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論文

Rail deployment and storage procedure and test for ITER blanket remote maintenance

角舘 聡; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 65(1), p.133 - 140, 2003/01

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.77(Nuclear Science & Technology)

ビークルマニピュレータシステムの概念は真空容器内の約400個のブランケットを保守するために開発された。本システムの主要な技術課題は、駆動源がない単純な構造からなる多関節軌道を真空容器内へ如何にして展開・収納するかということである。筆者らは、多関節の軌道を展開・収納する手順及び制御手法を提案し、実規模装置を使用して有効性を検証した。多関節軌道は、主駆動系としてのビークルと2つの従属的な駆動系間の過負荷を抑制するためにトルク制限付き同期制御によって展開・収納動作が行われ、提案した展開・収納手法が有効であることを実証した。

論文

ITERの遠隔保守技術

角舘 聡; 柴沼 清

検査技術, 7(11), p.28 - 33, 2002/11

ITERは核融合反応時に発生する中性子により容器内構造物は放射化される。このため、ITER容器内構造物の保守が必要な場合には、ロボットによる遠隔保守が必要となる。ここでは、ITERの遠隔保守ロボット技術の代表例として、ブランケット保守用ロボットと冷却配管用溶接・切断・検査用ロボットについて述べる。ブランケット保守では、真空容器の回りから4点で支持されたリング状レールに沿って移動可能なロボットにより、ブランケットの保守を行うビークル型ロボットシステムを考案した。ブランケット保守の課題は、(1)駆動源を持たない単純構造レールの真空容器内への展開方法,(2)4tの大重量ブランケットを$$pm$$2mm以内の高精度で位置あわせ可能なセンサー・フィードバック制御方法,(3)4tのブランケットの取り付け・取り外し時における急負荷・急除荷時における衝撃抑制方法である。これらの課題は、新たに開発した制御法等を実規模ロボットに適用し実証試験を行うことにより解決した。また、配管の溶接・切断では、曲がり管にも対応可能な光ファイバーをレーザービームの伝送系に採用し、しかも同一のロボットで溶接と切断が可能なYAGレーザーを用いた冷却配管の溶接・切断ロボットを開発した。本ロボットにより、母管外径100mm(曲げ半径400mm)で板厚6mm,枝管外径60mmで板厚3mmの溶接・切断試験を行った結果、良好な結果を得ることができ、配管用溶接・切断ロボットの成立性を実証した。

報告書

Development of pipe welding, cutting & inspection tools for the ITER blanket

岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-048.pdf:24.01MB

核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽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、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。

論文

Development of blanket and divertor remote maintenance for ITER

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 武田 信和; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 柴沼 清; T.Burgess*; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1160 - 1164, 1998/11

国際熱核融合実験炉(ITER)では、炉内機器の保守は高い放射線のため遠隔操作で行う。特にブランケットとダイバータは高熱と粒子線によって損傷を受け、定期保守を必要とする。ブランケットは遠隔保守を考慮してモジュール化され、重量約4トン、要求設置精度は2mmである。この要求を満たすため、軌道走行式ビークル型マニピュレータの開発を進め、実規模のマニピュレータと軌道展開システムの製作を終了した。ダイバータはカセット構造であり、重量約25トン、据付精度は2mmである。これに対し、実規模のカセット炉内外搬送システムを開発した。本論文ではこれらの設計概要を示し、基本性能試験結果を述べる。

論文

Remote maintenance development for ITER

多田 栄介; 柴沼 清

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.71 - 77, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、トカマク中心部分がDT燃焼により放射化されるため、遠隔操作による保守・交換技術が重要課題となっている。本件では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器を対象として、保守区分、保守シナリオ、保守条件及び保守方法などITERでの遠隔保守設計の概要について述べる。また、この保守設計の妥当性を検証するために実施している主に炉内機器を対象とした遠隔保守機器の開発計画にについて述べる。

論文

Development of thick wall welding and cutting tools for ITER

中平 昌隆; 高橋 宏行*; 阿向 賢太郎*; 小泉 興一

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.116 - 120, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の中心部分を成す真空容器は、超伝導コイル等の異常の際に遠隔操作による交換を想定する必要がある。また、ブランケット等の炉内機器は、計画的な保守交換を想定している。これらの保守交換作業では、炉内環境下で厚板の溶接・切断が要求され、遠隔操作対応の溶接・切断ツールが必要となる。このためITER工学R&Dの一環として、ブランケットの溶接・切断を行う厚板溶接・切断ツールの開発を進めている。本件では、この厚板溶接・切断ツールの開発の現状について述べる。

論文

Development of blanket remote maintenance system

角舘 聡; 中平 昌隆; 岡 潔; 田口 浩*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.78 - 87, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケットは計画的に保守・交換を想定する機器に分類され、強度な放射線環境下にて約4トンの重量物を高い精度($$pm$$2mm)で安定に取り扱う性能が要求される。炉内に敷設した軌道上を走行するビークル型マニピュレータを用いる方式を新たに開発した。本件では、ITER工学R&Dの一環として主に日本チームが進めてきたブランケット保守に関する技術開発の現状を、実規模開発を含めて紹介する。

論文

Measurement and control system for ITER remote maintenance equipment

岡 潔; 角舘 聡; 武田 信和; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.139 - 145, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷を受けるため定期的に保守する機器に分類される。ブランケット用遠隔保守システムには、約4トンの重量物を高い精度で取り扱う性能が、またダイバータ用遠隔保守システムには、約25トンの重量物を搬送し定位置に設置する機能が要求される。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するため実規模の遠隔保守機器の開発を進めている。本件では、これらの遠隔保守機器を駆動制御すると共に動作試験を効率的に行うために開発した計測制御装置について記述する。

論文

Remote handling test and full-scale equipment development for ITER blanket maintenance

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 松日楽 信人*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.929 - 932, 1998/00

ITERのブランケットは、不定期交換部品として位置付けられ、破損時に交換を行うほか、寿命中1度炉内のすべてのモジュールを2年間で交換する計画である。ブランケットモジュールは、重量約4トン、数量730個、設置精度約2mmの箱形構造物であり、炉内は放射線環境のため交換作業は遠隔操作で行う必要がある。遠隔保守試験装置を用いて、1トンの荷重に対する遠隔操作試験を行っており、これまでに起動の展開、教示再生制御による遠隔操作試験を終了した。本発表では、ブランケットモジュールの把持における自動位置調整を目的とし、距離センサを手先に配置してフィードバック制御を行い、自動把持、自動設置試験を行った結果を報告する。

論文

炉内保守システムの開発

角舘 聡; 深津 誠一*; 中平 昌隆; 武田 信和; 安達 潤一*; 松本 泰弘*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.29 - 41, 1997/01

ITERでは、ダイバータ及びブランケット等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷あるいは段階的運転計画等の理由により定期的に保守・交換される機器に分類される。また、これらの機器はD-T燃焼時に発生する中性子により放射化され、遠隔機器による保守作業が前提となる。これらの炉内機器は大重量・大型・複雑な形状のものを安定に、かつ高い位置・姿勢精度でハンドリングする性能が要求され、このため、ブランケットについては炉内に軌道を敷設し軌道上を走行するビークル/マニピュレータを用いる方式及びダイバータについては移動式台車を用いる方式を考案した。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するために、これまでに主要な技術開発を進めてきた。本報では、主に日本チームで進めてきたこれらの炉内保守に関する設計及び技術開発の現状を報告すると共に、実規模の遠隔保守機器について紹介する。

論文

国際核融合実験炉(ITER)の遠隔保守

多田 栄介; 柴沼 清

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.21 - 28, 1997/01

国際熱核融合実験炉(ITER)では、トカマク中心部分はDT燃焼により放射化されるため、これらの機器の組立・保守は全て遠隔操作となる。特に、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器は、計画的に保守・交換を想定する機器に分類され、遠隔保守技術の開発が重要であり、重量物を安定に精度良く取扱うシステム、溶接・切断等を行うツール、炉内観察装置及び耐放射線性機器の開発が急務である。このため、ITER工学R&Dでは、日本、欧州、米国及び露国の4極が協力して、これらの技術開発を進めている。本報では、保守区分、保守シナリオ、保守条件及び保守方式などITERでの遠隔保守設計の概要について述べる。また、この保守設計の妥当性を検証するために実施している遠隔保守機器の開発計画の概要について報告する。

論文

Development of an end-effector for ITER blanket module handling

中平 昌隆; 岡 潔; 角舘 聡; 深津 誠一*; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 松日楽 信人*; Haange, R.*

Fusion Technology 1996, 0, p.1653 - 1656, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の設計に基づき、ブランケット交換試験用にエンドエフェクタの縮小モデルを制作し、既存の1.2トン用マニピュレータ及び模擬ブランケットモジュールを用いて基本試験を行った。エンドエフェクタは姿勢決定、把持及び仮止め用のボルト締めで合計9軸を有し、把持対象であるモジュールの重心回りに回転するなど出力とサイズの低減が工夫されている。モジュールの把持部は、把持位置とボルトの挿入位置が相対的に決められており、エンドエフェクタの位置決め自由度を低減する工夫がされている。また、位置決めピンを有し、遠隔操作の位置決め誤差を吸収する。初期試験の結果、本システムでの設置制度は0.3mmであった。今後センサによる自動運転試験を行い、実重量4トン用マニピュレータの制作に反映する。

報告書

Development of remote bore tools for pipe welding/cutting by YAG laser

岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*

JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-035.pdf:3.17MB

核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、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、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。

報告書

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

論文

Design study of swimming pool type tokamak reactor; SPTR

迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 湊 章男*; 坂本 寛巳*

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.491 - 503, 1982/00

トカマク炉最大の問題点である炉体分解修理にかかわる問題を容易にする方法として、水を満たしたプール内に炉を設置する方式のトカマク炉の設計研究を行い、その実現可能性の検討と問題点の摘出を行った。この炉はブランケットの交換が容易であるために、プラズマ形式に未知の要素が多い実験炉段階には特に適合性が大きいものと考えられる。また、動力炉への適用においても多くの利点が見出される。

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