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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。
大矢 恭久; 小林 和容; 洲 亘; 林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; 東島 健*; 小原 建治郎; et al.
Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1023 - 1027, 2001/03
ITER用遠隔保守機器は作業中トリチウム雰囲気にさらされる。被曝防護の観点からこれらの機器の表面除染を行うことはとても重要である。本研究では、トリチウム除染の程度を調べるために遠隔保守機器で用いられる典型的な材料であるSUS304、アルミニウム合金-CFRP構造材、O-リングと潤滑油についてトリチウム水雰囲気で一か月間放置した際の汚染状況について調べた。その結果、アルマイト処理したアルミニウム合金、ウレタンO-リングがトリチウムを多く吸収・吸蔵することが明らかとなった。またこれらの汚染試料に対して異なる3種類の水分濃度のガスパージを行い、その除染効果についても調べた。さらに紫外線照射による除染効果についても調べた。
八木 敏明; 森田 洋右; 瀬口 忠男
JAERI-Tech 95-015, 30 Pages, 1995/03
核融合炉開発の一環として、遠隔保守機器部品及びそれら材料の耐放射線性評価を行うため、「核融合炉(ITER)用遠隔保守機器・部品照射試験装置」を設計し、製作した。本装置はITERで使用する遠隔保守機器の電線・ケーブル、各種センサー及び材料などを、高温放射線環境(100~350
C、高線量率
線照射)で試験できる装置である。製作した装置の特性は照射容器内の線量率が2
10
R/hの高線量率で均一であり、温度分布も350Cまで10C以内の温度範囲で制御できることが分かった。今後、高い温度での高分子材料の照射や照射下での核融合炉用遠隔保守機器・部品の特性評価に役立つことが期待される。
