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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.004

For maintenance of ITER, a system to remotely handle the shield blanket modules is necessary because of high -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.

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.02.086

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.108

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。

Beam fast extraction tuning of the J-PARC main ring

Wei, G.; 小関 忠*; 冨澤 正人*; 五十嵐 進*; 石井 恒次*; 安東 愛之輔; 高野 淳平*; 魚田 雅彦*; Fan, K.*; 畠山 衆一郎; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.3918 - 3920, 2010/05

http://accelconf.web.cern.ch/AccelConf/IPAC10/papers/thpeb016.pdf

The beam commissioning of J-PARC/MR has been started from May 2008 and is in good progress. One key purpose of MR commissioning is the 30 GeV beam fast extraction to neutrino beam line, which reflect the overall commissioning result. In the MR, fast extraction system comprises 5 kickers and 8 septa which give a bipolar kick to neutrino beam line or abort dump. However before commissioning, the measured magnetic field distribution of each fast extraction septa shows non-linear profile along the horizontal direction. In order to find the influence, a beam simulation with the measured field distributions of septa has been performed. Depends on this study and some OPI (Operation Interface) made by code SAD for orbit modification online, fast extraction of 30 GeV beam to neutrino beam line has been achieved on April 23rd 2009. And so far, 100 kW continual operation to neutrino line have been achieved, too.

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2009.02.009

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.05.042

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。

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

http://ci.nii.ac.jp/naid/110006835271

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.08.015

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。

Study on compact design of remote handling equipment for ITER blanket maintenance

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

JAEA-Technology 2006-025, 52 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-025.pdf:8.08MB

国際熱核融合実験炉(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、真空容器内は高線環境下にある。したがって、ブランケット等の真空容器内機器の保守は遠隔機器によって実施される。本報告書では、ITERブランケット遠隔保守機器(ビークル/レール式マニピュレータ)の小型化について述べる。真空容器内でのブランケットの交換保守時におけるブランケットと遠隔保守機器との干渉を回避するためには、遠隔保守機器の小型化が必要となる。このため、マニピュレータが搭載されたビークル及びビークルが真空容器内を走行するためのレールの断面形状の寸法縮減を目的に、機構解析を含めて小型化設計を実施した。設計においては、レール断面形状の小型化,ビークル走行機構の単純化,回転機構用歯車の小径化、の3点に着目した。小型化設計の結果、マニピュレータは11.2トンから8トンにまで約30%軽量化された。また、ビークル/レール式マニピュレータの小型化設計に基づいてレールの構造解析及びブランケット交換時の機構解析を行い、ブランケットが干渉なく交換できることを確認した。