検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 149 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of remote pipe welding tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*

Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径$$phi$$54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。

論文

JT-60SA superconducting magnet system

小出 芳彦; 吉田 清; Wanner, M.*; Barabaschi, P.*; Cucchiaro, A.*; Davis, S.*; Decool, P.*; Di Pietro, E.*; Disset, G.*; Genini, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 55(8), p.086001_1 - 086001_7, 2015/08

 被引用回数:17 パーセンタイル:11.94(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SAの超伝導マグネットシステムの最大の特徴は、スペース利用の観点から最適化されたコイル構造と高いコイル製作精度の実現をとおして、定常トカマク研究を先導する先進的な実験装置となっている。具体的には、新しい概念であるトロイダルコイルケーシングから分離した外側支持構造の採用により細身のトロイダルコイル形状を可能とした。これにより、詳細なプラズマ測定や柔軟な加熱分布を可能とする大口径ポートの確保を可能とした。また、平衡磁場コイルの製造誤差を最小にする方法を確立し、正確なプラズマ形状/位置制御も可能とした。更に、コンパクトバットジョイントを開発することで中心ソレノイドの占有領域を拡大し、長時間放電の実現に大きく貢献できる設計とした。

論文

Development of remote pipe cutting tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2299 - 2303, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断装置について述べる。ダイバータカセットを交換する際には、アウトボード側冷却水配管は真空容器内において、遠隔保守システムで切断及び再溶接を行う。切断対象の配管は配管外径:59.7mm、肉厚:2.8mm、材質:SUS316Lであり、空間的制限により配管の内側から切断を行う必要がある。切断はディスクカッター刃及び反力支持ローラを押し出す機構を備えた切断ヘッドを、カッター刃を押し出しながら回転させることにより行う。カッター刃の最大押し出し時の到達径を半径30.5mm(直径換算で$$phi$$61mm)としてヘッド製作及び切断試験を行い、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断が可能であることを示した。

論文

JT-60SA組立及び位置計測

鈴木 貞明; 柳生 純一; 正木 圭; 西山 友和; 中村 誠俊; 佐伯 寿; 星 亮; 澤井 弘明; 長谷川 浩一; 新井 貴; et al.

NIFS-MEMO-67, p.266 - 271, 2014/02

日本原子力研究開発機構は、核融合エネルギーの早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同で実施されるサテライト・トカマク計画において超伝導トカマク装置(JT-60SA)の建設を行う。JT-60SAは、限られた空間に多くの主要機器を高精度で組み立てるため、3次元CADを用いた模擬計測を行うことにより、組立に必要となる機器の代表点を確認し、組立の成立性を検証するとともに3次元計測器(レーザートラッカー)を用いた位置計測方法を検討した。本講演では、JT-60SA組立の中で最も重要となるTFコイルの位置計測方法を含めた組立方法について述べる。

報告書

JT-60SAクライオスタットベースの輸送および組立作業

岡野 文範; 正木 圭; 柳生 純一; 芝間 祐介; 逆井 章; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 西山 友和; 鈴木 貞明; 中村 誠俊; et al.

JAEA-Technology 2013-032, 32 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-032.pdf:8.86MB

日本原子力研究開発機構は、ITERを支援・補完する超伝導核融合実験装置(JT-60SA)の組立を2013年1月から那珂核融合研究所で開始した。既に解体された旧JT-60トカマク装置の一部(NB加熱装置等)とその施設を最大限に利用して、JT-60実験棟本体室にJT-60SAを組み立てる。組立の最初として、JT-60SAの基礎部であるクライオスタットベースを本体室ソールプレート上に設置した。クライオスタットベースは、直径約12m、高さ約3m、重量約250トンのステンレス製の架台である。欧州(スペイン)で製作され、7個の主要部品に分割して日立港に海上輸送され、日立港から大型トレーラーで那珂核融合研究所まで運搬した。仮固定作業では、本体室のベンチマークと仮固定位置を計測し、この結果に基づいてソールプレートの平面度とその高さを調整した後に、7個の主要部品を組み立て、設置した。レーザートラッカーを駆使して、絶対座標により定めた組立基準位置を目標に平面度と高さを調整して高精度で組み立てることができた。本報告書では、クライオスタットベースの輸送と組立作業について具体的な作業内容とその結果を報告する。

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:29.95(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.

論文

Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10

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

JT-60SA真空容器のポート接続に関する溶接技術のR&Dについて発表する。真空容器はポート開口により計測機器等が容器内へアクセスできるように、73の多様な開口が、それぞれの目的に対応して設計されている。ポート開口は、製作上、設置位置より上下の垂直、上下の斜め、水平に分類される。ポート開口は現地で真空容器のポート管台に真空容器の組立後に溶接される。実際の接続時では、真空容器の熱遮蔽板やトロイダル磁場コイル等と同時期に実施する必要から、ポート開口の接続作業は真空容器の中からのアクセスに制限される。このうち、上下の垂直開口ではコーナー部曲率が50mmと小さく、さらに作業空間は狭隘で接続を困難にしているため、溶接トーチヘッドの可動性や溶接接続の健全性を検証する必要がある。本発表では、ポートとポート管台のモックアップを準備し、実際に溶接性を試験した、これら一連のR&Dについて報告する。TIG溶接ロボットを準備し、作業環境との干渉を避けての、健全な溶接接続の達成について詳しく紹介する。

論文

Manufacturing and development of JT-60SA vacuum vessel and divertor

逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/m$$^2$$の高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。

論文

JT-60SA vacuum vessel manufacturing and assembly

正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.742 - 746, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器は、D型ポロイダル断面、かつトロイダル方向に10$$^{circ}$$ごとの多角形形状で構成されている。また、高い一周抵抗を確保し、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために二重壁構造を採用している。材料は、放射化低減のため、低コバルトSUS316L(Co$$<$$0.05wt%)を使用している。運転時には、外部に設置される超伝導コイルの核発熱を低減させるために、二重壁間にホウ酸水(最大50$$^{circ}$$C)を流す。また、真空容器ベーキング時には200$$^{circ}$$Cの高温窒素ガスに切り替えて流す設計である。製作においては、要素試験及び20$$^{circ}$$上半の試作体の製作をあらかじめ行い、製作手順を確立した後、2009年の11月に実機の製作を開始した。また、真空容器の位置調整や40$$^{circ}$$セクター接続を含む現地組立方法を検討し、真空容器の全体組立手順を確立させた。

論文

Design study of remote handling system for lower divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Science and Technology, 60(2), p.549 - 553, 2011/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型(DEMO)炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAの大きな特徴のひとつはその高パワー及び長時間放電であり、プラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット(高さ1.25m,幅0.57m,長さ1.62m,重さ800kg)の交換について詳細に述べる。JT-60SAのRHシステムは、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.83m,幅0.66m)を用いる。またRHシステムは、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。これらのマニピュレータはビークル式であり、真空容器内にトロイダル方向に敷設したレール上を移動しながら作業することができる。

論文

Manufacturing status of JT-60SA vacuum vessel and the related technology of welding

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

JT-60SA真空容器(150トン)について、製作現状を設計概念とともに紹介したうえで、製作に適用された溶接技術について述べる。真空容器は、プラズマを生成するために超高真空の空間を提供するトーラス型の容器である。真空容器は18のセクターからなり73の開口部を有する。大半径5.0m,高さ6.6mで、運転中に作用する電磁荷重に耐え得る高剛性の二重壁構造を採用している。構造材料に316L材を選定し、製作に用いる溶接技術を選定及び開発した。一様な溶接品質を得るために自動溶接を適用し、溶接変形を低減しつつ溶着量の増加を図る溶接条件を評価した。これらの結果をもとに、20度上半分セクターを試作し、製作手順,溶接変形の矯正,ジグの設計等に検討を経て、実機製作への見通しを得たので報告する。

論文

JT-60解体に伴う内部タイルの取外し報告

柳生 純一; 三代 康彦; 笹島 唯之; 逆井 章; 柴沼 清

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2011/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、国内で初めてとなる核融合装置の解体作業に取り組んでいる。高温プラズマに直接曝される臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の真空容器の内部には、保護用のタイル約1.2万枚が取り付けられており、JT-60の解体作業に先立って、RIでもある内部タイルの撤去が必要となった。しかし、内部タイルの中には共同研究で使用する研究用タイルも含まれており、選別しながらすべてを撤去するには多額の経費が必要となり、予算確保が極めて困難な状況となっていた。このために、JAEAでは、約半年かけて自営で撤去作業を実施した。作業では、まず、約2千枚の研究用タイルを採取・保管し、次に、483人/44日、実質人員59名をかけて約1万枚のタイルを取外して、合計61本のドラム缶に収納した。徹底した作業管理と作業者のローテーションを行うことで、経費削減のみならず計画工期を約1か月短縮し、そのうえ作業者の最大被ばく線量を極めて低く抑えることにも成功した。

論文

JT-60SA真空容器の設計と試作試験

正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

日本原子力学会和文論文誌, 10(1), p.55 - 62, 2011/01

JT-60SAは、核融合エネルギー実現に向けて実施される幅広いアプローチ(BA)活動のサテライトトカマク計画及びトカマク国内重点化装置計画の合同計画であり、日欧で機器の製作を分担し、日本の茨城県那珂市に建設される。JT-60SAトカマク装置の主要機器は、高温プラズマを閉じ込めるための超高真空を作り出す真空容器、そのプラズマの閉じ込め磁場を発生させるための超伝導コイル、コイル冷却のための断熱真空容器としてのクライオスタット及び外部加熱装置から構成されている。真空容器は、D形ポロイダル断面を有し、一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために二重壁構造を採用している。材料は、SUS316Lであるが、放射化低減のため低コバルト材(Co$$<$$0.05wt%)を使用する。製作においては、要素試験及び20$$^{circ}$$上半の試作体の製作をあらかじめ行い、製作手順を確立した後、2009年の11月に実機の製作を開始した。

論文

JT-60SA真空容器の設計と製作状況

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

日本機械学会M&M2010材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.239 - 241, 2010/10

原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマクJT-60SAを建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200$$^{circ}$$Cベーキングを行う。真空容器の構造は、運転状態に想定される負荷荷重に対して数値解析を行っており、十分に健全であること報告する。実機製作の前に試作により製作性を確認しており、溶接品質と溶接変形に対する要求を満足することを報告する。

論文

Design of lower divertor for JT-60SA

櫻井 真治; 東島 智; 林 孝夫; 芝間 祐介; 増尾 大慈*; 尾崎 豪嗣; 逆井 章; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2187 - 2191, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

「幅広いアプローチ活動」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同計画として臨界プラズマ試験装置JT-60SAの主要機器の製作が開始された。高加熱パワーでの長パルス放電に対応するため、すべてのプラズマ対向機器は水冷されるとともに、将来の高放射化時には遠隔保守装置での修理点検が必要となる。JT-60SAの下側ダイバータはITERと同様に垂直ダイバータターゲットとプライベートドームを有し、トロイダル方向に10度の幅を持つ36個のカセットから構成される。熱負荷が2MWm$$^{-2}$$以下の領域には水冷ヒートシンクに炭素アーマタイルをボルト固定する。10-15MWm$$^{-2}$$の高熱負荷領域には、ITERと同様のCFCモノブロックターゲットを試験的に導入する。ダイバータカセットの基本設計及び電磁力及び構造解析結果等について報告する。

論文

Design status of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.180 - 185, 2010/08

原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマク(JT-60SA)を建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200$$^{circ}$$Cベーキングを行う。真空容器の構造解析を実施し、設計に健全性を確保している。構造解析は、運転中のプラズマ消滅に起因する電磁力,ベーキング時の熱応力,地震力を想定する。真空容器の設計の現状を報告し、試作状況を紹介する。

論文

Development of virtual private network for JT-60SA CAD integration

大島 貴幸; 藤田 隆明; 関 正美; 川島 寿人; 星野 克道; 柴沼 清; Verrecchia, M.*; Teuchner, B.*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.620 - 624, 2010/08

JT-60SA計画では、日欧に分散する原子力機構とEUがCADを使用し、調達機器の設計が進められている。CADデータは、機器ごとにファイルサーバで管理されるが、それらを共通のデータとして扱うには、日本の実施機関である原子力機構のイントラとは物理的に切り離されたJT-60SA用の独立ネットワークを日欧間で構築することとした。このたび、VPN暗号化技術を使い、ネットワークセキュリティを維持しつつ、低価格で、機動性の高いネットワークを目指して開発を進め、2009年7月に、那珂とEUガルヒンとの間でVPN通信を開通させた。設計統合の進捗に合わせて、日欧のネットワークインフラの共有化を段階的に構築していく予定である。さらに、JT-60SAの運転開始時には、BA活動を同センターで展開するIFERCプロジェクトと協力して、六ヶ所サイトからJT-60SAへの遠隔実験参加の試験を行うことが計画されており、また、JT-60SA実験時には、EUから大規模な実験データへアクセスすることも想定する必要があることから、今後は、遠隔実験参加にかかわる技術開発への貢献も視野に入れ開発を進める。

論文

Basic concept of JT-60SA tokamak assembly

柴沼 清; 新井 貴; 川島 寿人; 星野 克道; 星 亮; 小林 薫; 澤井 弘明; 正木 圭; 櫻井 真治; 芝間 祐介; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.276 - 281, 2010/08

JT-60SAは日本とEU間の共同プロジェクト(幅広いアプローチ)の中のサテライトトカマクプロジェクトとして合意されたものであり、現在その設計と製作が精力的に進められている。JT-60SAの組立はプロジェクトを推進するうえで最も重要な課題である。JT-60SAは、真空容器,超伝導コイル(TFコイル, EFコイル, CSコイル),ダイバータなどの容器内機器,サーマルシールド,クライオスタットなどの主要機器から構成される。これらの機器を効率よく組み立てるために、トカマク本体室に組立専用のクレーン付き組立架台を設置することで、建家内クレーンとの作業分担を行う。本論文では、JT-60SASの主要機器である真空容器とTFコイルを中心に組立シナリオ及び組立シーケンスの検討、これらの作業を可能とするための専用組立冶具の概念設計について述べる。

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。

149 件中 1件目~20件目を表示