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田村 浩司*; 遠山 伸一
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(5), p.413 - 415, 2019/05
原子炉廃止措置では、原子炉構造物の切断解体が必要とされる。従来の切断法に加え、レーザー法は遠隔制御性が高くブレードなどの交換部品の必要性がないなど利点が多く、有力な選択肢となり得る。原子炉は圧力容器など100mmを超える板厚の大きい鋼材で構成されており、このような厚板鋼材の切断に関してレーザー法は知見や実績に乏しい。そこで、近年利用が進んでいる高出力ファイバーレーザーを用い、鋼材切断を様々な条件で試行した結果、原子炉に用いられるような厚板に関してもレーザー切断が可能であることを実証した。また、廃炉現場の厚板鋼材切断に適用するためロボットを用いた遠隔制御を用いた切断の技術開発を行った。本稿ではその開発成果について解説する。
村松 壽晴; 山田 知典; 羽成 敏秀; 武部 俊彦; Nguyen, P. L.; 松永 幸大
JAEA-Research 2014-018, 41 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-018.pdf:42.21MB
福島第一原子力発電所の廃止措置作業では、燃料と炉内構造物とが溶融混合凝固した燃料デブリなどを取出し対象とする必要がある。この燃料デブリは、米国・スリーマイル島原子力発電所2号機での知見から、形状不定、高硬度、多孔質、多成分などの特徴を持つと考えられ、これを的確に取出すことのできる工法を確立する必要がある。本報では、高出力・高出力密度、局所加工性、遠隔操作性に優れ、更には靭性によらず溶断・破砕を行うことが可能なレーザー光を熱源とした切断工法を対象とし、燃料デブリの取出しに必要となる要素技術を開発することを目標とした研究計画を策定するとともに、これに基づいた2013年度(平成25年度)の研究成果について記載した。
千葉 真一; 河野 康則; 土屋 勝彦; 井上 昭*
JAERI-Research 2001-050, 59 Pages, 2001/11
JAERI-Research-2001-050.pdf:15.28MB
炭酸ガスレーザ干渉測定装置は、JT-60Uプラズマの中心部電子密度計測を目的として開発,運転されている。この装置の運転状態監視,JT-60Uの放電シーケンスに従った装置の制御,及び計測データの収集・高速処理・転送という統合的な機能を有する制御・データ処理システムを開発した。本システムは、主として2台のワークステーションを中心とするCAMACシステムから構成し、機能分担を明確にすることで高い信頼性を得ている。本システムにより、炭酸ガスレーザ干渉測定装置はJT-60U実験シーケンスに同期してデータ解析処理を速やかに行い電子密度データをルーチン的に提供することが可能となった。また、炭酸ガスレーザ干渉測定装置を用いた実時間密度帰還制御を行うための参照用実績密度信号についても、実時間処理機能により出力可能となった。
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。
江口 正人*; 奥野 由美子*
PNC TJ1575 98-001, 48 Pages, 1998/02
原子力の研究開発の取り巻く環境の変化から、最近では目的指向のテーマだけでなく、社会ニーズを反映させ他分野への応用も考慮に入れた技術開発も検討されるようになっている。そのためには原子力開発の成果を他の産業分野に反映、展開させる効果的な方策、プログラムが必要になる。本研究では原子力の研究成果の評価法や産業化の方法を検討した。この結果、成果を他分野に展開するには開発側と利用側を仲介する自由なリエゾンやコンセプトエンジニアリングが介在することが重要であることがわかった。さらに関係者からの調査から原子力の熱、放射線、パルスなどの潜在エネルギーを利用することで新しい原子力産業が創出される可能性があることが示唆された。
佐藤 健次*
PNC TJ8005 97-001, 122 Pages, 1997/03
先進的湿式プラントは、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指したプラントであり、ゲル化転換、振動充填燃料方式による酸化物粒子燃料の製造を行う一体型燃料リサイクルプラントである。本設計研究では'95年度の設計研究成果を踏まえ、更に最適化したプラント概念を構築するため'、下記の評価・検討を実施した。(1)粒子粒径分布を2成分系より3成分系とした場合の影響評価(2)ブランケット燃料を粒子燃料(振動充填燃料)より簡素化ウランペレット(未研磨ペレット)とした場合の影響評価(3)各設備をモジュール化及び密閉化した場合の概念設計及び評価その結果(1)3成分系は、最小粒子の粒径が被覆管内径に比べて極めて小さい場合有効である。(2)製造法の開発及び燃料仕様の変更は必要であるが、簡素化ウランペレットを採用することにより、ブランケット燃料の製造工程を大幅に簡素化することができる。(3)装置のモジュール化及びバッチ処理を行うことにより、大幅に設置面積を減らすことができる。ことが判った。
実川 智充*; 東城 達也*; 高木 元吉*; 須藤 彦兵衛*
PNC TJ8674 95-001, 68 Pages, 1995/02
動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という)では、再処理施工場のセル内機器の保守,交換に伴うセル内での配管作業における被ばくの低減,安全性の向上,作業期間の短縮及び稼働率の向上等を目標に、配管の切断,溶接等の作業に適用する遠隔操作型作業ロボットの開発を実施してきている。本件では、作業能率の向上を図るため、配管作業に於ける作業ステップの一つである配管取付け,開先合せ作業及び溶接作業を一つの工程に統合することを目指し、既存の溶接ユニットをベースにクランプユニット(配管取付け,開先合せ)の機能を兼ね備えたクランプ一体型溶接ユニットの設計を行ったものである。以下に本設計を実施して得られた結果の成果を示す。(1)単純化された配管クランプ機構(2)機能的な開先合せ機構(3)簡潔な制御機構(4)合理的なユニットの統合等の設計を行うことができた。本報告書は上記クランプ一体型溶接ユニットに関する設計の成果について報告するものである。
成尾 一輝
PNC TN9520 94-004, 23 Pages, 1994/07
新型転換炉(ATR)ふげん用の供用期間中検査(InserviceInspection-ISI)のためのロボット類を開発し,検査員のひばく低減化,検査期間の短縮化,高精度で信頼性の高い検査の実現を図った。開発したロボット類は次のようなものである。1)手動式ISIロボット:放射線レベルが比較的低い場所で使用するもので,超音波方式2種を開発,2)半遠隔操作式ISIロボット:放射線レベルがやや高い場所で使用するもので,超音波方式4種を開発,3)遠隔操作式ISIロボット:放射線レベルが高い場所での使用や,構造上人が接近することができない場所で使用するもので,超音波方式探傷,ゲージによる測定,表面観察が同時に出来るもの1種を開発した。
津谷 定廣*; 竹下 博志*; 枝嶋 敏数*; 本岡 正文*
PNC TJ8224 93-001, 128 Pages, 1993/06
再処理工場のセル内機器の保守、交換等に伴う作業における被ばくの低減、安全性の向上、作業時間の短縮、稼働率の向上等を図ることを目的に、配管類の切断、溶接等の作業に適用する遠隔操作型の作業ロボットの開発が行なわれてきた。本高度化設計では、上記内容の成果を踏まえスペース削減等に関する見直しを行なうと共に遠隔操作における機能性、操作性、作業性の向上を図るため、ケーブルモジュールの共用化およびモノレール走行型視覚システムの設計を行い以下の成果が得られた。(1)各基本作業ユニットに使用しているケーブル・ホース類の整理を行ない、ケーブルモジュールの共用化設計をまとめた。また、作業アームおよび連結部の構造についての設計を行ない、30%程度のスペースを削減することができる見通しを得た。(2)セル内の配管等を利用して取り付け可能なモノレール走行型視覚システムの方式決定を行なうと共に走行車、レール、監視装置の設計を行ない実セル適用への可能性の見通しを得た。この報告書は上記高度化に関する設計の成果について報告するものである。
室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸; 市野沢 仁; 川上 一善; 三宮 都一
PNC TN8470 93-010, 110 Pages, 1993/02
ガラス固化技術開発施設の開発棟に設置した、マスタースレーブマニプレータの設計及び据付工事の詳細内容を取りまとめ報告する。本報告書の主要な内容を次に示す。1)ガラス固化技術開発施設M/Sマニプレータ工事の目的・概要及びスケジュール2)動燃及び施工業者の組織体制3)工事の仕様及び設計条件4)工事の方法及び手順5)官公庁検査及び動燃自主検査6)工事中の不具合事例とその対策7)設計及び工事に関する反省と今後の課題
室川 佳久; 真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 本橋 昌幸; 狩野 元信; 新沢 幸一*
PNC TN8470 93-007, 123 Pages, 1993/02
ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の固化セルは、従事者の被ばく低減化、施設の稼働率の向上を図るため全遠隔保守方式を採用した。このためセル内に設置したラック、溶融炉等の高放射性物質を内包する機器は、動燃が開発を実施してきた両腕型マニプレータ及びインセルタレーンを主とする遠隔操作機器によって、保守することが可能であることを設計条件としている。本試験は、スクラッバラック模擬体、溶融炉(TVF用実機)及びその付属品の遠隔保守性を確認することにより、それまでに進めて来た設計の妥当性を確認し、その結果を実機の設計及び製作に反映することを目的として実施した。試験の結果、TVFの固化セル内に設置する機器等の遠隔保守に対する設計の妥当性を確認することができた。なお、保守対象品のバランス等の細部に改善すべき点が見出されたが、これらについては工場製作中のラックに反映した。試験に当たっては、東海事業所の実規模開発試験室(以下「EDF-III」という。)の模擬セル、両腕型マニプレータ(BSM)、クレーン等の遠隔保守設備を利用した。本資料では、EDF-IIIで実施した遠隔保守試験の結果を報告する。
not registered
PNC TN1700 93-007, 138 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 分離精製工場の予備溶解セル(今回濃縮ウラン溶解セル(第3セル)に名称変更)に濃縮ウラン溶解槽を設置するため。(2) 現在溶解施設にある濃縮ウラン溶解槽及びその他再処理設備の附属施設にある濃縮ウラン溶解槽を遠隔補修技術の開発の用に供するため。(3) 再処理施設において発生する低放射性の固体廃棄物の貯蔵能力を増すため。(4) 再処理施設における給水施設の容量を増すため,及び資材管理の円滑化を図るため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*
PNC TJ8224 92-002, 33 Pages, 1992/03
再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修、交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が、再処理施設等の溶接に関する技術基準に於ける合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部、熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として試作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果についてその要約を報告するものである。
田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*
PNC TJ8224 92-001, 108 Pages, 1992/03
再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修,交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が再処理施設等の溶接に関する技術基準における合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部,熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として製作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果について報告するものである。
山本 裕; 高橋 三郎; 青木 勲; 山中 栄治*; 平田 智宏*; 三島 毅*
PNC TN8440 91-051, 6 Pages, 1991/10
多量の核物質を取り扱う施設では、保障措置上要求される適時性目標を達成させるために、中間在庫検認査察が毎月実施されている。プルトニウム燃料製造施設(以下「第三開発室」という。)では、査察にNRTA手法を適用することにより、施設操業への影響を最小限とした中間在庫検認査察が実施されている。NRTAは、施設計量管理データを統計解析することにより、核物質の転用がないことを確認している。NRTAは、このように計算機のデータのみで査察検認を行うため、第三開発室のような計算機システムを主体とした操業を行っている施設に合致した保障措置手段である。
秋山 孝夫; 岩崎 省悟
PNC TN8440 91-030, 37 Pages, 1991/07
東海再処理工場の設備保全管理について、設備概要、保全事例、保全管理の概要、設備保全に関する技術開発の観点から紹介する。
関 成一; 高橋 三郎; 山本 裕; 松山 一富; 青木 勲
PNC TN8440 91-014, 5 Pages, 1991/06
プルトニム燃料製造施設(PFPF)は作業員の被ばくを極力抑えるため、施設設備に大幅な遠隔自動化を導入している。また、保障措置システムについても自動化設備に合致した新しいシステムを採用した。本報は、PFPFの保障措置システムの特徴について記述するものである。
大坪 章; 羽賀 一男
PNC TN9410 91-205, 55 Pages, 1991/05
フロンティア研究の一環として検討を実施している可搬型炉は地球上の避地,月面上或いは深海底への設置が想定されており,従ってその運転には無線通信が必要となる。本報告書では,月面上及び深海底に設置された炉の無線運転方法について,現状技術に基づいて予備検討を行った。月面上の炉の無線運転システムについては,現在の宇宙通信システムの延長線上にあると考えられ,技術的には特に大きな課題はないと予想される。深海底の炉の無線運転システムについては,海中音響通信の分野にまだ少し課題が残っているが,技術的には解決出来ると予想される。しかし,月面上の炉については,電波の月面との往復に3秒程度かかり,又深海底の炉についても音波の海上よりの到達に深さ6,500mの場合4秒程度必要となるため,いずれの場合も炉の緊急制御を無線で行う事は不可能である。従って緊急の炉の制御は炉自身の制御システムで行う必要がある。
清宮 弘; 山田 一夫; 黒羽 光彦; 斉藤 誠美; 富川 裕文; 斉藤 徹*; 萩谷 慎一*
PNC TN8410 90-082, 90 Pages, 1990/09
東海事業所の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高レベル放射性廃液ガラス固化試験に使用してきたガラス溶融炉の解体をホットセル内で遠隔操作により行なった。ガラス溶融炉は、金属性のケーシング及び電鋳レンガ等から構成されている。ケーシング部はプラズマ切断法により、レンガ部はブレーカなど遠隔操作型に改良した治具類を用い解体した。解体は、特に大きな問題もなくプラズマ切断機、解体治工具類のホットセル内での使用についての知見を得るとともに、解体条件等を把握できた。今回の経験は、プラズマ切断機等によるセル内でのガラス溶融炉の解体技術の確立に大いに役立つものと考えられる。