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中平 昌隆; 小泉 興一; 伊藤 裕*; 金森 直和*; 多田 栄介
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.569 - 573, 1996/12
国際熱核融合実験炉(ITER)における工学設計活動の一環として、真空容器及びブランケット後壁の初期組立の検討を行った。ITERの真空容器は、主半径約8m高さ約15mの二重壁構造体であり、ブランケット後壁はブランケット・モジュールを支持する厚肉のトーラス構造体で、真空容器内部に壁に沿った形で配置される。これらの巨大な重量物を、三重に及ぶ閉じたドーナツ形状に組み立てる手順を考案した。この結果、溶接変形の蓄積、重量物の水平方向取回し距離を極力抑え、並行作業による工期の短縮も取り入れた手順案が作成された。本件は、日本案としての初期組立手順、工程及び組立機器の概念設計を紹介するものである。
岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*
JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07
核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、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、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、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、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。
金森 直和*; 中平 昌隆; 大川 慶直; 多田 栄介; 関 昌弘
JAERI-Tech 96-023, 30 Pages, 1996/06
国際熱核融合実験炉(ITER)の中心部分は、複数の大型で非対称形状を有する機器が組み合わされて構成されている。これらの機器の組立では、構造健全性を担保するために厳しい精度が要求される。また、炉の中心部分は放射化されるため、再組立・保守は全て遠隔で行うことが要求される。このため、組立手順及び組立ツールの設計は極めて重要であり、設計当初から遠隔操作によって重量物の高精度取扱を可能とするよう考慮することが必要である。このような観点から、ITER設計タスクの一環として、トカマクの組立方法及び組立ツールの設計検討を進め、本報告では組立ツールの設計概念及び今後の技術課題について取りまとめた。
中平 昌隆; 多田 栄介; 金森 直和*; 角舘 聡; 岡 潔
JAERI-Tech 95-008, 72 Pages, 1995/02
核融合実験炉においては、D-T運転に伴う機器の放射化のため、分解組立や保守は遠隔操作に頼らざるを得ない。このため、炉の構造は遠隔操作を前提とした構成でなければならないとの立場に立ち、国際熱核融合炉の現行の構造設計に対する検討結果及び組立や交換についての設計指針や手順についての改善案をとりまとめたものである。
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
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。
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
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。
金森 直和*; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 田口 浩*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-012, 17 Pages, 1994/08
核融合実験炉においては、D-T運転に伴いブランケットなどの炉内構造物が放射化され、これらの構造物は真空容器のポートを利用して遠隔操作により分解組立や保守を行わなければならない。炉内構造物の保守時にトリチウムや放射化ダストの漏洩を防ぐめに、メンテナンスキャスクと真空容器のポートとの間に二重シール扉が不可欠である。二重シール扉の概念として、放物線軌道を有する新しい開閉機構を考案し、扉の開閉時におけるデッドスペースを従来のスライド式やヒンジ式に比べて飛躍的に縮小する設計を提案した。この設計概念に基づき、台形断面形状で面積約0.2m
の縮小モデルを作成し、開閉動作及び放物線軌道の動作確認を行い、機構が正常に作動することを実証した。シール性については、ポリイミド製Oリングの照射効果を把握するために、10MGyまで照射したOリングのシール特性試験を実施した。
田口 浩*; 角舘 聡; 金森 直和*; 岡 潔; 中平 昌隆; 小原 建治郎; 多田 栄介; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-002, 19 Pages, 1994/08
核融合実験炉内の大型構造物であるブランケットモジュール、ダイバータモジュールの交換保守に際して、配管系を容易にかつ、迅速、さらに高い信頼性で着脱する手法の確立は重要な課題である。放射線環境下においてこれら作業は遠隔操作で行われる必要がある。この要請に応えるため配管継手方式には数々あるが、その中でクランプチェーン型継手に着目し、改良を加える方向で開発を進めてきた。配管呼び径80Aパイプに適応する継手を試作し、リーク試験、耐圧試験、着脱試験、着脱作業の再現性試験を実施し、実機適用性の見通しを得た。本報告書では、クランプチェーン型配管継手の詳細な設計及び基本特性試験の結果について記述する。
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
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。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
沢 正史*; 金森 直和*; 清水 克祐*; 野村 由紀夫*; 大川 慶直; 柴沼 清; 多田 栄介
JAERI-M 92-094, 102 Pages, 1992/07
原研では、臨界プラズマ試験装置(JT-60)に続く次期大型装置として核融合実験炉の研究開発を進めている。ITERは、日本、米国、EC及びロシアの4極協同で進めている国際熱核融合実験炉であり、既に3年間にわたる概念設計を終了している。本件は、ITERの炉構造の主要構成機器の一つであるクライオスタット及びその貫通部の構造設計に係わるものであり、日本提案のコンクリート製クライオスタットを基本とした脱着式上部蓋、開口部、非円形断面ベローズ、大型ゲート弁構造及び冷却配管配置の検討結果を取りまとめたものである。本検討により、遠隔による分解組立性と遮蔽機能を両立する構造概念を明らかにすると共に大型ゲート弁についてはシール部の試作試験を通してくり返しシール特性を把握することができた。
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
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。
西尾 敏; 佐藤 瓊介*; 松岡 不識*; 金森 直和*; 山田 政男*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 細渕 英男*; 多田 栄介
JAERI-M 91-089, 138 Pages, 1991/05
核融合実験炉(FER)の炉心構造系の概念設計を実施し、これに基づいた技術開発課題を摘出した。それらの概要を以下に記す。炉心構造系の構成要素は、真空容器、遮蔽体、容器内大型交換機器、各種ポート、各種配管等が主なものであり、概念設計を通してFERの使命を果たし得る炉心構造系が成立する見通しを得た。これらが充分高い信頼性をもって成立するための技術開発の優先順位としては、設計条件の多少の変更に関わらず共通性の高い要素技術を高位に置いた。一つは容器内大型交換機器の着脱機構の開発であり、水圧を駆動源としたコッター方式を採用した。駆動機構としてピストン型とフイゴ型と内圧による変形をストロークとして用いる形状可変管型の3種類を試作し、所期の性能が得られることをほぼ確認し、実機適用への見通しを得た。他の共通性の高い要素技術として、機器間に施す絶縁コーティング技術及び導通コーティング技術を取り上げ、コーティング材の選定をし、コーティング方法を確立した。現在、性能試験を実施中である。
