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論文

Accuracy of prediction method of cryogenic tensile strength for austenitic stainless steels in ITER toroidal field coil structure

櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 斎藤 徹*; 森本 将明*; 稲垣 隆*; Hong, Y.-S.*; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; et al.

Physics Procedia, 67, p.536 - 542, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:45.93

原子力機構はこれまで、極低温で使用されるITER超伝導コイルに適用するオーステナイト系ステンレス鋼の合理的な品質管理手法の開発確立を目的に、室温で測定された引張強さと、炭素と窒素の含有量の関数として二次曲線を用いた4Kでの引張強度予測手法を開発してきた。核融合発電の技術的成立の実証を目指して建設が進んでいるITERでは、超伝導コイルが使用される。超伝導コイルシステムの一つであるTFコイルの容器構造物には巨大な電磁力に耐えるため、構造材料として高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNが使用される。原子力機構はITER TFコイル構造物の調達責任を負っており、2012年から実機構造材料調達を開始し、矩形材,丸棒材,異形鍛造材などの製造を進めている。原子力機構は、構造材料の高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNの機械特性を多数取得しており、本研究ではこれらの試験データを用いて、原子力機構が開発してきた4K強度予測手法の実機TFコイル構造物用材料に対する予測精度について評価を実施したので報告する。

論文

Welding joint design of ITER toroidal field coil structure under cryogenic environment

井口 将秀; 櫻井 武尊; 中平 昌隆; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

原子力機構は、ITER TFコイル構造物の製作にあたり、周辺機器を支持する付属物とコイル容器との接続に、部分溶け込み溶接の適用を提案している。これは、付属物が複雑形状を呈しており、溶接作業性が極めて悪いことに起因する。部分溶け込みは、非溶け込み部を有することから、その先端は極めて高い応力集中が生じ、ITER供用中にき裂進展に至る可能性がある。そのため、設計段階から疲労き裂進展挙動について把握する必要があるが、有限要素法等の数値計算では、実際の溶接部のき裂進展挙動を正確に模擬することは現状極めて困難であり、過度に保守的な設計係数を適用する必要がある。一方、部分溶け込み溶接部を模擬した実規模疲労試験体を用いて、き裂進展挙動を測定する方法も考えられるが、極低温(4.2K)という環境下で、100mm近い板厚の試験体の疲労試験を実施できる設備は、現状存在せず、新たな試験設備の建設は、費用及び時間の面から現実的ではない。そこで原子力機構は、実機形状の部分溶け込み溶接継手を有する部分溶け込み溶接継手試験体を製作し、非溶け込み部先端を残したCT試験片を採取し、4.2Kでのき裂進展挙動を把握する試験を実施した。CT試験片は汎用的に疲労き裂進展試験に供されるものであり、既存の試験設備で試験可能である。これらのCT試験片を使用した疲労き裂進展試験から、き裂進展挙動を明らかにするとともに、き裂進展を計算するために必要な物理係数を取得し、保守的な設計係数を用いることなく、TFコイル構造物を設計できる見通しを得た。

論文

Preliminary assessment for dust contamination of ITER in-vessel transporter

齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.47(Nuclear Science & Technology)

ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400$$mu$$Sv/hと100$$mu$$Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18$$mu$$Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。

論文

Robot vision system R&D for ITER blanket remote-handling system

丸山 孝仁; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2404 - 2408, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.64(Nuclear Science & Technology)

For maintenance of ITER, a system to remotely handle the shield blanket modules is necessary because of high $$gamma$$-ray field. Blanket handling will be carried out by robotic devices such as power manipulators. The manipulator should have a non-contact sensing system to install and grasp a module, and the manipulator is required to be accurate within 5 mm in translational motion and 1 degree in rotational motion. The Robot Vision System (RV) was adopted as the non-contact sensing system. To satisfy the requirements, three widely used methods of RV were adopted: Stereo Vision, Visual Feedback and Visual Servoing. Stereo Vision is a RV method using two cameras. In Visual Feedback, the manipulator moves to the target position in many sequential steps. In Visual Servoing, the manipulator moves in order to fit the current picture with the target picture. Also, note that it is completely dark in the vacuum vessel and lighting is needed. Tests for grasping a module using those three methods were carried out and the measuring error of the RV system was studied. The results of these tests were that the accuracy of the manipulator's movements was within 1 mm and 0.3 degrees using RV. This satisfies the requirements; therefore, it is concluded that RV is suitable as the non-contact sensing system for the ITER BRHS.

論文

Manufacturing technology and material properties of high nitrogen austenitic stainless steel forgings for ITER TF coil cases

押川 巧*; 船越 義彦*; 今岡 宏志*; 吉川 耕平*; 真有 康孝*; 井口 将秀; 櫻井 武尊; 中平 昌隆; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫

Proceedings of 19th International Forgemasters Meeting (IFM 2014), p.254 - 259, 2014/09

ITERは核融合発電を検証するために建設が進められている実験炉である。日本が調達責任を有しているトロイダル磁場コイル(TFC)は、高さ約17m、幅約9mのD型形状の溶接鋼構造体であり、重要なITER構成部品の一つである。ITERの運転温度である4Kにおいて、TFCの超伝導部に生じる電磁力を支えるためにTFC容器は強化型オーステナイト系ステンレス鋼を使用する。また、高剛性を実現するために600mmを超える板厚を有し、かつ複雑な三次元形状を呈している部材もある。鍛造後の機械加工量を最小化するために、最終形状に極力近づけた仕上げ形状に鍛造する必要がある。しかし、このような鍛造プロセスを適用して極厚複雑形状部材を製造した実績はないため、二種類の極厚複雑形状材料の実規模試作を行い、自由鍛造による製造プロセスの検証、超音波探傷試験,冶金試験,常温及び4Kでの機械特性試験を実施した。その結果、自由鍛造プロセスを用いた鍛造によって最終形状に近い鍛造仕上げ形状を実現できること、及びこれらの材料がITER要求値を上回る材料特性を有していることを確認した。

論文

Progress of manufacturing trials for the ITER toroidal field coil structures

井口 将秀; 森本 将明; 千田 豊*; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 中平 昌隆; 小泉 徳潔; 山本 暁男*; 三宅 孝司*; 澤 直樹*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.3801004_1 - 3801004_4, 2014/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.07(Engineering, Electrical & Electronic)

TFコイル構造物は高さ16.5m、幅9mのD型形状の超伝導巻線部を格納するサブアッセンブリから成り、サブアッセンブリはベーシックセグメントを溶接で接合し製作する。TFコイル構造物製作前段階の試作試験では、実機ベーシックセグメントと同形状の試験体を、強拘束溶接治具による溶接変形制御方法を適用した片側狭開先溶接により試作し、本溶接制御手法によるTFコイル構造物の製作に目途を立てた。しかし、TFコイル構造物は最終寸法公差2mm以下という厳しい公差が要求されており、溶接後に機械加工が必須となる。このため、より合理的な製造のためには、より少ない溶接変形でTFコイル構造物を製作し、機械加工量を低減することが重要である。そこで、これまで適用されてこなかった両側狭開先を適用したバランス溶接による溶接変形制御方法の確立を目的とし、実規模ベーシックセグメント試作により、その溶接制御方法について検討を行った。本試作結果から、両側狭開先溶接を適用することで、ベーシックセグメント製作における溶接変形を低減でき、合理的にTFコイル構造物を製作できる見通しを得た。本発表では以上の結果について報告する。

論文

Rail deployment operation test for ITER blanket handling system with positioning misalignment

武田 信和; 油谷 篤志; 谷川 尚; 重松 宗一郎; 小坂 広; 村上 伸; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2186 - 2189, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

ITERブランケット遠隔保守システムのための軌道展開装置の研究開発を行った。自動運転に必要な目標トルクを調査した。結果として、定格トルクの20%が自動運転のトルク制限値として適切であった。2020年にITER機構に納入するという、ブランケット遠隔保守システムの調達スケジュールも示された。

論文

Performance evaluation on force control for ITER blanket installation

油谷 篤志; 武田 信和; 重松 宗一郎; 村上 伸; 谷川 尚; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Hamilton, D.*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1978 - 1981, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

ITERの真空容器内機器であるブランケットは、高い$$gamma$$線環境下におかれるため、交換を遠隔保守ロボットによって行う。ブランケット遠隔保守ロボットの調達は日本が担当しており、原子力機構は国内機関として調達仕様決定のための研究開発を実施してきた。ブランケット遠隔保守ロボットは大重量(40kN)のブランケットを真空容器のキー構造に嵌合し、高精度(0.5mm以下)に最終位置決めする。この位置決めの技術課題は、嵌合前の位置決め誤差により、嵌合過程においてキー構造の接触面に過大な反力が発生し、かじりが生じることである。この技術課題を解決するために反力を抑制する駆動モータのトルク制御手法を開発し、本開発御手法の妥当性を検証するために実規模試験を実施した。その結果、本手法が極めて狭隘な嵌合構造下で、反力を抑制しながら嵌め合い動作を行うために有効な手法であることを確認した。

論文

Verification test results of a cutting technique for the ITER blanket cooling pipes

重松 宗一郎; 谷川 尚; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; 中平 昌隆*; Raffray, R.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1218 - 1223, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.5(Nuclear Science & Technology)

ITERの保守交換技術の1つである冷却配管の切断技術では、切断面が良質であることと、切断紛の発生がゼロであることが要求される。このため、これら2つの要求条件を満足する切断方式として、2つの機械式切断方法を選定し、要求条件を満足する以下の切断性能を有することを確認した。(1)ディスクカッタ型切断方式: 配管内部からアクセスし、42mm内径(厚み3mm)の冷却配管切断を可能にするために、切り込み力と切断回転力を支持する機構部分をコンパクトにするために「くさび」型の機構を採用した。この支持機構により切断力の均等化と伝達効率を高めることが可能になり、切り粉の発生がない極めて良好な切断面を得ることができた。(2)ホールソー切断方式: 従来、ホールソーによる切断は外側に切り粉を拡散させる方式であるため、切り粉を集塵するカバーが必要となり、切削機構部が大型化することが技術課題であった。この課題を解決するために、内側に切り粉を集めるように、切削刃チップの配置とこのチップの形状を選定した。この結果、切り粉のホールソー内側への高い流動性と、99%以上の集塵効率、200回以上の耐久性を有することを確認できた。

論文

R&D on major components of control system for ITER blanket maintenance equipment

武田 信和; 角舘 聡; 松本 泰弘; 小坂 広; 油谷 篤志; 根岸 祐介; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1190 - 1195, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.49(Nuclear Science & Technology)

ITERブランケット遠隔保守システムについての研究開発は、工学設計活動の時期以来現在まで続けられており、制御システムに関する若干の技術的課題を残すのみとなっている。技術的課題の例としては、スリップリングによるノイズ,ケーブル取扱装置の制御,超長距離ケーブルを通じた信号伝送,耐放射線性アンプ等である。本研究ではこれらの課題に着目している。結論として、制御システムに関する主な課題は解決され、ITERブランケット遠隔保守システムの実現性がより高まった。

論文

JSME construction standard for superconducting magnet of fusion facility "Fabrication, installation, NDE and testing"

中平 昌隆*; 新見 健一郎; 入江 宏定*

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 7 Pages, 2009/07

核融合設備の超伝導マグネットに関する製作及び試験・検査規格を作成した。本規格では、TFコイルが核的な安全機器ではないとの前提より、規格として過剰な要求とならないように考慮し、JSME S NB-1, ASME Sec.III ND又はNF、あるいはSec.VIII-div.2を参考としたうえで、TF構造物特有の性質を加味して設定した。規格の構成としては、製作一般に関する規格をFM-4000に、非破壊試験一般に関してはFM-5000に、耐圧・漏れ試験に関してはFM-6000に規定した。またTF構造物の溶接継手区分をAPPENDIX 41に、超音波探傷試験方法をAPPENDIX 51として抜き出した。

論文

Design progress of the ITER blanket remote handling equipment

中平 昌隆; 松本 泰弘; 角舘 聡; 武田 信和; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1394 - 1398, 2009/06

 被引用回数:19 パーセンタイル:18.94(Nuclear Science & Technology)

ITERの炉内機器の保守作業は、D-D運転後に真空容器内が高$$gamma$$線環境になるため、遠隔操作装置によって行われる必要がある。ブランケットの保守作業は、マニピュレータを搭載した台車が真空容器内に展開した軌道上を走行して行う。ITER建設に向け、ブランケット遠隔操作装置の改良と詳細設計を実施している。今回は、設計結果の概要を紹介する。ブランケット遠隔操作装置のレール展開システムは、占有スペースを最小にするため搬送キャスク内で軌道を連結する方式へと変更した。この目的のために、真空容器内におけるブランケット交換とキャスク接続を含め遠隔装置のレール展開の概念設計,手順の検討及び典型的なシミュレーションを行った。キャスク内における軌道接続の技術的な課題は、(1)ヒンジの回転軸に許容される誤差が小さい,(2)キャスク内の限られたスペースでの軌道接続の実施,(3)高い位置決め精度の確保である。本論文は、これらの課題に対する対策と設計結果について述べる。新しいケーブルハンドリング装置,軌道支持装置、及びブランケット/ツール搬送装置についても述べる。

論文

Mock-up test on key components of ITER blanket remote handling system

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 田口 浩; 小坂 広; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1813 - 1817, 2009/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:35.15(Nuclear Science & Technology)

ブランケットやダイバータなどのITERの真空容器内機器の保守作業は、高$$gamma$$線環境のため、遠隔機器によって行われる必要がある。工学設計活動(EDA)において、原子力機構はブランケット遠隔保守に用いるビークルマニピュレータシステムのプロトタイプを製作し、ブランケットの自動位置決めや多関節レールの展開動作等、このシステムの成立性を確認した。ITERに対する本システムの調達を円滑に行うため、その後も原子力機構は数々の研究開発を継続している。EDA後に残された課題としては、レール接続,ケーブルハンドリング,第一壁のその場交換が挙げられる。三番目の課題は最近提起され、現在まだ議論中である。本報告では、前二者の課題についての試験結果を中心に報告を行う。

論文

A Proposal of ITER vacuum vessel fabrication specification and results of the full-scale partial mock-up test

中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 小野塚 正紀*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1578 - 1582, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.02(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の構造と製作法は国際チームで検討されてきたが、製作上の課題を有し、コスト削減が望まれる。本論文では、日本の提案する製作法と現設計の差異を示し、実規模部分モデルにおける一連の製作方法を紹介する。また、実規模部分モデルの製作試験から得られた結果として、非破壊試験,溶接変形,製作上明らかとなった課題などを提示する。

論文

Development of a virtual reality simulator for the ITER blanket remote handling system

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1837 - 1840, 2008/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.21(Nuclear Science & Technology)

ITERでは、DT反応によって生じる中性子が構造物を放射化するため、真空容器内機器の保守は遠隔装置によって実施する必要がある。遠隔装置を運用する際、保守対象機器あるいは真空容器との衝突回避は最重要課題である。このため、これらの機器の配置状況を把握することは必要不可欠であり、真空容器内における視覚情報を取得することが最も望ましい。しかし、高放射線環境下であることを考慮すると、カメラを設置することは難しく、また、保守対象機器と真空容器とのインターフェイスは対象機器自身あるいはほかの機器によって視線を遮られることが多いため、視覚情報のみによってこれらの接触状況を把握することは困難である。以上の理由から、真空容器内における各機器の位置情報等を把握するためのシミュレータは核融合における遠隔保守システムにおいて必要不可欠である。著者らは一般的な3Dロボットシミュレーションソフトウエアである"ENVISION"を用いて、ITERブランケット遠隔保守システム用シミュレータを構築した。シミュレータはITER工学設計活動期間中にブランケット保守システムの一部として開発されたマニピュレータの制御装置に接続されており、LANを通じて得られるモータの位置データを用いてマニピュレータとブランケットモジュールの位置を再現できる。さらにシミュレータは、ブランケットモジュールをスクリーン上で半透明にすることによりその背後で行われる接続操作を示す等、仮想的な視覚情報を提供することも可能である。また、実際の運転前に保守手順を確認することにも用いられる。

論文

ITER vacuum vessel, in-vessel components and plasma facing materials

伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.34(Nuclear Science & Technology)

本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。

論文

Progress of R&D and design of blanket remote handling equipment for ITER

角舘 聡; 武田 信和; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1850 - 1855, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.16(Nuclear Science & Technology)

本報では、ITERブランケット遠隔保守機器(保守ロボット)について以下に示す最新の設計及びR&D成果について報告する。(1)ブランケット分割形状の変更により他機器との干渉を回避するため保守ロボットの小型化設計を実施し、軌道回り回転機構歯車にダブルヘリカルギヤの採用等により重量30%減の小型化設計を実現した。(2)ブランケット交換時の視覚情報として3Dシミュレーションモデルを利用した操作系を全体制御系に組込み、真空容器内の周辺状況を把握するためのヒューマンインタフェースを改善し、保守ロボットの操作系を向上させた。(3)保守ロボットで使用される露出した歯車部の潤滑剤(グリース)が真空容器内の機器を汚すことを避ける必要がある。このため、グリースなしのドライ潤滑として耐摩耗特性に優れたDLC(Diamond Like Carbon)膜技術に着目し、歯車への応用を目的にDLC膜の潤滑特性要素試験を実施した。この結果、軟DLCとNi-Cr-Mo材で浸炭処理を施した基材との組合せが最も耐摩耗特性に優れていることが判明した。

論文

核融合炉機器の遠隔保守に関する開発の現状

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

プラズマ・核融合学会誌, 84(2), p.100 - 107, 2008/02

プラズマ装置内での遠隔機器のみによる保守作業が1998年にJETにおいて世界で初めて実施されて以降、真空容器内機器の遠隔保守の重要性は増すばかりである。特に、将来の原型炉においては、その経済性を左右する重要な要素の一つでもある。現在建設中のITERにおいても、ブランケットやダイバータに対する真空容器内での保守作業は遠隔機器のみで行うことを予定しており、これを可能とするためのさまざまな装置・機器類の設計や要素試験等が進められてきた。本解説は、核融合炉機器の遠隔保守について、おもにITERを例として、その開発の現状について紹介するものである。

論文

Performance test of diamond-like carbon films for lubricating ITER blanket maintenance equipment under GPa-level high contact stress

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.052_1 - 052_4, 2007/12

本稿では、ダイアモンドライクカーボン(DLC)被膜をITERブランケット保守装置の伝達歯車用固体潤滑材の候補として検討している。SCM440製及びSNCM420製の円盤を軟,積層及び硬DLCでコーティングした試験片を用いて、「ピンオンディスク」方式による摩耗試験を実施した。すべてのケースについて設計要求である2GPaの許容面圧,$$10^4$$サイクルの寿命を満足し、DLC被膜の成立性が実証された。これらの3種類の被膜のうち、軟DLCが最もよい性能を示した。

論文

Demonstration tests for manufacturing the ITER vacuum vessel

清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.75(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。

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