SHARE Vol. 61 No. 4 (2024) 原子力特集 技術論文 ENGLISH AI技術を活用した確率論的リスク評価(PRA)解析結果の妥当性確認手法 A Validation Method for Results of PRA Using AI Technique 和文 (1.1MB) 英文 (1.2MB) 網谷達輝 Tatsuki Amitani 平井俊輔 Shunsuke Hirai 尾崎和基 Kazuki Ozaki 藤井康文 Yasufumi Fujii 森田克明 Katsuaki Morita 網谷達輝 平井俊輔 尾崎和基 藤井康文 森田克明 原子力プラントの重大事故に至るリスクは,確率論的リスク評価手法を用いて評価される。原子力プラントは多数の設備·機器,配管並びに電気系から構成される複雑なシステムであるため,評価対象となる事故シナリオは膨大である。確率論的リスク評価の結果として得られる重大事故に至る故障の組合せの妥当性は,設計·運用·実績から想定される故障モード等と照らし合わせて起こりうる事象であるかを確認することで担保される。これらの組合せは無数にあるが,評価結果への寄与が大きい部分を確認することで結果は十分に担保される。しかしながら,確認する範囲を拡大できれば,評価結果の信頼性を更に向上できる。そこで,AI分野の一つである自然言語処理技術を用いて効率的かつ網羅的に計算結果の適切性確認が可能な手法を開発した。 三菱重工技報 Technical Review Vol. 62 No. 2 物流·冷熱·ドライブシステムドメイン特集 Vol. 62 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 61 No. 4 原子力特集 革新軽水炉SRZ®-1200の開発状況 革新軽水炉SRZ®-1200における世界最高水準の安全性を目指した基本設計 革新軽水炉SRZ®-1200における再生可能エネルギーとの親和性を高めた出力調整方式の採用とPu利用量を向上させる炉心設計 革新軽水炉SRZ®-1200 安全性,信頼性及び経済性の向上に資する1次系主要機器の開発 革新軽水炉SRZ®-1200向け大容量·高信頼性1次冷却材ポンプ(RCP)の開発 カーボンニュートラル社会に向けた多様なニーズに応える小型軽水炉開発 高速炉実証炉建設に向けた中核企業としての取組み 水素製造に向けた高温ガス炉の開発 多様なニーズに応えるマイクロ炉の開発 - 全固体原子炉への挑戦 - 核融合(ITER,原型炉開発)への取組みと将来展望 原子力発電所の長期運転を見据えたアフターサービス高度化の実現 PWR燃料の安全性向上·高度化 - 事故耐性燃料被覆管の開発状況 - 過酷事故環境に耐える新型センサの開発と実機導入 - 更なる計装機能の信頼性向上 - 大規模流動試験によるLOCA後長期炉心冷却性の実証 配管系の耐震設計合理化を実現する多入力応答スペクトル解析法 BWRプラントの再稼働支援への取組み 持続可能な原子燃料サイクルを目指して - 次世代再処理技術の実現に向けた取組み - 福島第一原子力発電所の早期安定化に向けた燃料デブリ試験的取出しの完遂 AI技術を活用した確率論的リスク評価(PRA)解析結果の妥当性確認手法 製造技術維持·向上に向けたAI自動溶接技術の開発 積層造形法(AM)を用いた内挿型渦電流探傷試験用クロスコイルアレイプローブ製作への取組み 原子力プラント工事 現地業務プロセスの合理化·改善 デジタル技術を活用した原子力発電プラント運用保守の高度化支援 - 更なる安全性·信頼性,パフォーマンスの向上を目指して - 使用済燃料乾式貯蔵キャスクの高収納化及び安全性向上 PWR向け原子力タービンプラント合理化を実現する主要熱交換器のコンパクト化 燃料電池車用水素ステーション向け超高圧液体水素昇圧ポンプの特長 Vol. 61 No. 3 マテリアリティ特集 - 三菱重工グループが考える重要課題に対する取組み - Vol. 61 No. 2 プラント·インフラドメイン特集 Vol. 61 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 60 No. 4 サービス技術特集 Vol. 60 No. 3 エナジードメイン特集 Vol. 60 No. 2 物流·冷熱·ドライブシステムドメイン特集 Vol. 60 No. 1 新製品·新技術特集