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武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-071, 85 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-071.pdf:4.81MB
ITERのダイバータは、保守を容易にするために60個のカセットに分割されており、遠隔保守機器を用いて、90度ごとに設けられた保守ポートを経由して交換される。25トンのカセットは、強い放射線環境の下で、狭隘な空間内での搬送と2mm以下の精度での設置が要求されている。これらの要求に基づき、以下の設計及び試験を実施した。(1)限られた空間での大重量カセットの搬送にリンク機構を適用するための検討を行った。空間的制約と駆動力効率を考慮してリンク角度を最適化し、コンパクトな搬送用機構を設計した。試験の結果、2つの搬送用機構を用いて30トンの搬送に必要な持ち上げ力を達成した。(2)搬送用機構と同様にリンク角度を最適化し、コンパクトなリンク機構をカセットの固定に用いるための検討を行った。試験の結果、設置の際に、初期の位置誤差が5mmの状態から最終的な位置決め精度として0.03mmを達成した。これにより、要求性能である2mmの精度を満足した。(3)搬送装置の実規模試験体を用いて、光ファイバセンサ等によるセンサベース制御の試験を行った。試験の結果、光ファイバセンサを用いて、0.16mmの位置決め精度を達成し、十分な水準の精度を得た。また、仮想現実によって遠隔保守機器とダイバータ等を模擬したヒューマンマシンインタフェースを用いた試験も実施した。
久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*
JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB
新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。
久語 輝彦; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 2000-004, p.97 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-004.pdf:10.51MB
原子炉炉心設計において多用されるパラメータサーベイによる設計作業を支援するシステムを開発した。本システムにより、設計ウィンドウ、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得ることができる。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本システムはワークステーション上で稼動し、利用者が容易に入出力処理を行うためのマンマシンインターフェースを充実させた。本報告書は、手法の原理、システム構成、システム使用方法、ニューラルネットワークの学習方法、解析計算に必要な入力変数等を解説したユーザマニュアルである。
鍋島 邦彦; Tuerkcan, E.*; 鈴土 知明; 中川 繁昭; 井上 浩司*; 大野 富生*; 工藤 和彦*; 鈴木 勝男
Proc. of Human-Computer Interaction International'99, 2, p.1187 - 1191, 1999/00
ニューラルネットワークとエキスパートシステムを組み合わせたハイブリッド監視システムを開発し、高温ガス冷却炉HTTRに適用する。本監視システムは、フィードバック結合を持つカレントニューラルネットワークを用いて原子炉の動特性モデルを構築することにより、微小な異常兆候を早期に検知し、このネットワーク出力と運転員からのプラント情報を基にエキスパートシステムで異常を診断する。また、マンマシンインターフェイスを考慮し、運転員支援のための適切な表示も行う。これまでに、動特性解析コードACORDを利用して、正常運転及びいくつかの異常事象のシミュレーションデータを作成し、監視システムの性能評価を行った。その結果、このシステムがHTTRの異常検知・診断にも有効であることが明らかになった。
久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08
被引用回数：2 パーセンタイル：22.91(Nuclear Science & Technology)核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。
鍋島 邦彦; 鈴木 勝男; E.Tuerkcan*
Proc. of 9th Power Plant Dynamics, Control & Testing Symp., Vol. 1, 0, p.51.01 - 51.09, 1995/00
原子力プラントでは、数多くのセンサ信号がプラントの運転状態を表示している。プラント状態を監視するためには、これらの情報を迅速かつ同時に処理する必要がある。このために、ニューラルネットワークとエキスパートシステムを組み合せたハイブリッド監視システムを開発し、オランダの原子力プラントに適用した。このシステムは、ニューラルネットワークをプラントのモデリングに、またエキスパートシステムをニューラルネットワークとオペレータからの入力を基にした診断及びマンマシンインターフェイスの両方に用いている。このハイブリットシステムをオランダのボルセレ原子炉プラントに適用した結果、プラントの監視システムとして有効であることが示された。
久語 輝彦; 中川 正幸
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.207 - 208, 1995/00
知的システムIRDSは、種々の解析コード、データベース及びマンマシンインターフェイスを備えて、効率的に原子炉炉心の概念設計を支援する。モデル構築、タスク実効、設計評価、設計案修正といった設計プロセスをマンマシンインターフェイスを通して、会話的に進めることができる。種々のデータベース、知識ベースにより、効率的に設計作業を進めることができる。概念設計の目的である設計パラメータの最適化を直接支援するために、設計が成立する設計変数の範囲(設計ウィンドウ)を自動的に探索する機能を備えている。2変数に対する設計ウィンドウ探索では、境界探査法を用いる。また、多次元空間における(多設計変数に対する)設計ウィンドウ探索では、計算時間の短縮のため、炉心特性の推定するニューラルネットワークを利用している。IRDSは、炉心設計に関わる種々の設計作業を支援する知的計算機環境を設計者に提供する。
久語 輝彦; 藤井 貞夫*; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 94-001, 187 Pages, 1994/08
JAERI-Data-Code-94-001.pdf:7.51MB
新型炉炉心の概念設計の支援を目的として、簡便かつ効率的に熱流力分野の設計及び評価のできる炉心熱流力設計モジュールを開発した。本モジュールは知的原子炉設計システムIRDSに組み込まれる。利点として、各種の炉型が扱えること、炉型や設計内容に応じて4つの熱流力・燃料挙動解析コードを内蔵していること、概念の変更に柔軟に対応できること、容易に結果の判断ができるように分かりやすい形式で結果を提示できること等の機能を有している。本モジュールは、エンジニアリングワークステーション上での実行を前提とし、入出力処理に関するマンマシンインターフェースを充実させている。更に、効率的な設計支援を目的として、知識工学的手法を用いて、任意の2設計変数に関する設計成立範囲(設計ウィンドウ)探索機能を内蔵している。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、解析に必要な入力変数の解説等を記したものである。
木村 豊秋
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 352, p.125 - 127, 1994/00
被引用回数：1 パーセンタイル：27.50(Instruments & Instrumentation)大型核融合実験装置JT-60の制御システムは、16ビットのミニコンピュータ、マイクロコンピュータやCAMAC規格のインターフェイスから成る計算機システムである。本システムは、完成後10年近くを経過し、この間実験運転の進捗に対応してシステムの改良が加えられてきた。特に、2年余り前には、JT-60の大電流化改造に対応して、プラズマ制御系はVMEバス・システムを応用したマルチプロセッサ・システムに、また、中央運転のマン・マシン・インターフェイスはワークステーションを用いたネットワークシステムへと改造が図られた。また、現在、VMEやネットワーク技術の応用範囲をサブシステム・レベルの制御系にまで拡張することを計画している。本講演では、JT-60Uの制御系の性能向上やソフトウェアの開発環境の改善を図るための、これら最新の計算機技術であるVMEやネットワークの応用について述べる。
