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論文

Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1291 - 1295, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。

論文

Seismic analysis of the ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器の地震解析について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとることで可搬重量の向上を実現している。そのため遠隔保守機器の地震に対する構造健全性を示すためには、ビークルの軌道上の位置および姿勢による系の動的応答の変化を評価する必要がある。今回、遠隔保守機器全体FEモデルを作成しビークルの位置・姿勢に関するパラメータサーベイを実施することで、遠隔保守機器の地震に対する最悪条件を特定した。全体FEモデル解析により得られた各部への荷重値を境界条件として用いて詳細な部分FEモデル解析を実施し、遠隔保守機器の主要機器の構造強度を検証した。これら二段階の解析により、ITER遠隔保守機器が安全停止地震(SSE)に対する耐震性を有することを確認した。

論文

Availability analysis of the ITER blanket remote handling system

丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3405010_1 - 3405010_4, 2015/02

The ITER blanket remote handling system (BRHS), which handles blanket modules inside the vacuum vessel and will be procured by Japan Atomic Energy Agency, is required to replace 440 blanket first wall panels in two years. We employed an RBD approach in this analysis. The availability was calculated numerically by using a Monte Carlo method with the RBDs. The BRHS will replace 440 first wall panels in a 250 Gy/h $$gamma$$ radiation environment. Although radiation-hardened components are used in the BRHS, radiation is still the main cause of failures. The analysis considers two scenarios. One is called "initial scenario" in which spares or actions to improve availability were neither prepared nor implemented. The other is called "expected scenario" and has effective spares and actions. Availability was calculated as 41% in the initial scenario. In this case, the probability to replace all 440 first wall panels in two years was 65%. Based on these results, we applied three actions to the expected scenario to improve availability: preparing spares, optimising repair timing, and repairing cameras in the vacuum vessel. These actions shorten the time to repair. In the expected scenario, availability and completion probability improved to 49% and 99.5% respectively due to the three actions that shorten time to repair. Therefore, we concluded that the BRHS will have the availability to replace all 440 first wall panels in two years as required.

論文

Preliminary assessment for dust contamination of ITER in-vessel transporter

齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400$$mu$$Sv/hと100$$mu$$Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18$$mu$$Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。

論文

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

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

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

論文

Dust removal experiments for ITER blanket remote handling system

上野 健一; 油谷 篤志; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 村上 伸; 角舘 聡

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405012_1 - 1405012_4, 2014/02

To reduce the maintenance workers dose rate caused by activated dust adhering to the ITER blanket remote handling system (BRHS), the dust must be removed from the BRHS surfaces. Dust that may adhere to the top surface of the BRHS rail from cyclic loading of the in-vessel transporter was considered to be the most difficult aspect for dust removal. Dust removal experiments were conducted to simulate the materials, conditions, and cyclic loading of actual BRHS operations. Tungsten powder was used to simulate the dust. A combination of dust removal methods including vacuum cleaning and brushing were applied to simulated dust that adhered to the test pieces. The results show that simulated dust was able to be removed following a 60-second vacuum cleaning and an additional 60-second vacuum cleaning and brushing. Trace amounts of simulated dust (7.8$$times$$10$$^{-10}$$ g/mm$$^{2}$$) still remained after this additional cleaning.

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:1 パーセンタイル:84.29(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

Performance evaluation on force control for ITER blanket installation

油谷 篤志; 武田 信和; 重松 宗一郎; 村上 伸; 谷川 尚; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Hamilton, D.*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1978 - 1981, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)

ITERの真空容器内機器であるブランケットは、高い$$gamma$$線環境下におかれるため、交換を遠隔保守ロボットによって行う。ブランケット遠隔保守ロボットの調達は日本が担当しており、原子力機構は国内機関として調達仕様決定のための研究開発を実施してきた。ブランケット遠隔保守ロボットは大重量(40kN)のブランケットを真空容器のキー構造に嵌合し、高精度(0.5mm以下)に最終位置決めする。この位置決めの技術課題は、嵌合前の位置決め誤差により、嵌合過程においてキー構造の接触面に過大な反力が発生し、かじりが生じることである。この技術課題を解決するために反力を抑制する駆動モータのトルク制御手法を開発し、本開発御手法の妥当性を検証するために実規模試験を実施した。その結果、本手法が極めて狭隘な嵌合構造下で、反力を抑制しながら嵌め合い動作を行うために有効な手法であることを確認した。

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

Comparative study of laser and TIG weldings for application to ITER blanket hydraulic connection

谷川 尚; 油谷 篤志; 重松 宗一郎; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; Jokinen, T.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.999 - 1003, 2012/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:22.82(Nuclear Science & Technology)

本論文では、ITERブランケットの冷却配管へ適用するために開発したレーザー及びTIG溶接ツールを比較検討する。対象とする配管は外径が48.26mmで肉厚が2.77mmである。再溶接性を考慮して、フィーラー材なしの単パス溶接が要求されている。レーザー溶接では、許容ミスアライメントを大きくするために、スポット径を拡大した。TIG溶接では、トーチの溶着を防ぐと同時に許容ミスアライメントを大きくするために、AVC機構を採り入れた。これらの工夫を施したツールについて、実機への施工で予想される全姿勢溶接の条件を最適化した。溶接入熱,許容ミスアライメント,ツールの寿命,スパッタもしくはヒュームの生成量などについて比較検討した。

論文

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

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Maintenance concept for the SlimCS DEMO reactor

飛田 健次; 宇藤 裕康; 角舘 聡; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二; Liu, C.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2730 - 2734, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Nuclear Science & Technology)

原型炉の稼働率を改善するため、セクター一括水平引き抜き概念の設計検討を行った。730トンに達するセクターの搬送は多数の車輪/軸受けから構成される台車をセクター下部に挿入して行う。台車挿入後、その上面に設置したジャッキを利用して台車への荷重の移行を行う。カウンターバランスを使わずにセクターをキャスク内に引き込むために、クライオスタット側面を支点としてナット回転ボールネジを駆動する方式を採用した。セクター搬入後は、エアーキャスターを利用してクライオスタットからホットセルまでキャスクを搬送する。このほか、ロープ支持構造体とシャフトによるトロイダルコイル転倒力の伝達,コンクリート床及びクライオスタットによる転倒力支持など、保守に関連する新しい要素技術を提案した。この保守方式によって全セクターの交換に要する期間は35.5-67.5日と見積もられ、目標(3か月未満)を満たす見通しを得た。

論文

運転保守

角舘 聡

プラズマ・核融合学会誌, 87(Suppl.), p.194 - 200, 2011/02

車や航空機が定期的な保守・点検を行うことによって運転(あるいは飛行)を継続するための安全を維持しているように、供用中の原子力発電プラントにおいても、供用期間中の構造安全上の機能を確保するために経年的に健全性を確認するための保守を実施し、プラントの安全な継続的な運転を維持している。このように、プラントの安定的な運転を維持するために運転・保守は重要な技術である。運転・保守を支える技術は、一言で言えば、プラントの「構造健全性」の確保である。核融合炉においても、所定の性能・機能を維持できるように運転するためには、ブランケットやダイバータ等の中心構造体の「構造健全性」を維持する必要がある。本報においては核融合炉の保守の観点から、実際に建設が進められている核融合実験炉(ITER)の保守技術と、原型炉に必要な保守技術の課題と方針について整理した。加えて、1つの設計例として、稼働率を上げることを設計条件とした場合の原型炉における保守技術上の課題を明らかにした。

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:87.11(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。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Design progress of the ITER blanket remote handling equipment

中平 昌隆; 松本 泰弘; 角舘 聡; 武田 信和; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1394 - 1398, 2009/06

 被引用回数:18 パーセンタイル:17.1(Nuclear Science & Technology)

ITERの炉内機器の保守作業は、D-D運転後に真空容器内が高$$gamma$$線環境になるため、遠隔操作装置によって行われる必要がある。ブランケットの保守作業は、マニピュレータを搭載した台車が真空容器内に展開した軌道上を走行して行う。ITER建設に向け、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。今回は、設計結果の概要を紹介する。ブランケット遠隔操作装置のレール展開システムは、占有スペースを最小にするため搬送キャスク内で軌道を連結する方式へと変更した。この目的のために、真空容器内におけるブランケット交換とキャスク接続を含め遠隔装置のレール展開の概念設計,手順の検討及び典型的なシミュレーションを行った。キャスク内における軌道接続の技術的な課題は、(1)ヒンジの回転軸に許容される誤差が小さい,(2)キャスク内の限られたスペースでの軌道接続の実施,(3)高い位置決め精度の確保である。本論文は、これらの課題に対する対策と設計結果について述べる。新しいケーブルハンドリング装置,軌道支持装置、及びブランケット/ツール搬送装置についても述べる。

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:31.4(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。

論文

A Proposal of ITER vacuum vessel fabrication specification and results of the full-scale partial mock-up test

中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 小野塚 正紀*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1578 - 1582, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.82(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の構造と製作法は国際チームで検討されてきたが、製作上の課題を有し、コスト削減が望まれる。本論文では、日本の提案する製作法と現設計の差異を示し、実規模部分モデルにおける一連の製作方法を紹介する。また、実規模部分モデルの製作試験から得られた結果として、非破壊試験,溶接変形,製作上明らかとなった課題などを提示する。

論文

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

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.18(Nuclear Science & Technology)

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。

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