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論文

Characteristic fermi surface properties of V$$_2$$Ga$$_5$$, CoGa$$_3$$, TiGa$$_3$$, ZrGa$$_3$$, and ZrAl$$_3$$ with different tetragonal structures

照屋 淳志*; 竹田 政貴*; 仲村 愛*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 内間 清春*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; 大貫 惇睦*

Journal of the Physical Society of Japan, 84(5), p.054703_1 - 054703_15, 2015/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.15(Physics, Multidisciplinary)

A series of metallic compounds with the tetragonal symmetry are investigated to reveal the relationship between the structural dimensionality and the electronic structure. By combining the de Haas-van Alphen experiments and band structure calculations, a flat one-dimensional Fermi surface is revealed in V$$_2$$Ga$$_5$$ which is characterized by a chain like arrangement of atoms. On the other hand, Co$$_3$$Ga with the nearly cubic symmetry has pyramidal Fermi surfaces with flat {111} planes, similar to Ni$$_3$$Ga with the ideal cubic structure.

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

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

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

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。

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。

論文

Progress of R&D and design of blanket remote handling equipment for ITER

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

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1850 - 1855, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

本報では、ITERブランケット遠隔保守機器(保守ロボット)について以下に示す最新の設計及びR&D成果について報告する。(1)ブランケット分割形状の変更により他機器との干渉を回避するため保守ロボットの小型化設計を実施し、軌道回り回転機構歯車にダブルヘリカルギヤの採用等により重量30%減の小型化設計を実現した。(2)ブランケット交換時の視覚情報として3Dシミュレーションモデルを利用した操作系を全体制御系に組込み、真空容器内の周辺状況を把握するためのヒューマンインタフェースを改善し、保守ロボットの操作系を向上させた。(3)保守ロボットで使用される露出した歯車部の潤滑剤(グリース)が真空容器内の機器を汚すことを避ける必要がある。このため、グリースなしのドライ潤滑として耐摩耗特性に優れたDLC(Diamond Like Carbon)膜技術に着目し、歯車への応用を目的にDLC膜の潤滑特性要素試験を実施した。この結果、軟DLCとNi-Cr-Mo材で浸炭処理を施した基材との組合せが最も耐摩耗特性に優れていることが判明した。

論文

核融合炉機器の遠隔保守に関する開発の現状

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

プラズマ・核融合学会誌, 84(2), p.100 - 107, 2008/02

プラズマ装置内での遠隔機器のみによる保守作業が1998年にJETにおいて世界で初めて実施されて以降、真空容器内機器の遠隔保守の重要性は増すばかりである。特に、将来の原型炉においては、その経済性を左右する重要な要素の一つでもある。現在建設中のITERにおいても、ブランケットやダイバータに対する真空容器内での保守作業は遠隔機器のみで行うことを予定しており、これを可能とするためのさまざまな装置・機器類の設計や要素試験等が進められてきた。本解説は、核融合炉機器の遠隔保守について、おもにITERを例として、その開発の現状について紹介するものである。

論文

Performance test of diamond-like carbon films for lubricating ITER blanket maintenance equipment under GPa-level high contact stress

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.052_1 - 052_4, 2007/12

本稿では、ダイアモンドライクカーボン(DLC)被膜をITERブランケット保守装置の伝達歯車用固体潤滑材の候補として検討している。SCM440製及びSNCM420製の円盤を軟,積層及び硬DLCでコーティングした試験片を用いて、「ピンオンディスク」方式による摩耗試験を実施した。すべてのケースについて設計要求である2GPaの許容面圧,$$10^4$$サイクルの寿命を満足し、DLC被膜の成立性が実証された。これらの3種類の被膜のうち、軟DLCが最もよい性能を示した。

論文

Demonstration tests for manufacturing the ITER vacuum vessel

清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.21(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。

報告書

Design and rescue scenario of common repair equipment for in-vessel components in ITER hot cell

角舘 聡; 武田 信和; 中平 昌隆; 柴沼 清

JAEA-Technology 2006-038, 38 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-038.pdf:1.64MB

ITERホットセル内における修理用炉内構造物の移動は天井クレーンと床走行台車の2種類の搬送機器によって行われる。これらの搬送機器のホットセル内での移動範囲は現在の設計では重複しているため、ホットセルの合理化を進めるためにはこれら2種類の搬送機器の役割分担を明確にする必要がある。このため、天井クレーンは、容易に着脱可能なエンド・エフェクタの交換用アダプタを備える設計とした。床走行台車は、床上移動用の車輪を備えることにより、床上を単純な直線移動のみでホットセル内の部屋間の移動を可能とした。ホットセル内での機器の故障時におけるレスキューは、レスキュー用クレーンにより行われる。本レスキュー用クレーンは、天井クレーンのレスキューと炉内構造物の修理用遠隔機器のレスキューのために2つの機能を持つ。特に、炉内構造物の修理用遠隔機器のレスキューに関しては、修理中の放射化した炉内構造物を移動し隔離するために、故障した駆動部に直接アクセスできる冗長機構を修理用遠隔機器に備え、さらに伸縮型マニピュレータをレスキュー用クレーンに備え付けることにより故障部の応急修理を可能とした。

報告書

Study on compact design of remote handling equipment for ITER blanket maintenance

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清

JAEA-Technology 2006-025, 52 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-025.pdf:8.08MB

国際熱核融合実験炉(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、真空容器内は高$$gamma$$線環境下にある。したがって、ブランケット等の真空容器内機器の保守は遠隔機器によって実施される。本報告書では、ITERブランケット遠隔保守機器(ビークル/レール式マニピュレータ)の小型化について述べる。真空容器内でのブランケットの交換保守時におけるブランケットと遠隔保守機器との干渉を回避するためには、遠隔保守機器の小型化が必要となる。このため、マニピュレータが搭載されたビークル及びビークルが真空容器内を走行するためのレールの断面形状の寸法縮減を目的に、機構解析を含めて小型化設計を実施した。設計においては、レール断面形状の小型化,ビークル走行機構の単純化,回転機構用歯車の小径化、の3点に着目した。小型化設計の結果、マニピュレータは11.2トンから8トンにまで約30%軽量化された。また、ビークル/レール式マニピュレータの小型化設計に基づいてレールの構造解析及びブランケット交換時の機構解析を行い、ブランケットが干渉なく交換できることを確認した。

報告書

Applicability assessment of plug weld to ITER vacuum vessel by crack propagation analysis

大森 順次; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-017, 134 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-017.pdf:15.96MB

核融合実験装置(ITER)の真空容器の製作性を向上させるため、真空容器の外壁と、補強リブあるいはブランケット支持用ハウジングの溶接に、プラグ溶接を適用できる可能性を、プラグ溶接部のクラック進展解析を行って評価した。ITERの真空容器は、内壁と外壁からなる二重壁で構成され、二重壁間にはリブやハウジングが設けられる。真空容器の製作では、内壁にリブとハウジングを溶接した後、これらを外壁と溶接するため、多数の溶接部の位置合わせが必要である。プラグ溶接は、通常の突き合わせ溶接に比べて溶接部の位置ずれを許容することができる。しかしながら、プラグ溶接は溶接部に外壁表面に沿った、非溶け込み部を生ずるので、ITER真空容器製作にプラグ溶接を適用するためには、許容非溶け込み長さを評価する必要がある。評価は、非溶け込み部を保守的に亀裂とみなし、溶接部にかかる荷重条件に対し亀裂進展解析を行って許容非溶け込み長さを求めた。インボード側の代表的直線部と、ハウジングの応力が最大となるインボード側上部曲線部について行った解析の結果、溶接部の非破壊検査による誤差を4.4mmと仮定して、真空容器のリブに許容される初期亀裂長さは8.8mm、ハウジングは38mmとなり、外壁の溶接部にプラグ溶接を適用することができる。

論文

ITERにおける核融合装置規格開発の考え方

中平 昌隆; 武田 信和

保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01

ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。

報告書

Research and development of remote maintenance equipment for ITER divertor maintenance

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-071, 85 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-071.pdf:4.81MB

ITERのダイバータは、保守を容易にするために60個のカセットに分割されており、遠隔保守機器を用いて、90度ごとに設けられた保守ポートを経由して交換される。25トンのカセットは、強い放射線環境の下で、狭隘な空間内での搬送と2mm以下の精度での設置が要求されている。これらの要求に基づき、以下の設計及び試験を実施した。(1)限られた空間での大重量カセットの搬送にリンク機構を適用するための検討を行った。空間的制約と駆動力効率を考慮してリンク角度を最適化し、コンパクトな搬送用機構を設計した。試験の結果、2つの搬送用機構を用いて30トンの搬送に必要な持ち上げ力を達成した。(2)搬送用機構と同様にリンク角度を最適化し、コンパクトなリンク機構をカセットの固定に用いるための検討を行った。試験の結果、設置の際に、初期の位置誤差が5mmの状態から最終的な位置決め精度として0.03mmを達成した。これにより、要求性能である2mmの精度を満足した。(3)搬送装置の実規模試験体を用いて、光ファイバセンサ等によるセンサベース制御の試験を行った。試験の結果、光ファイバセンサを用いて、0.16mmの位置決め精度を達成し、十分な水準の精度を得た。また、仮想現実によって遠隔保守機器とダイバータ等を模擬したヒューマンマシンインタフェースを用いた試験も実施した。

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