
第38回情報科学技術研究集会予稿集, p.43 - 47, 2001/00
物質・材料研究機構,日本原子力研究所,核燃料サイクル開発機構,科学技術振興事業団の4機関が共同して、分散型材料データベースシステム(データフリーウェイ)の開発を行ってきた。データを格納した機関を意識することなく、利用者が要求するデータを表やグラフとして表示可能なシステムである。このシステムのより高度な利用を目指して、ファクトデータベースからの検索結果を基にした各機関の得意分野の知識を作成し、その知識を利用者が参照できるシステムの開発を進めている。これは、ファクトデータベースからの検索結果は表やグラフとして表示されたが、それらを知識としてXMLで記述・表現した知見ノートである。ここでは、データフリーウェイの現状とその検索結果のXML記述方法について述べる。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和
「俯瞰的観点からの工学」シンポジウム資料集, p.175 - 178, 2000/11
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、原研における材料データベース(JMPD)の整備の現状、改良したユーザーインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に今後重点をおいて進めていく項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータ(例えば照射原子力用黒鉛特性データ)の拡充、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。
鈴木 和彦*; 島田 行恭*
JNC TJ8400 2000-052, 136 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-052.pdf:4.16MB
HAZOP(Hazard and Operability Study)は多くのプラント、プロセスの安全評価に利用され、その有用性が認められている。しかし、解析には多くの時間と労力を要するという問題があり、計算機により自動化する研究が行われている。昨年度研究報告書では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案し、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発した。システムの開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いた。このシステムを高放射性廃液濃縮工程の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、より詳細な解析結果を得られるようにするために、HAZOP解析システムの解析能力を向上させることを目的とする。昨年度提案した要素異常基本モデルを利用し、プラント構成要素単位の異常伝播とプラント規模の異常伝播を考慮したHAZOP解析を行う。さらに、複数の物質を処理する装置を対象とした影響解析、原因解析を詳細に行うことのできるHAZOP解析システムを構築する。知識ベースに物質情報を新たに加え、複数の物質に対するHAZOP解析を行うことで、様々なプラントを解析することが可能となる。本研究で提案したHAZOP解析システムを用いて、再処理プラントの高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示す。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和
Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.121 - 124, 2000/00
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状、改良したインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に将来の重点項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータの拡充、例えば照射原子力用黒鉛特性データ、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。
衣川 純一*; 藤田 充苗*; 野田 哲治*; 辻 宏和; 加治 芳行; 崎野 孝夫*; 舘 義昭*; 金田 健一郎*; 益子 真一*; 志村 和樹*; et al.
Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.134 - 135, 2000/00
金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。今後、データフリーウェイに基づいた定量的知見の抽出とその抽出した定量的知見の機械可読形式での保存(知識ベースの創製)、オントロジーやXMLの導入によるシステムの高度化を計画している。
not registered
JNC TJ1400 99-003, 70 Pages, 1999/03
プラント、プロセスの信頼性、安全を評価するための代表的な手法としてHAZOPがある。この安全評価手法は、多くのプラント、プロセスに適用され、その有用性は高く評価されている。しかし、ますます大型化、複雑化する化学プラントや原子力発電所等の安全問題に適用するためには、多くの労力と時間が必要であり、計算機によるHAZOP支援システムが提案されている。昨年度報告書では、ユニットの入出力変数の状態に着目して対象プロセスをモデル化し、プラントを構成する各要素の入出力変数の状態と内部事象及び外部事象の関係をデシジョンテーブルにより表現し、HAZOP及びFT生成を行う手法を提案した。デシジョンテーブルの情報を知識ベースとして計算機に格納し、HAZOP及びFT生成を行う解析システムを構築した。この解析システムを高レベル廃液貯槽冷却システム等の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案する。これより、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発する。要素異常基本モデルは、各構成要素における状態異常と機能不全の因果関係に関する情報を基に作成する。この要素異常基本モデルを用いることにより、構成要素の状態異常が明らかになるたけでなく、その状態異常から外部環境への影響なども解析することができる。システム開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いる。G2を用いることにより、解析者は簡単な操作でHAZOPを実施することが可能となる。開発した安全評価支援システムを高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示した。
房枝 茂樹*
JNC TJ1400 99-022, 19 Pages, 1999/02
第二次取りまとめにおける地層処分システムの性能評価では、ニアフィールド性能の定量化を大きな目標としており、ここでは、評価モデルの妥当性および性能評価用データの信頼性と品質保証が技術的課題として重要視されている。この課題を達成するためには、データ、モデルおよび解折コードという個々の品質を保証するとともに、解析作業やデータ取得作業についても十分な信頼性を持たせ、それらの品質を総合して評価結果の信頼性を保証していくことが重要である。本研究では、性能評価に係わる品質情報を総合的に管理し活用できる計算機環境を整備し、第二次取りまとめ報告書における解析結果の信頼性を示すための総合的な品質保証システムの構築を目的として以下の研究を実施した。(1)品質保証フレームワークに関する検討:MESHNOTEの信頼性確保を目的として、室内試験データや原位置データに基づく碓証解析の実施ならびに計画を実施した。また、実務に適用すべく品質保証要領書の改訂を実施した。・鉄含有ベントナイト中における拡散試験データに基づく確証解析を行い、MESHNOTEが妥当であることを確認し、知識ベースについて整理した。・解析報告書の管理に関する事項を品質保証要領書に追加した。(2)品質保証システムの構築:解析結果の信頼性の向上および品質保証プログラムの効率的な運用を目的として、解析管理システム「CAPASA」を基盤とした品質保証システムに係わる以下の拡張を実施した。・人工バリア幾何形状、ガラス溶解に係わるデータおよび被ばく線量換算係数を管理するための核種移行解析用データベースを構築した。また、これらデータを、CAPASAで利用可能とするためのインタフェースプログラムを構築した。・亀裂媒体中の核種移行解析コードTlGERおよび地球化学コードPHREEQCを、CAPASAに搭載した。また、人工バリア中の核種移行解析コードMESHNOTEの改良版を対象として、核種移行解析用データベースとのインタフェースプログラムを構築した。
房枝 茂樹*
JNC TJ1400 99-021, 86 Pages, 1999/02
第二次取りまとめにおける地層処分システムの性能評価では、ニアフィールド性能の定量化を大きな目標としており、ここでは、評価モデルの妥当性および性能評価用データの信頼性と品質保証が技術的課題として重要視されている。この課題を達成するためには、データ、モデルおよび解析コードという個々の品質を保証するとともに、解析作業やデータ取得作業についても十分な信頼性を持たせ、それらの品質を総合して評価結果の信頼性を保証していくことが重要である。本研究では、性能評価に係わる品質情報を総合的に管理し活用できる計算機環境を整備し、第二次取りまとめ報告書における解析結果の信頼性を示すための総合的な品質保証システムの構築を目的として以下の研究を実施した。(1)品質保証フレームワークに関する検討:MESHNOTEの信頼性確保を目的として、室内試験データや原位置データに基づく確証解析の実施ならびに計画を実施した。また、実務に適用すべく品質保証要領書の改訂を実施した。・鉄含有ベントナイト中における拡散試験データに基づく確証解析を行い、MESHNOTEが妥当であることを確認し、知識ベースについて整理した。・解析報告書の管理に関する事項を品質保証要領書に追加した。(2)品質保証システムの構築:解析結果の信頼性の向上および品質保証プログラムの効率的な運用を目的として、解析管理システム「CAPASA」を基盤とした品質保証システムに係わる以下の拡張を実施した。・人工バリア幾何形状、ガラス溶解に係わるデータおよび被ばく線量換算係数を管理するための核種移行解析用データベースを構築した。また、これらデータを、CAPASAで利用可能とするためのインタフェースプログラムを構築した。・亀裂媒体中の核種移行解析コードTlGERおよび地球化学コードPHREEQCを、CAPASAに搭載した。また、人工バリア中の核種移行解析コードMESHNOTEの改良版を対象として、核種移行解析用データベースとのインタフェースプログラムを構築した。
房枝 茂樹*; 柳澤 一郎*; 片岡 伸一*; 島田 隆*; 前田 一人*; 渥美 至弘*; 惣万 芳人*
PNC TJ1216 98-006, 673 Pages, 1998/02
地層処分システムの性能評価においては、データ、評価モデルおよび解析コードの個々の品質を保証すると共に、解析者によるコードの運用やデータ取得に係わるプロセスについても十分な信頼性を持たせ、総合して評価結果の品質を保証していく必要がある。本研究では、性能評価で用いる解析コードおよびデータを対象として、これらの品質を保証していくための手順と信頼性に関する情報の管理・運用手法の体系的な構築を目的として、以下の検討を実施した。(1)昨年度にまとめた品質保証手続きのフレームワークに基づき、性能評価モデルの確証手法、データ分類管理手法、データの処理プロセスに対する管理項目や静的/動的管理項目の検討を行い、これらを反映した品質保証要領書を作成した。(2)性能評価解析コードを対象としてコードの選定または開発・改良、検証・確証に関する全情報を集約し、品質保証要領書に基づき、資料の再整理をするとともに、これらの情報に基づき動的な管理を半自動的に実施することを念頭に置いて、知識化情報の抽出を行なった。また、動的な品質保証活動を対象として、ここで抽出された知識化情報に基づいて計算機により解析者の支援を行うことを目的とした品質保証システムの仕様を検討し、システムを製作した。(3)第2次取りまとめにおける性能評価を念頭におき、これまでの運用より得られた知見および品質保証システムを考慮して、解析管理システムの機能の高度化を実施した。・生物圏評価コードを新規に導入するとともに、これと核種移行解析コードとの連成方法を検討し、解析コード間のデータ接続を行うインターフェースプログラムを開発した。・解析業務の増大に対応するため、複数の解析者が同時に解析管理システムを運用できるようにシステムを拡張した。また、様々な計算機への移植や大規模計算コードの導入に向けてのシステムの拡張性について検討した。・これまでの運用を踏まえて、インターフェースの高度化およびデータベースの拡張を実施した。
椹木 哲夫*
PNC TJ9604 98-001, 83 Pages, 1997/03
現在までに原子力プラントで発生したトラブルの多くは、運転操作ミスなどの人的要因に関係したものである。そこで安全性、信頼性向上を目的として、従来人間の運転員や保守員の果たしてきた役割を人工知能技術を主体とした自動化システムに代替し、できるかぎり人的要因を排除していこうとする自律型プラントの開発研究が盛んに進められている。自律型プラントにおいては、プラントに関する膨大な量の知識を実施し、この知識を実時間で利用可能にしていくものであるが、そこで問題になるのが、これら膨大な知識の獲得と管理である。すなわち合理的な知識として実装できる知識の量には自ずと限界があり、このような不完全な知識を用いる限り、想定外事象の生起に対しては極めて脆弱なものにならざるを得ない。もちろん最終的には人間オペレータの判断に委ねることが考えられるが近年の人間オペレータへの監視業務一辺倒に偏りがちな自動化システムとの役割分担やモニターすべき情報の飛躍的な拡大は自律機能のみならず、オペレータに対して想定外事象が生じた差異の緊急時に冷静沈着な判断を支援することも併ねた知識化が必須となる。すなわち自律型プラントに求められるのは、このような状況で生起している事象を自身の知識の不備をも考慮した解釈を行うことで的確に現時点での矛盾を検知し、その解消策の提案をオペレータに対して提示したり、自らその解消を試みることで、自身の知識を常に更新していける機構の実現である。さらに知識ベースの実時間運用を考える際には、時間的に不変な知識ばかりを想定することは難しく、対象システムの時間的推移に合せて適用すべき知識もダイナミックに追従しながら更新していくことが求められるが、この意味においても、いつどの時点で現状の知識の確認し、これを改定していけばよいかについてのメンタルモデル判断機能が不可欠となる。本報告ではこのような状況に際して、想定外の事象に対して現在の知識ベースの知識との矛盾を速やかに検知し、自律プラント自らが、あるいはオペレータがその矛盾を解消を的確に行うことを可能にするための方策について、人工知能における機械学習(machine learning)分野から、帰納学習、演繹学習を中心に概説する。そしてそれらの学習手法における矛盾検知とその解消による知識獲得がそのように実現されるかについて、1)既存知識の矛盾検知、2)合理的
not registered
PNC TJ1612 97-001, 69 Pages, 1997/03
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。
前田 一人*; 房枝 茂樹*; 片岡 伸一*; 根本 和明*; 柳澤 一郎*; 福井 裕*; 土井 基尾*
PNC TJ1216 97-007, 77 Pages, 1997/03
本研究では、性能評価で用いる解析コード及びデータを対象として、それらの品質を保証するための手順と品質に関する情報の管理・運用手法について、地層処分システムの性能評価結果の信頼性の保証という観点からの検討を行う。本年度は、地層処分システムの性能評価で考慮すべき品質保証項目に対する品質保証の手順を、国内外での品質保証の実績等を踏まえて整理するとともに、解析コードの検証手法やデータの分類手法を以下のとおり検討した。(1)品質保証項目の抽出と既存の品質保証手法の調査・整理・原子力分野、航空宇宙分野、YMP、WIPPの品質保証要求事項を調査・整理した。・データ、解析コードの利用に於いて、エラー防止と品質保証の観点から確認を行うべき項目を摘出した。(2)品質保証手続きのフレームワークの作成・摘出した品質保証項目を確認項目と記録項目に分類し、性能評価解析における要求事項を管理フローとして示した。・管理フローに基づき、計算機システムへ展開した場合における品質管理システム構築のための基本要件について検討した。(3)解析コードの検証方法の構築動燃殿のニアフィールド性能評価コードである、MESHNOTE、PHREEQE、MATRICSを対象とした検証マニュアルを作成した。さらに、検証結果を判定するための基準ならびに適用範囲の設定方針について検討した。(4)データの分類管理手法の構築・データの取得から処理段階の全過程のデータ管理を行うため、取得方法や中間処理方法及び信頼性に基づいたデータの階層構造を構築した。・上記で構築した階層構造及びデータの性能評価計算への影響度を考慮したデータベース構造を検討した。
尾崎 禎彦; 須田 一則; 吉川 信治; 小澤 健二
PNC TN9410 96-101, 40 Pages, 1996/04
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。
吉田 一雄; 横林 正雄; 田辺 文也; 川瀬 勝美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(2), p.110 - 118, 1996/02
被引用回数：2 パーセンタイル：24.74(Nuclear Science & Technology)マンマシンシステムの評価のツールとして、異常時での運転員の認知行動を模擬する計算機を用いたシミュレーションシステムの開発を行った。システムは運転員モデルと原子炉モデルから成る。前者では、AI手法の一つである「黒板」モデルに基づく分散協調推論手法を用いた。異常への対応のための認知行動は、Rasmussenの梯子モデルを参考にした。また、ルールベース行動だけでなく知識ベース行動を模擬するために機能的知識を多層流れモデル(MFM)で表現しそれを定性推論で探索する方法を提案した。さらに、短期記憶の容量と減衰、注意の狭窄、知識の呼出の特性など主要な認知特性をモデル化した。また、原子炉モデルは、詳細熱水力解析コードを核として開発し、運転員計算モデルと動的に結合した。運転員モデルの検証のため、数ケースの異常事象の模擬を行い、その有効性を確認した。
吉田 一雄; 横林 正雄; 川瀬 勝美*; 田辺 文也
Symbiosis of Human and Artifact: Future Computing and Design for Human-Computer Interaction,20A, 0, p.939 - 944, 1995/00
ヒューマンファクタ研究の中で、マンマシンシステムの評価のツールとして、異常時での運転員の認知行動を模擬する計算機を用いたシミュレーションシステムの開発を進めている。開発の中心は、運転員モデルの作成である。そこでは、AI手法の一つである「黒板」モデルに基づく分散協調推論手法を用いている。運転員が行う原子炉の異常への対応のための認知行動は、Rasmussenの梯子モデルを参考にした。また、ルールベース行動だけでなく知識ベース行動を模擬するために機能的知識を多層流れモデル(MFM)で表現しそれを定性推論で探索する方法を提案した。さらに、主要な認知特性のモデルとして、短期記憶の容量と減衰、注意の狭窄、知識の呼び出しの特性などをモデル化した。運転員モデルの検証のため、数ケースの異常事象の模擬を行い、その有効性を確認した。
横林 正雄; 松本 潔; 村山 洋二; 神永 雅紀; 鴻坂 厚夫
JAERI-M 90-207, 26 Pages, 1990/11
本報告書は、研究炉(JRR-3)を対象にした異常時診断予測システムのサブシステムの一つとして、早期に定常からのずれを検知し、スクラム作動の可能性の予測とその回避を目的とするエキスパートシステムの試作結果について述べている。本システムは異常診断システムDISKETの機能を拡張しており、従来の機能に対し次の特徴を有している。(1)スクラム条件毎にスクラムの原因をフレームで表すことにより知識ベースの構造を簡単化している。(2)知識ベースに数式を定義しルールに数式を取り入れることによりルール表現に柔軟性を持たせている。本システムの性能を過渡事象を用いて評価した結果、検知された定常からのずれの原因が同定され、スクラム作動の時間余裕がスクラム回避のための手順と共に示され、外乱発生初期に対し、本手法は有効であることがわかった。
吉田 一雄; 横林 正雄
JAERI-M 89-184, 157 Pages, 1989/11
原子炉異常診断システムDISKETは、原子力発電所において異常が発生した場合に、その種類および原因の診断を行うシステムとして、原研において開発したシステムである。本システムは、原因同定の手法として人工知能の一分野である知識工学を応用しており、診断のための推論を行う推論エンジン「IERIAS」と、それに必要な知識が納められている知識ベースから成る。また、本システムの特徴として、事象の時間的変化を推論で考慮できること、大量のルールを効率的に処理するために知識ベースがユニット化されていること等が挙げられる。DISKETは、原子炉の異常診断を目指して開発されたが、推論エンジンと知識ベースが完全に分離独立しているので、推論に必要な知識がIF-THEN形式のルールで表現できる分野では、DISKETを利用して診断、推論が行える。本報告書は、DISKETの利用者の便に供するためにまとめたものである。
