Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.12.040

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。

Seismic analysis of the ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器の地震解析について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとることで可搬重量の向上を実現している。そのため遠隔保守機器の地震に対する構造健全性を示すためには、ビークルの軌道上の位置および姿勢による系の動的応答の変化を評価する必要がある。今回、遠隔保守機器全体FEモデルを作成しビークルの位置・姿勢に関するパラメータサーベイを実施することで、遠隔保守機器の地震に対する最悪条件を特定した。全体FEモデル解析により得られた各部への荷重値を境界条件として用いて詳細な部分FEモデル解析を実施し、遠隔保守機器の主要機器の構造強度を検証した。これら二段階の解析により、ITER遠隔保守機器が安全停止地震(SSE)に対する耐震性を有することを確認した。

核融合施設及び原子力施設で作業するロボットのシステムインテグレーションに関する研究

岡 潔

JAERI-Research 2004-009, 225 Pages, 2004/07

JAERI-Research-2004-009.pdf:47.47MB

現在のロボットは、アミューズメント,福祉,防災など、さまざまな分野への適用が要求されているが、実用的な環境条件下ではシステムとして成立しているロボットは少ない。それは、ロボットが単に要素技術の積み重ねで実現できるものではなく、ロボットを構成する各要素について吟味,調整,改善等の検討を通して、各要素間のバランスを保ちながらロボットシステム全体の中で最適化される必要があるためで、多数の要素から構成されるロボットのシステムインテグレーションは、実際に使用可能なロボットを実現するうえで最も重要な課題である。本報では、このシステムインテグレーションに関する課題を解決するために、核融合施設の保守や原子力施設の事故時の救済を行う代表的なロボットシステムについて、開発に必要不可欠となる手法や要素技術について述べる。特に、ロボットに与えられた環境条件や作業条件からの観点だけでなく、ロボットのシステムバランスからそのロボットに必要となる要素技術の再構築と最適化の観点をも考慮して、実用的なロボットシステムの実現に向けた手法を提案した。これらのシステムインテグレーションを考慮した手法の提案により、核融合装置の保守や原子力施設の事故時の救済に対して実環境下で作業が可能なロボットシステムの実用化の推進に貢献した。

ITER NBI保守用セシウム除去装置の概念設計

岡 潔; 柴沼 清

JAERI-Tech 2003-004, 57 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-004.pdf:2.36MB

ITERプラズマ加熱装置の1つである中性子入射装置(NBI装置)において、負イオンを安定に発生させるためにセシウムが必要となる。しかし、NBI装置を長時間運転したあと、セシウムは電極の支持部分を絶縁する部分(碍子)に付着するため、碍子の絶縁抵抗値が低下し、運転の継続が困難となる。このため、一定期間ごとに碍子部分のセシウムを除去及び清掃する必要がある。NBI装置は、プラズマからの中性子照射によって放射化されるため、遠隔操作によるセシウム除去及び清掃を実施するためのシナリオとセシウム除去装置の検討が必要である。このような背景の下、本報告では、レーザーアブレーション法をセシウム除去に適用した場合の除去手順と、遠隔によるセシウム除去装置の概念設計について、その検討結果を報告するものである。

色の変化で照射量がわかります; カラー線量計の開発

小原 建治郎

原子力eye, 48(2), p.46 - 48, 2002/02

http://ci.nii.ac.jp/naid/40005192298

ITERの容器内遠隔保守装置の耐放射管理を必要となる高線量率・高照射量測定が可能なカラー線量計の開発を進めている。本線量計は、陽極酸化アルミニウムの被膜中にアゾ系染色を含浸させたもので、線照射による線量の退色の度合いを分光式色差計にて、マンセルの色立体に基づく色相/彩度,あるいは明度として測定する。本稿では、開発の背景,特長,試験の概要,今後の展開について平易に解説した。

大重量物を扱うマニピュレータのための制御システムの開発; ITERブランケット遠隔保守ビークル型マニピュレータへの適用

吉見 卓*; 角舘 聡; 多田 栄介; 辻 光一*; 宮川 信一*; 久保 智美*

日本ロボット学会誌, 19(6), p.766 - 774, 2001/09

https://doi.org/10.7210/jrsj.19.766

ITERでは、ビークルマニピュレータを用いたブランケットの保守が提案されている。ビークルマニピュレータは基本的に教示再生制御方式で動作するが、扱う対象物が大重量であることから、マニピュレータがブランケットを把持している状態とそうでない状態の手先部のたわみ量が大きく異なり、マニピュレータがブランケットの重量を受け取ったり離す瞬間に手先位置が大きく移動して、従来の制御方式をそのまま適用するのは困難である。本稿では、マニピュレータがブランケットを把持した状態とそうでない状態で各々教示操作を行うことにより作業モデルを生成し、両者を組み合わせて、作業に伴う負荷のスムーズな移行が行える、大重量物を扱うマニピュレータのための制御システムを開発した。さらに、実規模ブランケット遠隔保守ビークルマニピュレータに適用し、実験でその有効性を確認した。

超弾性合金シールガスケットの開発

田口 浩*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-079, p.28 - 0, 1999/11

JAERI-Tech-99-079.pdf:3.07MB

ITERの中心部分を構成するブランケット及びダイバータ等の炉内機器は、DT燃焼により放射化及び損傷する。そのため損傷した炉内機器は、放射化物の飛散を防ぐ二重シール扉を備えたキャスクを用いて遠隔操作により保守交換を行う必要がある。その際、二重シール扉には放射化ダスト等の飛散を防止するシール性能、遠隔操作に適した取り扱いの容易性及び耐放射線(線)性が要求される。本研究では、従来の金属Cリングガスケットの弾性要素であるバネ材にTi-Ni系超弾性合金(Super Elastic Alloy: SEA)を適用して試験を実施した。この結果、標準品金属Cリングガスケットと比較して、少ない締付け力(機器の小型化の可能性)及び繰り返し使用時での気密性能を確保(容易な取り扱いの可能性)できる可能性が確認された。

両腕型サーボマニプレータの開発総括報告書(制御関連他)

三木 安夫; 川野邊 一則*; 小林 雄一*; 小泉 務; 青嶋 厚

JNC TN8440 2000-001, 126 Pages, 1999/03

JNC-TN8440-2000-001.pdf:4.37MB

核燃料サイクル機構では、核燃料サイクル関連施設における施設稼動率の向上と点検保守作業時における作業員の被ばくの低減化等を目的として、大型セルによる全遠隔保守方式の開発を行ってきた。本方式を成立させるためには、遠隔保守技術の確立が必須である事から、当グループを中心として遠隔保守の中心的機器となるマスタースレーブ方式の両腕型バイラテラルサーボマニプレータ(Bilateral Servo Manipulator:BSM)の開発を実施してきた。BSM2基のガラス固化技術開発施設(TVF)への設置後は、リサイクル機器試験施設(RETF)への導入に向けて、いわば完成版BSMとも言えるマニプレータ(RETF型)への改良を実施してきた。本報告書は、完成版BSMへの改良点、特に操作性の向上に関わる点を主体に、機械設計、制御設計について総括したものである。

High -rays irradiation tests of critical components for ITER (International Thermonulear Experimental Reactor) in-vessel remote handling system

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 小泉 興一; 柴沼 清; 八木 敏明; 森田 洋右; 金沢 孝夫; et al.

JAERI-Tech 99-003, 312 Pages, 1999/02

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】ITER(国際熱核融合実験炉)の工学R&Dにおいて、日本ホームチームが分担し、進めてきた遠隔保守装置用機器・部品の線照射試験の結果と耐放射線性機器の現状について述べる。試験された機器・部品の総数は約70品目で、その仕様は市販品、市販品を改良・改質した機器、及び新規に開発した機器に分類され、高崎研究所の線照射施設を使用して実施された。その結果、セラミック被覆電線によるACサーボモータ、耐放射線性ペリスコープ、CCDカメラが開発された他、高線照射下で使用可能なITER用遠隔保守装置用機器・部品の開発が着実に進展した。

先進湿式MOXプラントのコスト評価

紙谷 正仁; 小島 久雄

PNC TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-97-220.pdf:1.63MB

動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。