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中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 武田 信和; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 柴沼 清; T.Burgess*; et al.
Fusion Technology, 34(3), p.1160 - 1164, 1998/11
国際熱核融合実験炉(ITER)では、炉内機器の保守は高い放射線のため遠隔操作で行う。特にブランケットとダイバータは高熱と粒子線によって損傷を受け、定期保守を必要とする。ブランケットは遠隔保守を考慮してモジュール化され、重量約4トン、要求設置精度は2mmである。この要求を満たすため、軌道走行式ビークル型マニピュレータの開発を進め、実規模のマニピュレータと軌道展開システムの製作を終了した。ダイバータはカセット構造であり、重量約25トン、据付精度は2mmである。これに対し、実規模のカセット炉内外搬送システムを開発した。本論文ではこれらの設計概要を示し、基本性能試験結果を述べる。
武田 信和; 阿向 賢太郎*; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; T.Burgess*; 柴沼 清; R.Haange*
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.925 - 928, 1998/00
本報はITERのダイバータ遠隔保守に関するものであり、ダイバータカセット固定機構、ダイバータ炉内搬送装置及び炉外搬送装置について設計、製作、試験の結果を報告するものである。カセット固定機構については部分モデルを製作し、5mmの初期位置誤差が最終的に1mm以下になる自動位置調整機構の成立性を試験によって証明した。炉内搬送装置については、中央カセット移動装置を始めとして一部を製作中であり、実規模の試験装置によって搬送性能等を試験する予定である。炉外搬送装置については、保守ポートへの接続時の性能を確認するため、接続試験装置を製作し、試験を行った。この結果、搬送装置とポートとの間のリーク量について検出限界の1.29
10
Pa・m
/sec以下という結果を得た。