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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。

口頭

流量拡張性に優れ苛酷環境に適用する電磁流量計の開発,2; 電磁流量計との比較計測用流速計測システムの検討

平林 勝; 大高 雅彦; 荒 邦章; 榎本 光広*; 小舞 正文*; 大田 裕之*

no journal, , 

高速炉の炉内Na中で長期間使用できる新型電磁流量計の開発を行っている。新型電磁流量計は、低流速時には電磁力の影響で部分的に流速分布に歪が生じる可能性がある。電磁力が流速分布に与える影響を詳細に評価するには、この流速分布を計測する必要がある。そこで、流速分布の計測手法として電磁場の影響を受けない超音波伝搬時間差方式を検討し、Na実流による試験の前に、水流動試験により性能を評価した。その結果、Na実流試験での計測範囲において、十分な直線性を有していること、及び分解能の目標値($$pm$$0.1m/s以下)を満足できることを確認した。

口頭

ナトリウム中可視化装置を用いた「常陽」炉心頂部モックアップ体の水中観察試験

石川 高史; 川原 啓孝; 山下 卓哉; 田川 明広; 小舞 正文*

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却型高速炉は冷却材が不透明であることから、USVをNa中構造物の検査に適用するための技術開発が進められている。本試験で使用したUSVは、2次元配列された圧電素子から画像化対象に対して超音波を発・受信し、得られる反射波の信号を開口合成処理することにより超音波信号値の分布データを取得する。この信号値は反射物のある位置で大きくなることから、強度が最大となるポイント及びその時の超音波伝搬時間より等高線図を作成できる。高速実験炉「常陽」炉心頂部モックアップ体の水中観察試験を実施し、燃料ピンバンドル頂部を観察することで、USVの高速炉への適用性を検討した。

口頭

国際熱核融合実験炉ITER用遠隔保守ロボットの故障時リカバリ

丸山 孝仁; 野口 悠人; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)では、放射線環境下で重量物(最大4.5トン)の高精度ハンドリングを行うため、保守ロボットが不可欠である。保守ロボットの故障に対応するリカバリー設計は、人間が近づけない環境下で作業するロボットにとって必須である。故障リカバリー設計では、故障事象について故障モード影響解析(FMECA)を実施し、故障モード分類、故障確率と影響度を評価した。この評価結果に基づいて、発生確率の高い故障事象のひとつであるモータ位置センサ(レゾルバ)の故障については、これまでの故障リカバリ設計であるレスキュー機器導入法をレスキュー機器自体の故障や多重故障の観点から見直し、レスキュー機器の容器内導入が不要な自己リカバリー可能なレスキュー技術を考案した。本報では、故障設計の考え方、レスキュー機器導入法の問題点とこれを解決する自己リカバリレスキュー技術の設計・検証試験について報告する。

口頭

核融合炉(ITER)用遠隔保守ロボットのための耐放射線性機器開発

小舞 正文; 安斉 克則; 野口 悠人; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

現在建設中の国際熱核融合実験炉ITERでは、放射線環境(250Gy/hr)のため完全遠隔による炉内保守が必要となっている。原子力機構はブランケット遠隔保守ロボットの調達に向けて、保守ロボットに用いる耐放射線性機器の開発・統合試験を進めている。本発表では耐放射線性機器開発の最新状況について報告する。

口頭

ITERブランケット遠隔保守機器調達活動の進展

野口 悠人; 丸山 孝仁; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER真空容器内ではDT運転後に250Gy/hrの$$gamma$$線線量率が予測され人間のアクセスが不可能なため、遠隔での真空容器内機器保守が計画されている。ITER遠隔保守機器のうち、日本極が調達を担当するブランケット遠隔保守機器の主要機器に関わる製作契約が2015年2月に結ばれ、現在製作設計が進められている。本講演では、製作設計の仕様明確化のために特に優先度の高い重要な保守技術である(1)地震解析に基づく構造最適化設計、(2)配管溶接切断等のためのツール開発、(3)ACサーボモータ等の耐放射線性機器開発について報告する。

口頭

国際熱核融合実験炉(ITER)用保守ロボットの技術開発

武田 信和; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 井上 隆一; 小舞 正文; 小坂 広; 谷川 尚; 角舘 聡

no journal, , 

一般に核融合装置では、核融合反応による中性子によって放射化された構造物からの$$gamma$$線のために、作業者による直接保守を避けるため、遠隔保守が要求される。核融合装置において遠隔保守ロボットが初めて用いられたのは、欧州各国による国際協力で英国に建設されたJoint European Torus (JET)においてである。JETで用いられたのは、搬出入口から多関節のアームを挿入するブーム式と呼ばれる方式である。この方式ではアームは搬出入口付近から片持ち支持されることになるため、取り扱える重量は比較的軽く、JETでは300kgである。一方、国際協力で核融合実験装置の建設を進めているITERでは、異なる方式を用いて保守を行うことを予定している。その他、現在改修中の日本の核融合装置であるJT-60SAでも遠隔保守が検討されている。本報では、ITERにおける遠隔保守ロボットについて概説し、その現状を報告する。

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