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報告書

Development of pipe welding, cutting & inspection tools for the ITER blanket

岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-048.pdf:24.01MB

核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。

論文

Development of blanket and divertor remote maintenance for ITER

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 武田 信和; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 柴沼 清; T.Burgess*; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1160 - 1164, 1998/11

国際熱核融合実験炉(ITER)では、炉内機器の保守は高い放射線のため遠隔操作で行う。特にブランケットとダイバータは高熱と粒子線によって損傷を受け、定期保守を必要とする。ブランケットは遠隔保守を考慮してモジュール化され、重量約4トン、要求設置精度は2mmである。この要求を満たすため、軌道走行式ビークル型マニピュレータの開発を進め、実規模のマニピュレータと軌道展開システムの製作を終了した。ダイバータはカセット構造であり、重量約25トン、据付精度は2mmである。これに対し、実規模のカセット炉内外搬送システムを開発した。本論文ではこれらの設計概要を示し、基本性能試験結果を述べる。

論文

Measurement and control system for the ITER remote handling mock-up test

岡 潔; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 多田 栄介; 尾崎 文夫*; 柴沼 清

Fusion Technology 1998, 2, p.1701 - 1704, 1998/00

核融合実験炉(ITER)では、D-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら遠隔機器のうち、炉内に軌道を敷設する軌道・展開装置、ブランケットを取扱うビークル型マニピュレータ、また、炉内底部に設置されるカセット式ダイバータの搬送装置に関して、実規模大のモックアップ試験装置がそれぞれ製作されている。今回、これらの遠隔機器を操作するうえで重要となる、遠隔機器全体の計測・制御装置の概念設計及びモックアップ試験時の計測システムの製作を行った。各遠隔機器は階層構造化され、それぞれの制御システムの統合化を目指した設計がなされ、計測システムは、データ収集装置、映像制御装置、3次元画像モニタリング装置等の開発を行い、これらの性能評価と設計の妥当性を確認した。

論文

Performance test of divertor cassette transporters for ITER

武田 信和; 阿向 賢太郎*; 瀧口 裕司*; 岡 潔; 角舘 聡; 多田 栄介; E.Martin*; C.Damiani*; G.Cerdan*

Fusion Technology 1998, 2, p.1099 - 1102, 1998/00

ITERにおいて、ダイバータは保守交換を容易にするために60個のカセットに分割されており、交換時には各種搬送機器によってホットセルに運搬され、そこで改修等が行われる。搬送機器は真空容器内部での運搬を担当する炉内搬送装置と真空容器外部での運搬を担当する炉外搬送装置とに大別される。ダイバータ保守のR&Dに関しては欧州と日本とで分担しているが、本件では、炉内搬送装置のうち日本国内チームが担当したものについて設計・製作・性能試験の結果を報告する。製作した炉内搬送装置に対して、実機のダイバータカセットの重量(25トン)及び外形(5m$$times$$1m$$times$$2m)を模擬した模擬カセットを用いた搬送性能試験を実施した。その結果、カセットの最終的な設置精度が0.5mm以下であり、ITERにおいて要求される2mmの精度を満足していることなどが明らかになった。

論文

Development of divertor remote maintenance system

武田 信和; 岡 潔; 阿向 賢太郎*; 瀧口 裕司*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.88 - 95, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、ダイバータは計画的に保守・交換を想定する機器に分類され、強度な放射線環境下にて約25トンの重量物を高い精度($$pm$$2mm)で安定に取り扱う性能が要求される。このため、リフタを内蔵した台車式遠隔保守システムを新たに開発した。本件では、ITER工学R&Dの一環として主に日本チームが進めてきた中央カセット移動装置、隣接カセット移動装置、搬送用キャスク及び二重シール扇の技術開発の現状について報告する。

論文

Measurement and control system for ITER remote maintenance equipment

岡 潔; 角舘 聡; 武田 信和; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.139 - 145, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷を受けるため定期的に保守する機器に分類される。ブランケット用遠隔保守システムには、約4トンの重量物を高い精度で取り扱う性能が、またダイバータ用遠隔保守システムには、約25トンの重量物を搬送し定位置に設置する機能が要求される。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するため実規模の遠隔保守機器の開発を進めている。本件では、これらの遠隔保守機器を駆動制御すると共に動作試験を効率的に行うために開発した計測制御装置について記述する。

論文

Development of bore tools for pipe welding and cutting

岡 潔; 伊藤 彰*; 瀧口 裕司*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.104 - 109, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は強制冷却(水冷却)構造となり、その保守・交換には冷却配管の切断・再溶接が必要となる。中性子遮蔽及び炉内機器の配置の制約から、これらの切断・再溶接作業は、配管内部から行うことが要求される。このため、ITER工学R&Dの一環として、冷却配管に内側からアクセスし、曲がり部を通って任意の枝管及び母管を溶接・切断するツールの開発を進めてきた。本件では、これらの配管溶接・切断ツールの開発現状について報告する。

論文

Development of divertor cassette transporters in ITER

武田 信和; 阿向 賢太郎*; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; T.Burgess*; 柴沼 清; R.Haange*

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.925 - 928, 1998/00

本報はITERのダイバータ遠隔保守に関するものであり、ダイバータカセット固定機構、ダイバータ炉内搬送装置及び炉外搬送装置について設計、製作、試験の結果を報告するものである。カセット固定機構については部分モデルを製作し、5mmの初期位置誤差が最終的に1mm以下になる自動位置調整機構の成立性を試験によって証明した。炉内搬送装置については、中央カセット移動装置を始めとして一部を製作中であり、実規模の試験装置によって搬送性能等を試験する予定である。炉外搬送装置については、保守ポートへの接続時の性能を確認するため、接続試験装置を製作し、試験を行った。この結果、搬送装置とポートとの間のリーク量について検出限界の1.29$$times$$10$$^{-11}$$Pa・m$$^{3}$$/sec以下という結果を得た。

論文

Remote handling test and full-scale equipment development for ITER blanket maintenance

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 松日楽 信人*; 柴沼 清; R.Haange*

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.929 - 932, 1998/00

ITERのブランケットは、不定期交換部品として位置付けられ、破損時に交換を行うほか、寿命中1度炉内のすべてのモジュールを2年間で交換する計画である。ブランケットモジュールは、重量約4トン、数量730個、設置精度約2mmの箱形構造物であり、炉内は放射線環境のため交換作業は遠隔操作で行う必要がある。遠隔保守試験装置を用いて、1トンの荷重に対する遠隔操作試験を行っており、これまでに起動の展開、教示再生制御による遠隔操作試験を終了した。本発表では、ブランケットモジュールの把持における自動位置調整を目的とし、距離センサを手先に配置してフィードバック制御を行い、自動把持、自動設置試験を行った結果を報告する。

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