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報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.

JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB

ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。

論文

Mockup test of rail-mounted vehicle type maintenance system for fusion experimental reactor

角舘 聡; 多田 栄介; 岡 潔; 村上 伸*; 田口 浩*; 堀江 誠; 小原 建治郎; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1411 - 1414, 1995/00

核融合実験炉では、DT燃焼時に発生する中性子によって炉内構造物は放射化させる。このため、炉内構造物の保守/交換は、遠隔操作で高精度/信頼性高く行われなければならない。これまで、ダイバータ保守用遠隔機器としてビークル型遠隔について縮小モデルによる設計概念の妥当性および収納展開機構の検証を行ってきた。実規模での保守性を検討するために本機器の基本構造体である1/1マニピュレータを試作し、機器のもつ機械的な特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行い、各機構部位の剛性や固有振動数および繰り返し位置決め精度、センシング精度を明らかにした。本報では、試作した1/1ビークル型マニピュレータについて各機構部位の設計概念と機械的特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行ったので、その結果について報告する。

報告書

Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO$$_{2}$$ laser

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-033.pdf:1.25MB

核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい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、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCO$$_{2}$$レーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。

報告書

Critical element study on autonomous position control of articulated-arm type manipulator

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-022, 20 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-022.pdf:0.87MB

核融合実験炉での炉内保守作業には、多関節型マニピュレータが、多目的に利用される。このマニピュレータを炉内全域にアクセスさせるためには、長い腕と多くの関節が必要となる。通常、マニピュレータを剛体とみなすことによって、位置制御を行うが、この場合、自重等のたわみによって、先端位置誤差が無視できない一種の柔軟体モデルとなる。本報告では、従来までの柔軟マニピュレータの位置制御に必要であった複雑な数字モデルを使用せず、通常の剛体モデルを基本とし、マニピュレータのたわみと関節のガタによる先端位置の誤差情報をニューラルネットワークによってあらかじめ学習しておき、補正を行うシステムを提案し、また、マニピュレータの縮小モデルに本制御法を適用することで有効性を実証した。

報告書

ITER炉内コンポーネントの遠隔保守修理機器の設計と試作開発

近藤 光昇*; 柴沼 清; 角舘 聡; 寺門 拓也*; 金森 直和*; 堀田 政孝*; 岡 潔; 多田 栄介; 宗像 正*; 本多 啓三*; et al.

JAERI-M 93-066, 133 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-066.pdf:6.83MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内コンポーネントであるダイバータや第一壁アーマタイルの遠隔保守修理機器として、炉内に軌道を展開し、軌道上をマニピュレータを搭載したビークルが走行し作業を行う軌道走行型炉内保守修理システムの設計を行った。本システムの特徴は、炉内作業の基盤となる軌道の高い機械的安定性によるマニピュレータの高い位置精度の確保、及びビークルの高い機動性による効率的な保守作業が可能なことである。本システムの概念の有効性は1/5縮小モデルを用いた試験により実証された。さらに、本システムの重要機器であるダイバータ保守用伸縮型マニピュレータの部分モデルをはじめ、ダイバータ冷却配管の管内アクセスによる溶接・切断ヘッド部、第一壁アーマタイルの表面損傷計測器等の試作試験を行い、今後本格的に展開されるITER工学設計に対して、有効なデータベースを構築した。

報告書

国際熱核融合実験炉用(ITER)炉内観察システムの概念設計

小原 建治郎; 寺門 拓也*; 角舘 聡; 柴沼 清; 多田 栄介; 近藤 光昇*; 竹下 博志*; 坂本 正行*

JAERI-M 92-130, 34 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-130.pdf:1.18MB

炉内観察システムは、ITERの炉内構造物に関する情報を取得するためのシステムで、観察センサ、走査用マニピュレータ、制御装置、情報処理装置から構成される。本報告では、システムの設計の第1段階として、既存の視覚センサ(ファイバスコープ、ペリスコープ、ITV)を使用した場合のそれぞれのシステムの概念について比較、検討した。その結果、高放射線場での性能劣化と耐久性がいずれのシステムにも共通する課題としてあげられた。この結果にもとずき、今後本システムを具体化するためには、ファイバーやペリスコープの高放射線下での画像観察を記録し、現状での性能到達点を把握する他、システムを構成する各種要素の耐放射線性についても試験し、データベースを蓄積する必要のあることがわかった。

報告書

核融合実験炉の概念設計; 安全性の解析・評価

関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.

JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-126.pdf:12.54MB

核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

論文

Design study of an armor tile handling manipulator for the Fusion Experimental Reactor

柴沼 清; 本多 力*; 近藤 光昇*; 宗像 正*; 村上 伸*; 佐々木 奈美*; 佐藤 瓊介*; 寺門 拓也*

Fusion Engineering and Design, 18, p.487 - 493, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.83(Nuclear Science & Technology)

JT-60の後に建設が計画されているD-T燃焼を行う核融合実験炉(FER)の概念設計が進められた。このFERにおいて、ダイバータ板や第一壁アーマタイル等の炉内構造物の遠隔保守システムとして、軌道走行型遠隔保守システムの設計が行われた。この方式の最大の利点は、遠隔操作の基準構造体である軌道の高い剛性と軌道上を走行するビークルの高い機動性である。第一壁アーマタイル保守用として設計された双腕型マニピュレータは、ビークルの両側に設置され、一腕当り炉内第一壁のいかなる場所へもアクセスでき、かつ水平ポートも通り抜けることができるように、8自由度から成り、先端に位置制御用のセンサーを備えることにより自律的にアーマタイルの保守を行う。ここでは、アーマタイル保守時における自律制御を開発することを目的に、FEMによりマニピュレータの静的応力、たわみ及び動的固有値を求め、機械的特性を把握した。

論文

改良型ナイフエッジ式メタルシールフランジのリーク試験,II

小原 建治郎; 村上 義夫; 長沼 正光*; 喜多村 和憲*; 内田 孝穂*; 近藤 光昇*

真空, 33(3), p.326 - 329, 1990/00

1987年から試作・開発を続けている標記フランジの真空リーク試験の結果について発表する。今回は、短時間での加熱・冷却と長時間連続加熱を組み合わせた熱サイクル試験を、口径70、152、253mmのフランジについて各5サンプル実施した結果(5サンプル試験)及びクランジに静的な片持ち荷重を加え、熱サイクルを加えた時の試験(負荷荷重試験)の結果について報告する。5サンプル試験では大口径フランジ(253mm)に初期加熱時若干のリークが検出される場合(この現象は従来のフランジにもたびたびみられる)もあるが、その後の増し締めでリークは防止できることがわかった。

報告書

第1壁の簡易交換に関する調査

立川 克浩; 堀江 知義; 関 泰; 藤沢 登; 近藤 光昇*; 内田 高穂*

JAERI-M 89-084, 69 Pages, 1989/07

JAERI-M-89-084.pdf:1.35MB

次期大型装置(FER)の第1壁を迅速かつ容易に交換する遠隔操作技術は重要な技術課題のひとつである。遠隔操作技術は炉本体構造と密接な関係があり、両者の整合性を十分に配慮する必要がある。本報告(昭和63年度委託調査)は、従来から提案されてきた第1壁アーマタイルの構造、特性および交換方法などを調査した。調査の重点は形状記憶合金(SMA)の適用など迅速に交換可能なタイル締結構造、健全性点検法および点検・交換システム概念の検討に絞った。この技術は今後さらに検討の深度を高めるため継続する必要があり、また適時に部分的モックアップにより設計の検証を行うことが不可欠である。

論文

改良型ナイフエッジ型メタルシールフランジのリーク試験

小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫; 長沼 正光*; 喜多村 和憲*; 内村 孝穂*; 近藤 光昇*

真空, 32(3), p.165 - 170, 1989/03

コンフラットフランジに代表される、いわゆるナイフエッジ式メタルシールフランジの締結作業の簡易化と、将来の遠隔操作による締結作業のための基礎データを得ることを目的に、従来型フランジの調査と試験を実施、その結果に基づきフランジの部分的改良を行った。

論文

ナイフエッジ型メタルシールフランジの改良に関する検討

小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫; 長沼 正光*; 喜多村 和憲*; 内田 孝穂*; 近藤 光昇*

真空, 32(1), p.2 - 13, 1989/01

真空装置の構成部品であるフランジとガスケットには各種の形状、材質のものがある。なかでも、ナイフエッジ型メタルシールフランジと無酸素銅ガスケットの組み合わせは信頼性が高く多用されている。しかしながら、その使用においては多くのボルト、ナットを一定のトルクで締め付けなければならず、作業性が悪い。改良型フランジは、締結作業の合理化を目的に開発されたもので、従来型に比べ、ボルト本数で1/2~1/3、締め付けトルクで3/5、フランジの板厚で7/10程度となっている。本報告では、従来型フランジに関する調査、試験及び理論解析をはじめ、改良型フランジの開発について述べる。

論文

Design and test of a multi-joint remote manipulator for use in high vacuum

小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫; 小浜 政夫*; 近藤 光昇*

Fusion Engineering and Design, 10, p.355 - 358, 1989/00

 被引用回数:73 パーセンタイル:98.51(Nuclear Science & Technology)

真空用多関節アーム模擬装置は、真空雰囲気で使用する多関節ロボットの部分試作品であり、円滑な駆動機構の開発が目的である。主な特徴としては、歯車、軸受等の機械要素の潤滑剤に低蒸気圧グリースを使用し、非常時の関節脱出機構の動力源に形状記憶合金を使用していることがあげられる。発表では、装置の構造の概要をはじめ、寿命試験から得られた各種の実験結果について報告する。

論文

Quick replacement technology using SMA driver for high load core elements of fusion reactor

西川 雅弘*; 河合 正道*; 橘 英三郎*; 後藤 誠一*; 戸田 三郎*; 岡本 真実*; 飯田 浩正; 星屋 泰二; 近藤 光昇*; 沢田 吉夫*; et al.

Fusion Technology 1988, p.1806 - 1810, 1989/00

形状記憶合金(SMA)継手を利用した要素迅速交換技術が、高出力密度小型核融合炉の概念設計において検討されている。SMA継手は継手温度を変えるだけで継手の装着・脱着をおこなうことが出来る。SMA駆動素子を用いたコンパクト大型ゲートバルブがあらたに考案された。この大型ゲートバルブを用いることにより、真空条件を破ることの無い、その場迅速交換、すなわち、初期のベーキングを除けば、各要素交換時の真空境界内ベーキングを不要とするvacuum-vacuum replacementが可能となる。本発表では、SMA駆動素子を利用したコンパクト大型ゲートバルブの設計詳細ならびに、設計と密接に関連するSMA駆動素子の基本挙動について報告する。

論文

潤滑剤にグリースを用いた関節式駆動装置の真空中試験

小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫; 小浜 政夫*; 近藤 光昇*

真空, 31(5), p.342 - 346, 1988/05

真空装置の保守、点検において、真空を破ることなくこれらの作業を行うための機器の原形として、多関節マニプレータの適用を考えた。今回の実験では、関節数9、自由度15、アーム全長2.4mの多関節模擬した試験装置を製作し、真空中での試験を行なった。

論文

高出力密度核融合炉における要素交換技術の基礎設計

西川 雅弘*; 後藤 誠一*; 三宅 正宣*; 岡本 芳三*; 星屋 泰二; 高橋 亮人*; 戸田 三郎*; 橘 英三郎*; 田戸 茂*; 岡本 真実*; et al.

高出力密度核融合炉における要素交換技術の基礎設計, 147 Pages, 1988/03

核融合炉概念設計において、小型、高出力密度化を指向すればするほど中性子壁負荷の問題が大きくなり、新たな材料改質技術が必要とされる。このような既存材料の改善・長寿命化技術あるいは新材料開発技術が進展したとしても、各部の要素交換・補修・修理を前提としない設計では、信頼性の確保が困難となる。本研究では、要素交換を前提として、交換ならびに補修、修理に対し、機械構造的機構に設計・工夫した技術を積極的に評価し、取り組むことにより、炉全体の機能向上を目指している。具体的には、形状記憶合金を足掛かりとして、広くトカマク炉などにおける要素交換の着脱部分に適用出来る「要素迅速交換技術」の評価、検討を行い、形状記憶合金駆動素子を応用した大口径コンパクトゲートバルブの有用性について提案する。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase two A,Part 3; Chapter VII; Configuration and maintenance

飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-011.pdf:6.44MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase IIA,Part 2; Chapter XI:Concept Evolution,Chapter XII:Design Concept,and Chapter XIII:Operation and Test Programme

苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 沢田 芳夫*; 小林 武司*; 伊藤 裕*; et al.

JAERI-M 85-083, 403 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-083.pdf:8.66MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第XI、XII、XIII章に相当するものである。本フューズでは、幾つかの重要技術課題の検討及び科学的、技術的データベースの評価を行った。その結果INTORの設計をアップグレードするための修正が必要となった。主要な修正点は、プラズマのべー夕値、運転シナリオ、炉寸法の縮少、中性子フルーエンス、トリチウム生産ブランケット、プラズマ位置制御コイルの組込みに関するものである。上記の章に於いて炉概念修正の経緯及び修正後の設計概要について述べる。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase Two A,Part 2 Chapter VI:Maintainability

苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-078.pdf:5.28MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置の合理化設計

武田 信和; 角舘 聡; 柴沼 清; 辻 光一*; 久保 智美*; 丸山 賢祐*; 近藤 光昇*

no journal, , 

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$$gamma$$線環境下にある。したがって、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。ITER工学設計活動においては、保守時に真空容器のトロイダル方向にレールを展開し、その上をモノレール車両と類似したビークルがブランケット交換用のマニピュレータを搭載して走行する、というシステムがブランケット遠隔保守装置として検討され、実規模モデルによりその実現性が確認された。その後、ITERのコスト低減のためのコンパクト化に伴い、ブランケット遠隔保守装置の寸法も縮小されたが、交換するブランケットの形状や重量は変更がないため、ブランケット交換時における真空容器内の他機器との干渉が問題となった。この干渉問題の解決と、より一層のコスト低減を追求するという観点から、遠隔保守装置の合理化を実施した。本件では、(1)レール断面形状の小型化,(2)ビークル走行機構の単純化,(3)回転機構用歯車の小径化、の3点に着目して合理化設計を行い、ビークル/マニピュレータの総重量を11tonから8tonに約30%低減できた。

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