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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

融合炉遠隔保守ロボットのヒューマンマシンインターフェース

丸山 孝仁; 野口 悠人

日本ロボット学会誌, 33(6), p.416 - 420, 2015/07

ITER用の保守ロボットは、真空容器内で最大4.5トンの大型重量構造体(ブランケット)をハンドリングする。保守中の容器内線量率は250Gy/hであり、人間は近づくことができないため、保守ロボット技術開発では、遠隔操作を実現するヒューマンマシンインターフェース(HMI)技術の確立が必須である。HMI技術の主な技術要件は、多様な保守(定常保守、新たな保守の要求、故障時対応など)の形態に対応できる柔軟性、ブランケットの交換時に発生する位置誤差の修正、ロボットアームに大きな荷重が移動する場合の衝撃荷重の抑制である。このため、これまでのR&D実績に基づいて、要求条件を満足するヒューマンマシンインターフェース(HMI)設計を実施し、設計妥当性を実規模検証試験により確認してきた。本稿では、巨大プラントであるITERのブランケットを高放射線環境の中で保守する大型保守ロボットについて、「必要なインターフェース技術とは何か」という観点で、これまでに実施したR&D実績に基づいたHMI技術について話題提供を行う。

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

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.

口頭

国際熱核融合実験炉ITERのための遠隔保守機器開発

野口 悠人; 丸山 孝仁; 安斉 克則; 小坂 広; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITERトカマク本体開発グループでは、ITER遮蔽ブランケット遠隔保守機器の調達のため技術開発を進めている。ファーストプラズマから10年後に予定されているブランケット全交換時の真空容器内の線量率は250Gy/hrと推定されており、高い耐放射線性を持つ機器の開発が一つの技術課題となっている。今回、ITER遠隔保守機器の技術開発について紹介するとともに、モーター・ケーブルなど特に耐放性機器の開発・試験について報告する。

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置の調達活動における進展

武田 信和; 谷川 尚; 上野 健一; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 角舘 聡

no journal, , 

ITERでは、プラズマ停止中でも真空容器内は線量率が250Gy/hにのぼる高$$gamma$$線環境であるため、ブランケットやダイバータ等の炉内機器は遠隔操作によって保守する必要がある。ブランケット遠隔保守装置は日本が調達を分担しており、2020年のITER機構への引き渡しに向けて、原子力機構で最終設計を実施している。本報ではその進展状況を報告する。最終設計においては、これまでに設計を進めてきた遠隔保守装置本体についてより詳細な設計を行うとともに、ブランケット配管の溶接・切断等を行うツールについて新規に設計を行うなどの作業を実施した。これと同時に、全体の運用シナリオの妥当性を信頼性解析や構造解析等のシステム解析によって示した。これにより、平成26年度中に製作契約を締結する主要機器について、製作を円滑に進めて2020年のITER機構への引き渡しを実現する確証を得た。

口頭

遠隔操作ロボットの故障における復旧(国際熱核融合実験炉ITER用遠隔保守ロボットのレスキュー設計)

丸山 孝仁; 野口 悠人; 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、遠隔保守ロボットが不可欠である。日本原子力研究開発機構では、ITER調達活動の一環として、調達仕様を明確にするために保守用ロボットの技術開発を行っている。本報では「国際熱核融合実験炉(ITER)用保守ロボットの技術開発)」というテーマのオーガナイズセッションの1つとして、人が近づけない真空容器内で保守ロボットが故障した場合のリカバリ技術について報告する。放射線環境下で保守作業を行う保守ロボットにとって、構成部品の故障は致命的な事象である。構成部品の信頼性を高め、保守や点検による保全措置を講ずることにより故障確率を小さくはできるが、その確率はゼロにはなりえない。よって、発生確率が高くかつ致命的な故障については、遠隔によるレスキューによって復旧可能であるように保守ロボットを設計する必要がある。そのような故障を特定するため、FMEA(Failure Mode and Effect Analysis)を実施した。これにより、保守作業中に発生しうる故障事象(モータやケーブルの絶縁不良による電気的故障、潤滑剤劣化による摺動部焼き付きなどの機械的故障など)を明らかにし、レスキューの対象とすべき故障事象を特定したうえで、それら故障事象に対する具体的なレスキュー機構設計、レスキュー手順検討を実施した。

口頭

核融合炉用遠隔保守ロボットのための耐放射線性機器開発

野口 悠人; 丸山 孝仁; 安斉 克則; 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、放射線環境下(250Gy/h)でブランケット(最大4.5トン)の高精度ハンドリング($$pm$$5mm)を行うため、遠隔保守システム(保守ロボット)が不可欠である。保守ロボットには440個のブランケットを2年間で交換する作業が要求されており、2年間での積算線量は約5MGyとなるため、保守ロボットを構成するメカトロニクス部品は、耐放射線性を考慮した設計である必要がある。これまで、保守ロボットの構成部品であるモータ、レゾルバ(モータ回転検出器)、多芯複合ケーブル外被材(非ハロゲン製)、電気コネクターの耐放射線性能を明確にするために$$gamma$$線照射試験を進めてきた。本報では、これら保守ロボット部品(モータ、センサ、減速機、ケーブル等)の設計の妥当性を検証するための照射試験結果を報告する。

口頭

ブランケット冷却配管用ツール設計

上野 健一; 谷川 尚; 野口 悠人; 井上 隆一; 安斉 克則; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITERブランケットには冷却配管が設置され、交換に際しては専用のツールを用いて冷却配管切断、溶接を行う計画である。配管切断に際してはダスト等の発生を無くすこと。再溶接が可能な切断面を得ることが設計条件となっている。これらの条件を満足するためにスウェッジカッターを用いた配管切断ツールの試作し、模擬配管切断試験を実施した。その結果、ダスト発生が無く配管を切断できること、さらに溶接に適した切断面が得られることを確認した。冷却配管溶接に際しては、開先位置合わせ要求精度の緩和、溶接用レーザー光学系へのスパッタ付着による繰り返し使用回数の向上が求められ、レーザーを用いた溶接ツール開発と溶接条件の最適化を行った。その結果、スパッタ発生を低減しつつ、位置合わせ要求精度を緩和する条件を得た。また溶接用開先合わせツールの試作を行い、冷却配管を模擬した配管を用いて初期位置ズレに対する位置合わせ試験を実施し、目違い1.5mm、角度ズレ0.5度以下であれば、十分な開先位置合わせ精度を達成できる見通しを得た。実機に向けては、各ツール設置精度および動作時安定性の確保が共通課題である。

口頭

Efficient camera calibration and edge detection of robot vision system for ITER blanket remote handling system

丸山 孝仁; 野口 悠人; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER真空容器内に設置されるブランケットモジュールは、真空容器内に展開されるブランケット遠隔保守システムによって遠隔操作で交換される。当該システムの位置決め計測法は、カメラ画像を利用するロボットビジョンを採用している。ロボットビジョンが要求計測精度を満足する事はこれまでの試験で実証できているが、カメラ座標を定義するカメラキャリブレーションやカメラ座標と把持対象(ブランケット)の3次元相対位置を特定するカメラ画像のエッジ検出に時間がかかることが技術課題である。これを解決するためにカメラキャリブレーションに対しては、カメラ取り付け精度の影響を受けずに、任意の取り付け設置においてもカメラ座標を定義可能なキャリブレーション方法を開発し、調整時間を大幅に短縮した。エッジ検出に対しては、二値化しきい値調整の時間短縮化のために、被写体深度を広くとっても照度の影響を受けない手法の確立が必要である。照度低下によるエッジ情報の部分的欠落とエッジ部のノイズ増加改善のために、エッジ膨張処理によるエッジの補間、ゾーベル演算子によるエッジ部輪郭線のノイズ低減を行う画像処理手法を開発した。これら2つの時間効率化手法の妥当性を確認するため、実規模プロトタイプによる実証試験を実施し、妥当性を確認した。

口頭

放射線環境で動作する遠隔操作ロボットアームの制御技術

丸山 孝仁; 野口 悠人; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITERブランケット遠隔保守装置は、放射線環境のITER真空容器内で、ブランケットを真空容器に取り付ける。取り付けの際、ブランケットは真空容器側のキーにガイドされ、これによってブランケットの精密な設置(ギャップ0.5mm)が達成される。このため、遠隔保守装置の位置決め機能として、ブランケットをガイドキーに接触させるための非接触位置決め機能と、ブランケットをガイドキーにならわせる接触位置決め機能が必要である。本報告では、非接触位置決め機能としてカメラを用いたロボットビジョンを、接触位置決め機能として力制御をそれぞれ報告する。ロボットビジョンの課題は精度(要求:並進誤差5mm、回転誤差5度以下)である。これまでに行ったひとつのカメラを用いた試験では、最大で並進18.9mm、回転2.6度の誤差があった。精度を向上するため、ロボット動作の分割、カメラを2台へ増設、カメラと同心の拡散照明を設置、という3つの方法を導入した。試験の結果、最大で並進2.0mm、回転0.3度へ精度を向上し、要求精度を達成した。力制御の課題は、狭隘な溝にキーを挿入する際、初期姿勢の誤差によって、キーと溝の間に過大な反力が発生し、ロボットを損傷させる可能性があることである。これを防止するため、反力を抑制するトルク制御の適用性試験を実施し、ガイドキーにならう機能の有効性を確認した。

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置における耐放射線性機器の開発

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

no journal, , 

ITER遠隔保守装置には、最大440個のブランケットモジュールを最大250Gy/hの高線量環境の中で2年以内に交換することが要求されている。2年間の保守作業の稼働率を上げるためには、構成部品の信頼性を高め故障確率を低減させることが必要となる。このため、構成部品について故障モード影響解析(FMEA)によって、故障モードと致命度を分析し、放射線に関わる故障を抑制する最も重要な要素部品は潤滑剤, オイル漏れ防止用Oリング, 電気絶縁ケーブルであることを特定した。この結果から、ACサーボモータでは、潤滑剤として、ポリフェニルエーテル系合成油の基油と自己保持性のある増調剤である特殊ベントナイトを使用した市販グリースを、電気絶縁ケーブルとして材料入手と製作の容易なPEEK材を選定した。また、ケーブルのシース材では、可とう性とハロゲンフリーの観点から耐燃性架橋ポリオレフィンをベース材とし、耐放性を向上するためラジカル捕捉剤を添加した材料を選定した。照射試験は日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のCo60$$gamma$$線照射装置を用いて行った。その結果、ACサーボモータにおいては8MGy、ケーブルシース材においては3.2MGyまでの耐放性強度、及び故障モードを確認できた。

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

ITER真空容器内保守作業用ツールの技術開発

井上 隆一; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 谷川 尚; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER真空容器内に設置される約440個の第一壁はプラズマからの熱を除熱する機能を有し、定期交換を行う機器として位置付けられ、定期交換用の保守ロボットには、除熱用冷却配管の溶接・切断・検査が要求される。この要求を満足するために保守ロボットの一部である溶接・切断・検査ツールは、内径42mm、肉厚3mmの冷却配管に対し、配管の外側からのアクセスが構造上、困難なため配管内アクセス方式を主案にツール技術開発を進めている。本報では、ツールの調達仕様を明確にする重要な技術開発として、(1)レーザー溶接品質を左右する溶接開先部ギャップ計測・開先合わせ修正・溶接・溶接ビード観察の4つの機能を一つのツールで実施可能な溶接技術、(2)切断切粉の発生がなく再溶接可能な良質な切断面(表面あらさRa=5$$mu$$m以下)となる機械的切断による再溶接技術について報告する。

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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