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功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦
JAERI-Tech 96-012, 91 Pages, 1996/03
核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。
laser岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11
核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCOレーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。
岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-022, 20 Pages, 1994/10
核融合実験炉での炉内保守作業には、多関節型マニピュレータが、多目的に利用される。このマニピュレータを炉内全域にアクセスさせるためには、長い腕と多くの関節が必要となる。通常、マニピュレータを剛体とみなすことによって、位置制御を行うが、この場合、自重等のたわみによって、先端位置誤差が無視できない一種の柔軟体モデルとなる。本報告では、従来までの柔軟マニピュレータの位置制御に必要であった複雑な数字モデルを使用せず、通常の剛体モデルを基本とし、マニピュレータのたわみと関節のガタによる先端位置の誤差情報をニューラルネットワークによってあらかじめ学習しておき、補正を行うシステムを提案し、また、マニピュレータの縮小モデルに本制御法を適用することで有効性を実証した。
曽根 和穂; 前野 勝樹; 大塚 英男; 山本 新; 阿部 哲也
JAERI-M 82-156, 17 Pages, 1982/11
本報告書は核融合実験炉(INTOR)の第一壁候補材料であるBe,C,SiC,TiCを中心にそのデータベースおよび問題点を検討したものである。本文は物理スパッタリング、化学スパッタリング、アーキング、水素およびヘリウムの吸蔵および放出、再付着物質特性についての検討を含んでいる。これらの考察は実験炉の不純物制御および第一壁工学にとって欠かせないものである。
