Blanket cooling pipe maintenance system for fusion experimental reactor

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 田口 浩*; 多田 栄介; 伊藤 彰*; 柴沼 清; Haange, R.*; A.Tesini*

Fusion Technology 1996, 0, p.1649 - 1652, 1997/00

国際核融合実験炉(ITER)では、D-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら炉内機器には、冷却配管が付属しているためこれまでに、配管内からのアクセスによる溶接・切断・検査装置の開発を行ってきた。今回、ブランケットの冷却配管を対象とし、曲がり部を通って枝管を溶接・切断することを可能とした加工ヘッド及び移動機構を製作した。駆動試験の結果、半径400mmの曲がり部を持つ配管内をスムーズに移動し、枝管部での位置決めが正常に行われることを確認した。また、出力の異なる発振器での溶接・切断試験を実施し、配管及び厚板での最適な加工パラメータの取得を行った。非破壊検査装置については、試作したEMATにより基礎試験を行い、その性能を評価し、合わせて、検査ヘッドの設計を行った。今後は、総合遠隔機器(モックアップ)試験を展開する予定である。

Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO 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

JAERI-Tech-94-033.pdf:1.25MB

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。