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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。
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*; 瀧口 裕司*; 岡 潔; 角舘 聡; 多田 栄介; E.Martin*; C.Damiani*; G.Cerdan*
Fusion Technology 1998, 2, p.1099 - 1102, 1998/00
ITERにおいて、ダイバータは保守交換を容易にするために60個のカセットに分割されており、交換時には各種搬送機器によってホットセルに運搬され、そこで改修等が行われる。搬送機器は真空容器内部での運搬を担当する炉内搬送装置と真空容器外部での運搬を担当する炉外搬送装置とに大別される。ダイバータ保守のR&Dに関しては欧州と日本とで分担しているが、本件では、炉内搬送装置のうち日本国内チームが担当したものについて設計・製作・性能試験の結果を報告する。製作した炉内搬送装置に対して、実機のダイバータカセットの重量(25トン)及び外形(5m
1m2m)を模擬した模擬カセットを用いた搬送性能試験を実施した。その結果、カセットの最終的な設置精度が0.5mm以下であり、ITERにおいて要求される2mmの精度を満足していることなどが明らかになった。
多田 栄介; 柴沼 清
J. Robot. Mechatron., 10(2), p.71 - 77, 1998/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、トカマク中心部分がDT燃焼により放射化されるため、遠隔操作による保守・交換技術が重要課題となっている。本件では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器を対象として、保守区分、保守シナリオ、保守条件及び保守方法などITERでの遠隔保守設計の概要について述べる。また、この保守設計の妥当性を検証するために実施している主に炉内機器を対象とした遠隔保守機器の開発計画にについて述べる。
武田 信和; 岡 潔; 阿向 賢太郎*; 瀧口 裕司*
J. Robot. Mechatron., 10(2), p.88 - 95, 1998/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、ダイバータは計画的に保守・交換を想定する機器に分類され、強度な放射線環境下にて約25トンの重量物を高い精度(
2mm)で安定に取り扱う性能が要求される。このため、リフタを内蔵した台車式遠隔保守システムを新たに開発した。本件では、ITER工学R&Dの一環として主に日本チームが進めてきた中央カセット移動装置、隣接カセット移動装置、搬送用キャスク及び二重シール扇の技術開発の現状について報告する。
岡 潔; 角舘 聡; 武田 信和; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*
J. Robot. Mechatron., 10(2), p.139 - 145, 1998/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷を受けるため定期的に保守する機器に分類される。ブランケット用遠隔保守システムには、約4トンの重量物を高い精度で取り扱う性能が、またダイバータ用遠隔保守システムには、約25トンの重量物を搬送し定位置に設置する機能が要求される。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するため実規模の遠隔保守機器の開発を進めている。本件では、これらの遠隔保守機器を駆動制御すると共に動作試験を効率的に行うために開発した計測制御装置について記述する。
角舘 聡; 深津 誠一*; 中平 昌隆; 武田 信和; 安達 潤一*; 松本 泰弘*
プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.29 - 41, 1997/01
ITERでは、ダイバータ及びブランケット等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷あるいは段階的運転計画等の理由により定期的に保守・交換される機器に分類される。また、これらの機器はD-T燃焼時に発生する中性子により放射化され、遠隔機器による保守作業が前提となる。これらの炉内機器は大重量・大型・複雑な形状のものを安定に、かつ高い位置・姿勢精度でハンドリングする性能が要求され、このため、ブランケットについては炉内に軌道を敷設し軌道上を走行するビークル/マニピュレータを用いる方式及びダイバータについては移動式台車を用いる方式を考案した。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するために、これまでに主要な技術開発を進めてきた。本報では、主に日本チームで進めてきたこれらの炉内保守に関する設計及び技術開発の現状を報告すると共に、実規模の遠隔保守機器について紹介する。
多田 栄介; 柴沼 清
プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.21 - 28, 1997/01
国際熱核融合実験炉(ITER)では、トカマク中心部分はDT燃焼により放射化されるため、これらの機器の組立・保守は全て遠隔操作となる。特に、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は、計画的に保守・交換を想定する機器に分類され、遠隔保守技術の開発が重要であり、重量物を安定に精度良く取扱うシステム、溶接・切断等を行うツール、炉内観察装置及び耐放射線性機器の開発が急務である。このため、ITER工学R&Dでは、日本、欧州、米国及び露国の4極が協力して、これらの技術開発を進めている。本報では、保守区分、保守シナリオ、保守条件及び保守方式などITERでの遠隔保守設計の概要について述べる。また、この保守設計の妥当性を検証するために実施している遠隔保守機器の開発計画の概要について報告する。
角舘 聡; 多田 栄介; 岡 潔; 村上 伸*; 田口 浩*; 堀江 誠; 小原 建治郎; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1411 - 1414, 1995/00
核融合実験炉では、DT燃焼時に発生する中性子によって炉内構造物は放射化させる。このため、炉内構造物の保守/交換は、遠隔操作で高精度/信頼性高く行われなければならない。これまで、ダイバータ保守用遠隔機器としてビークル型遠隔について縮小モデルによる設計概念の妥当性および収納展開機構の検証を行ってきた。実規模での保守性を検討するために本機器の基本構造体である1/1マニピュレータを試作し、機器のもつ機械的な特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行い、各機構部位の剛性や固有振動数および繰り返し位置決め精度、センシング精度を明らかにした。本報では、試作した1/1ビークル型マニピュレータについて各機構部位の設計概念と機械的特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行ったので、その結果について報告する。
