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森本 恭一; 大野 貴裕; 角谷 聡洋; 吉田 萌夏; 鈴木 壮一郎
Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.125 - 133, 2024/02
福島第一原子力発電所の廃炉推進のための遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターは設立され、2016年より運用が開始された。本センターのミッションは「福島第一原子力発電所の廃炉への支援」と「福島県の復興への貢献」であり、この論文では当センターでの実規模モックアップ試験に関連する設備、遠隔操作機器の開発用の要素試験設備、バーチャルリアリティーシステム等の説明およびその利用事例について紹介する。
福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター
JAEA-Review 2018-014, 52 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-014.pdf:5.62MB
楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。廃炉作業に携わる企業や研究開発機関、教育機関など幅広い利用者がこれらの試験設備を用いて遠隔操作ロボットの特性把握や性能評価を通じてロボット開発など効率的にできるほか、多くの企業が一堂に会して展示会、廃止措置に係る有識者の会議開催など様々な利用ができる拠点として、平成28年4月より本格的な運用を開始した。平成28年度の施設利用件数は38件である。また、建設当時から多くの方々の関心を集め、平成28年度には4,212名の視察・見学者を受け入れた。今後も引き続き幅広い分野での利用を受け入れるとともに、利用者のニーズを的確に反映した試験設備の拡充を進めて利用促進を図り、1Fの廃止措置及び福島復興における遠隔技術の研究開発拠点として展開してゆく。本報告は、当センターにおいて平成28年度に実施した遠隔技術開発、緊急時対応遠隔機材の整備と訓練、要素試験エリア等の利用状況などの活動状況についてまとめたものである。
武田 信和; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-073.pdf:11.36MB
ITERトカマクは異なる運転温度の機器からなり、その温度差による熱変形を許容するために、支持脚に柔軟性を持たせている。このような構造上の特徴から、ITERトカマクは複雑な振動挙動を示すことが予想され、耐震設計においてはこの点について十分に考慮する必要がある。このような構造はこれまでに例がないため、耐震設計に用いる数値解析モデルを事前に実験により検証することが必要不可欠である。特に、支持構造については板バネとボルト等からなる複雑な構造体であり、その機械的特性の把握は重要である。本報告は、ITERトカマクの耐震設計に必要となる一連の振動試験計画について、その全体計画を示すものである。トカマク全体の振動特性を把握するための試験は、可能であれば実規模の試験体を用いて行うことが望ましいが、試験設備の制約から縮小試験体を用い、スケール則を適用して試験結果を解釈する。また、スケール則が適用できない現象である減衰特性については、支持脚の実規模試験体を用いて試験を実施する。さらに、真空容器縮小試験や支持脚小型縮小試験といった、その他の補完的な試験も合わせて計画されている。
稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.
JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05
JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB
HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m
N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。
古作 泰雄; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 三木 信晴*; 秋場 真人
JAERI-Tech 2002-078, 58 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-078.pdf:19.38MB
ITER-FEATの遮蔽ブランケットでは、放射性廃棄物量の低減と製作コスト低減のために分離第一壁型の構造を採用し、電磁力を低減するために、多様なスリット構造を必要とする。本報告では、これまでに明らかにされていない、Be/DSCu/SS第一壁パネル及びSS遮蔽ブロックへのスリット加工技術についての技術開発、及び冷却チャンネル内蔵ベリリウムの第一壁パネル部分モックアップへの接合実証と、それらの成果を用いた実規模の分離型第一壁パネルの製作実証の結果を報告する。
中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.
JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB
ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差
3mmと10mmを達成し、要求値である5mmと20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。
小泉 興一; 中平 昌隆; 岡 潔; 伊藤 裕*; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 小野塚 正紀*; Y.Utin*; et al.
Fusion Technology, 34(3), p.586 - 590, 1998/11
原研は、ITERの7大工学R&Dの1つとして95年から進めてきたITER実規模真空容器セクタモデルの製作を97年9月に完了した。実機の18度分に相当する9度ずつの実寸大モデル2つを異なる製作法を用いて製作し、溶接歪みを最小に抑える溶接方式と組立方式の採用によって3mm以下の高い製作精度を達成した。製作完了後、原研内の試験架台にモデルを据え付け、現地溶接にてポート中央面で分割された2つのモデルと接続する組立作業を進めてきたが、本作業も本年5月末に完了した。組立試験は実機の初期組立を模擬した手順で行われたが、ガイドレール上に設置した複数台の自動溶接機で対称にD型断面を溶接するなどの方法により断面内及び溶接部の変形の均一化を図り、D型断面の変形量を3mm以内に抑えた。本件では、実規模セクタモデルの製作と組立試験によって得られた技術成果について報告を行う。
小泉 興一; 中平 昌隆; 伊藤 裕*; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 小野塚 正紀*; Y.Utin*; Sonnazzaro, G.*; et al.
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.933 - 936, 1998/00
ITERの7大工学R&Dの1つとして、95年から我が国が製作を進めていたITER真空容器実規模セクタモデルは、当初の予定通り本年9月に製作を完了した。実機の1/20セクタに対応するセクタモデルは、ポート中央面で分割された2個の9度セクタから成り、候補案である2つの異なる製作法、溶接法を用いて製作されたが、2つのセクタモデル(A及びB)は、平均で3mm、最大でも6mmの製作寸法精度を満足した。製作の完了した2個の9度セクタ(A及びB)は、9月末に試験サイトである東海研究所(HENDEL棟)に搬入され現地溶接試験の準備作業が開始された。本報告は、真空容器実規模セクタモデルの製作によって得られた主要成果と、現在の進行状況の詳細を報告するためのものである。
山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健
JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。
久木田 豊; 竹下 功; 生田目 健; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 斯波 正誼
JAERI-M 9665, 143 Pages, 1981/10
本報告は、現在原研において実施している格納容器圧力抑制系信頼性実証試験によって得られた試験結果のうち、最初の8ランの試験における蒸気凝縮時の圧力振動に関する試験結果について統計的解析、周波数解析を行ない、評価を加えたものである。チャギング、C/Oによる蒸気凝縮荷重について、多ベント系における圧力振動源の間に非同期が存在していること(多ベント効果)を明らかにした。また、ベント管内およびプール内での圧力振動の伝播特性、FSI効果、ベント管横向荷重についても検討を行い、蒸気凝縮による動荷重評価のための有益な知見を得た。さらに本解析を通して、今後の試験計画、解析において実施すべきことも明らかになった。
竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9404, 121 Pages, 1981/03
本試験は、昭和54年10月26日に実施したTEST1204のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。同一の破断口径による基本ケースであるTEST1203が圧力抑制プール初期温度約54
Cの条件下で行なわれたのに対して、本試験では19Cとした。この結果、本試験におけるプールスウェル時の最高水位はTEST1203の場合より明らかに低く、TEST1203の試験条件が保守的であることが示された。なお、本レポートは、先に未公開資料としてまとめたJAERI-memo 8874の公開版である。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8961, 121 Pages, 1980/07
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1202のデータ報告である。本試験は、破断口径240mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする蒸気放出試験であって、本試験の前に実施されたTEST1201(200mm)、および本試験後に引き続いて実施されたTEST 1203(220mm)とともに、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行われ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は、約225kPa/sであった。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8887, 132 Pages, 1980/06
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1201のデータ報告である。本試験は、破断口径200mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする最初の蒸気放出試験であって、引き続いて実施されたTEST1202(240mm)、TEST1203(220mm)と共に、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行なわれ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は152KPa/sであった。
生田目 健; 久木田 豊; 伊藤 秀雄; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8780, 134 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器の信頼性実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率はドライウェルについて1/18、ウェットウェルはiである。本報告では、S54年3月に完成した試験装置について装置本体ならびに計測系の概要をのべる。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 8765, 123 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型である。本報告は、昭和54年6月29日に実施したTEST3102のデータ報告である。本試験は大口径(200mm)の水放出試験であり、放出開始前にドライウェル内の空気の大半を蒸気によって置換し、大口径破断事故の初期に発生することが想定される高蒸気流速時の凝縮振動に関してきわめて保守的な条件を設定した試験である。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 8764, 118 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型てある。本報告は、昭和54年4月27日に実施したTEST 2101のデータ報告である。本試験は破断口径74mmの水放出試験であり、低蒸気流速時の蒸気凝縮振動(チャギング)の試験を主要な目的としている。得られたベント管内蒸気重量速度は最大約20Kg/m
であった。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8763, 116 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型である。本報告は、昭和54年3月30日に実施したTEST1101のデータ報告である。本試験は原研による最初の公式試験であり、破断口径200mmの水放出試験である。得られたドライウェル初期圧力上昇率は約155KPa/s、ベント管内最大蒸気重量速度は約100Kg/m-sであった。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8762, 108 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型である。本報告は、昭和54年2月28日に実施したTEST0004のデータ報告である。本試験は、株式会社日立製作所により装置の第4回検収試験として実施されたもので、破断口径200mmの水放出試験である。得られたドライウェル内初期圧力上昇率は約153Kpa、ベント管内最大蒸気重量速度は約100Kg/m-sであった。
