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中平 昌隆; 武田 信和
保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01
ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。
柴沼 清
日本原子力学会誌, 47(11), p.761 - 767, 2005/11
核融合炉のブランケットやダイバータなどの炉内構造物は、核融合反応時に発生する中性子により放射化され、核融合反応を停止した後でも
線の線量率が最大500Gy/hに達する。このため、これらの炉内構造物が損傷したり故障した場合には、人が炉内に近づくことができないために、これらの保守はロボットにより行う必要がある。ここでは、国際熱核融合実験炉ITERを例に取り、核融合炉の炉内構造物の保守を行う代表的なロボットについて、求められる機能や研究開発の現状を紹介する。
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。
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。
小原 建治郎; 寺門 拓也*; 角舘 聡; 柴沼 清; 多田 栄介; 近藤 光昇*; 竹下 博志*; 坂本 正行*
JAERI-M 92-130, 34 Pages, 1992/09
炉内観察システムは、ITERの炉内構造物に関する情報を取得するためのシステムで、観察センサ、走査用マニピュレータ、制御装置、情報処理装置から構成される。本報告では、システムの設計の第1段階として、既存の視覚センサ(ファイバスコープ、ペリスコープ、ITV)を使用した場合のそれぞれのシステムの概念について比較、検討した。その結果、高放射線場での性能劣化と耐久性がいずれのシステムにも共通する課題としてあげられた。この結果にもとずき、今後本システムを具体化するためには、ファイバーやペリスコープの高放射線下での画像観察を記録し、現状での性能到達点を把握する他、システムを構成する各種要素の耐放射線性についても試験し、データベースを蓄積する必要のあることがわかった。
