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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

Irradiation test progress for the ITER maintenance robot

野口 悠人; 安斉 克則; 小坂 広; 油谷 篤志; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡

第31回日本ロボット学会学術講演会予稿集(DVD-ROM), 2 Pages, 2013/09

BB2013-1301.pdf:0.22MB

This paper describes the progress of the $$gamma$$ radiation tests of the components used in the ITER maintenance robot. The objective of this test is to clarify the effects of radiation exposure on the major robot components and to develop the radiation hard robot based on the obtained results. Testing of the components related to the driving mechanism will be given priority since a failure of the driving mechanism can lead to severe trouble. All the testing of the listed components will be done by 2014.

論文

肉盛溶接クラッド部に着目した原子炉圧力容器の構造健全性評価

西川 弘之*; 小坂部 和也*; 後藤 伸寿*; 鈴木 広一*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

みずほ情報総研技報(インターネット), 4(1), 5 Pages, 2012/03

原子炉圧力容器の内表面には、耐食性向上のため厚さ5mm程度のステンレス鋼のクラッドが肉盛溶接されている。肉盛溶接により、容器内表面近傍には降伏応力に近い引張の溶接残留応力が生じる。しかし、現行の健全性評価に関する規程には、クラッドに関する記述がなされていない。このため、クラッドの残留応力が原子炉圧力容器の構造健全性に影響を評価した。すなわち、加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の健全性を適切に確認するため、クラッドの肉盛溶接を考慮したうえで溶接残留応力を把握し、健全性に及ぼす影響を定量的に評価した。本稿では、有限要素法による原子炉圧力容器内面クラッドの溶接残留応力解析手法及び仮想欠陥を考慮した破壊力学解析手法を紹介する。

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

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。

口頭

ITERブランケット遠隔保守システム開発の現状

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 田口 浩; 小坂 広; 柴沼 清

no journal, , 

ITERでは、DT反応による中性子が構造材を放射化し、保守時においても真空容器内部が高放射線環境下となるため、真空容器内機器の保守作業は遠隔装置によって行われる。ブランケットの遠隔保守システムは日本が調達することとなっており、原子力機構では調達を円滑に実施するため、各種装置の試作・試験を行っている。本報では、ケーブル巻き取り装置及び軌道接続装置に関する試験結果を中心に報告する。

口頭

ITERブランケット遠隔保守システムにおける軌道敷設装置

松本 泰弘; 角舘 聡; 武田 信和; 田口 浩; 小坂 広; 小泉 興一; 柴沼 清

no journal, , 

ITERの炉内機器の保守作業は、DT運転後に真空容器内が高$$gamma$$線環境になるため、保守ロボットによって行われる。ブランケットの保守作業は、真空容器内に軌道を敷設し、マニピュレータを搭載した台車が軌道上を走行して行う方式を採用した。現在、ITER建設に向けて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。この方式では真空容器内へ軌道を展開するためにキャスク内で軌道を組立てる必要があり、このキャスク内軌道接続(組立)の技術課題は、(1)ヒンジ(回転軸)の高精度の組み立て、(2)キャスク内の限られたスペースでの軌道接続の実施である。この技術課題を解決するために、接続時の位置ズレを吸収する機構や軌道の接続姿勢を確保する位置決め機構から構成される軌道接続機構を設計・試作した。本報では、ブランケット用保守ロボットの一部である軌道接続機構の設計結果の概要と軌道接続機構のR&D進行状況を述べる。

口頭

Tribological proof test results of Diamond Like Carbon (DLC) film to lubricate the mechanical gear for ITER remote handling equipment under GPa level high contact stress

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

no journal, , 

ITERブランケット遠隔保守機器に使用する潤滑材に関する設計要求は「グリース等の漏洩防止措置をとること」となっている。しかし、可動する大型歯車機構部に漏洩防止措置を取ると、機構部分が複雑・肥大化し、機構設計が成立しない。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、ドライ潤滑技術の開発を行った。その結果、DLC膜のピン・オン・ディスク試験による要素試験より、軟DLCとSNCM420(浸炭処理)の組合せが寿命10000回,面圧4.2MPaで焼付きを起こしていないことから、最も耐摩耗特性に優れていることがわかった。さらに、この結果から歯車材料(SNCM420を浸炭処理)及びDLC膜種(軟DLC)でDLC歯車を製作し、設計荷重である歯車面圧1.5GPa下で歯車を噛み合わせて耐久試験を行った結果、設計寿命10000回を超える30000回以上の耐久性を有することが判明した。

口頭

ITERブランケット遠隔保守システムにおける軌道展開・接続のモックアップ検証試験

小坂 広; 武田 信和; 油谷 篤志; 松本 泰弘; 根岸 祐介; 角舘 聡

no journal, , 

ITERブランケット遠隔保守システムは日本が調達を担当しており、2010年10月の調達取り決め締結に向けて、調達仕様を明確にするために現設計の検証試験に取り組んでいる。本システムではドーナツ状の真空容器内に軌道を敷設し、その上を走行するビークル型マニピュレータにより最大重量約4tのブランケットモジュールの保守・交換を行う。真空容器内への軌道の敷設は、円弧状の2リンク1関節から構成される軌道セグメントごとの接続(組立)後に、接続された6リンク5関節の軌道を真空容器内に展開(敷設)させる。この接続・展開動作の技術課題は、0.1mm以下の高精度な接続技術である。本報告では、最初に、高精度接続を実現する接続機構及び接続手順を示し、次に、この設計を検証するために試作した実規模部分モデルにより、設計の妥当性が明らかとなった結果を報告する。

口頭

トルク制限制御を利用したITERブランケットモジュール交換

油谷 篤志; 武田 信和; 松本 泰弘; 小坂 広; 根岸 祐介; 角舘 聡

no journal, , 

現在建設が進められている国際熱核融合実験炉(ITER)では、炉内機器が$$gamma$$線環境下におかれるため、機器の保守を遠隔で行う必要がある。炉内機器の一つであるブランケットは運転時の熱負荷等により損傷するため交換が必要となる。この保守・交換を行う保守ロボットは日本が調達を予定している。本保守ロボットは最大重量40kNのブランケットを高精度(最終設置精度0.5mm以下)で取付けることが要求されている。この最終的設置精度を満足するためにキー構造にブランケットを勘合させる。勘合前の位置決め誤差によってブランケットとキーが接触し、挿入過程の接触状態によって過大な反力を伴う「かじり」が発生する。このため、この「かじり」を抑制するための制御手法を開発する必要がある。筆者らはアクチュエータのトルク制御を利用することで、エンドエフェクタにキーに沿って動作できる追従性(コンプライアンス)を与え、「かじり」による反力を抑える手法を開発した。本手法の有効性を実規模装置によって試験した結果、アクチュエータがキー形状に追従して受動的に回転することで位置決め誤差を修正し、反力を低減できる可能性が示唆された。

口頭

ITER(核融合実験炉)遠隔保守における大型重量体(4ton)のハンドリング技術

重松 宗一郎; 油谷 篤志; 武田 信和; 小坂 広; 根岸 祐介; 角舘 聡

no journal, , 

ITERブランケット遠隔保守ロボットでは、ブランケットを把持したエンドエフェクタ先端でのたわみ、及び軌道の敷設誤差を補正するためにカメラによる位置計測を利用している。隣接するブランケットの隙間が10mmであることから、ブランケット取り付け時に隣接するブランケットと干渉しないために計測精度は10mm以内に収まる必要がある。この要求を満足する計測法として、1台のカメラにより撮影された画像を使用し、対象の位置と姿勢を計測する単眼法を採用した。単眼法の技術課題は奥行き方向の計測時に誤差が大きくなることである。この技術課題を解決するために、寸法が既知である特徴的な構造の把持穴、キー構造に着目してテンプレートを作成し、テンプレート形状と画像が一致した時の対象の位置と姿勢を計測するパターンマッチング手法を適用した。本手法を適用して計測試験を行った結果、x, y, z方向のそれぞれについて、10mm, 8mm, 8mmの計測精度を得た。これより、計測精度10mmの要求条件を満足することから単眼法に技術課題を解決し、手法の妥当性を検証できた。

口頭

トルク制御を利用した大型構造体(ITERブランケット)の交換試験

油谷 篤志; 武田 信和; 小坂 広; 根岸 祐介; 角舘 聡; 松本 泰弘*

no journal, , 

ITERブランケットはDT反応時に$$gamma$$線環境下におかれるため保守交換を遠隔で行う。この交換を行う保守ロボットは日本が調達を予定している。保守ロボットは重量40kNのブランケットを高精度(最終設置精度0.5mm以下)で取付けることを要求されている。キー構造にブランケットを勘合させることで最終設置精度を満足させる。勘合前の位置決め誤差によって、勘合過程で過大な反力を伴う「かじり」が発生する。「かじり」が発生すると過大な反力によって勘合を完了できない場合がある。そのため「かじり」を抑制するための制御手法を開発する必要がある。従来の大容量の力センサは1トン程度の重量があり可搬性能が大幅に低下するため採用できない。そこで筆者らは保守ロボットの既存の機構を利用する「かじり」抑制法を開発した。開発した「かじり」抑制法はモータドライバのトルク制限機能を利用する。これにより位置決め誤差がある場合の勘合ではエンドエフェクタがキーからの反力に「ならう」ように姿勢を変化できるため、反力を低減できる。この結果「かじり」を防いで反力を抑制し、1.2度の角度誤差がある姿勢から、最終設置精度0.5mm以下を達成した。

口頭

R&D for major devices of ITER blanket remote handling system to finalize design for procurement

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

no journal, , 

ITERブランケット遠隔保守システムの軌道展開装置及びケーブルハンドリングシステム等、主要機器に関する研究開発を行った。軌道展開に関しては、位置決めアームに用いるオルダム機構と、軌道先端部での位置決め誤差との関係について検討した。その結果、4mmの移動を許すオルダム機構は19mmの位置決め誤差を生じさせることが明らかになった。その対応策についても示唆した。ケーブルハンドリングシステムについては、トルクを制御することによってケーブルの張力を適切なレベルに抑える制御手法を示した。2016年にITER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した。

口頭

医療用イレウスチューブを用いた小腸内圧測定による小腸運動の検討

成田 賢生*; 芳野 純治*; 乾 和郎*; 若林 貴夫*; 小林 隆*; 三好 広尚*; 小坂 俊仁*; 友松 雄一郎*; 山本 智支*; 松浦 弘尚*; et al.

no journal, , 

原子力機構では配管内の保守・保全を目的として、配管内作業ツールの検討を行っている。本ツールは目的の場所までの自律移動が求められる場合がある。また、配管内でのツール自身の固定及び漏洩検査等を行うことも想定され、自律移動方法の検討及び漏洩検査のための配管内塞栓方法の検討を進めている。具体的には、空気及び水を注入したバルーンを利用して移動及び配管内固定の際の圧力測定方法の研究を進めている。一方、本手法は医学利用にも応用可能である。医学会では、機能性消化管障害や機能性イレウスなど小腸運動が関与する疾患に関して、小腸運動を評価する方法が模索されている。この目的のため、医療用イレウスチューブを用いて一般健常者3名による小腸内の圧力測定を行い、小腸運動の解明を試みた。その結果、小腸における自動運動と蠕動運動と考えられる波形を捉えることができた。本研究はバルーン内の圧力測定方法を一般化し、原子力における技術を医学利用に応用した一例である。

口頭

ITERブランケット遠隔保守システムの調達状況と計画

武田 信和; 油谷 篤志; 谷川 尚; 小坂 広; 重松 宗一郎; 村上 伸; 皆川 昇; 角舘 聡

no journal, , 

ITERでは、保守時の高放射線環境のため、真空容器内機器の保守作業は遠隔装置によって行われる。本報では、原子力機構が調達を担当するブランケット遠隔保守システムの状況と計画について報告する。

口頭

国際熱核融合実験炉ITERのための遠隔保守機器開発

野口 悠人; 丸山 孝仁; 安斉 克則; 小坂 広; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITERトカマク本体開発グループでは、ITER遮蔽ブランケット遠隔保守機器の調達のため技術開発を進めている。ファーストプラズマから10年後に予定されているブランケット全交換時の真空容器内の線量率は250Gy/hrと推定されており、高い耐放射線性を持つ機器の開発が一つの技術課題となっている。今回、ITER遠隔保守機器の技術開発について紹介するとともに、モーター・ケーブルなど特に耐放性機器の開発・試験について報告する。

口頭

国際熱核融合実験炉(ITER)用保守ロボットの技術開発

武田 信和; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 井上 隆一; 小舞 正文; 小坂 広; 谷川 尚; 角舘 聡

no journal, , 

一般に核融合装置では、核融合反応による中性子によって放射化された構造物からの$$gamma$$線のために、作業者による直接保守を避けるため、遠隔保守が要求される。核融合装置において遠隔保守ロボットが初めて用いられたのは、欧州各国による国際協力で英国に建設されたJoint European Torus (JET)においてである。JETで用いられたのは、搬出入口から多関節のアームを挿入するブーム式と呼ばれる方式である。この方式ではアームは搬出入口付近から片持ち支持されることになるため、取り扱える重量は比較的軽く、JETでは300kgである。一方、国際協力で核融合実験装置の建設を進めているITERでは、異なる方式を用いて保守を行うことを予定している。その他、現在改修中の日本の核融合装置であるJT-60SAでも遠隔保守が検討されている。本報では、ITERにおける遠隔保守ロボットについて概説し、その現状を報告する。

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