Decommissioning robot manipulator for fuel debris retrieval

中島 慎介*; Moro, A.*; 小松 廉*; Faragasso, A.*; 松日楽 信人*; Woo, H.*; 川端 邦明; 山下 淳*; 淺間 一*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima-Daiichi Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

Fuel debris retrieval at the bottom of the primary containment vessel (PCV) is one of the significant tasks for the decommissioning of the nuclear power plant and in particular for 1F. It is challenging for conventional manipulators to perform the retrieval process due to the presence of radiation, water leakage, and poor lighting conditions. We tackle those problems with the design and fabrication of a novel mechanical manipulator and its control and navigation algorithm. Continuous Variable Transmission (CVT)-based actuation improves the robot's shock resistance. AI-based navigation algorithm enables semiautonomous navigation and grasping in the cluttered environment inside the PCV.

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2024-017, 55 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-017.pdf:2.6MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、未知環境での衝突対応のための機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーで、ペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応するためのマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和4年度は、最適なマニピュレータのパラメータ設計とナビゲーションアルゴリズムの開発に取り組んだ。令和3年度に開発したシミュレーション環境を活用し、廃炉措置に最適なマニピュレータやアクチュエータのパラメータの設計をライテックスと共同で行った。構築したシミュレーション環境において適したマニピュレータの寸法・速度伝達比および効率的な把持力の推定を目指した。得られた情報・最適なマニピュレータのパラメータは英国と情報交換をすることで、最終的なマニピュレータ設計へと反映させた。並行して、ナビゲーションアルゴリズムの開発をライテックスと共同で進めた。特に、機械学習手法等を活用した手法の構築、二次元画像からの目標点のオペレータ提示に基づく高信頼性ビジュアルサーボの実現を目指した。

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-040, 70 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-040.pdf:3.17MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、未知環境での衝突対応の為の機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーで、ペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応する為のマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和3年度は、最適なマニピュレータのパラメータ設計とナビゲーションアルゴリズムの開発に取り組んだ。シミュレーションソフトウェアの選定や環境構築をした。英国チームとの協議のもと、要求寸法やペイロード、アクチュエータ要求諸元や構造検討を行った。ビジュアルサーボや遠隔操作インターフェースの検討準備を行った。電装系やソフトウェアシステムの構成を決めた。英国チームや外部アドバイザとの隔週ミーティングなど密な連携のもと、研究を推進した。年度末には、東京大学とミュンヘン工科大学(TUM)主催の国際ワークショップにて、プロジェクト紹介の口頭発表を行った。

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

放射線に強い原子力防災ロボット(RaBOT)の開発

柴沼 清

Isotope News, (574), p.2 - 6, 2002/02

http://ci.nii.ac.jp/naid/10007765777

平成11年度9月末に発生したJCO臨界事故では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。このJCO事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処理作業を行うロボットの開発が必要となる。これらの背景の下に、原子力保守ロボットの開発を通して蓄積されたロボット技術の知見と経験を生かして、高い放射線環境下においても、人に代わって情報収集や作業ができる耐放射線性に優れたロボットの開発を行った。本稿では、開発の背景及びロボットの特徴等を中心にその概要を述べる。

原研における事故対応ロボットの開発,2; 耐環境型ロボットの開発

柴沼 清

日本ロボット学会誌, 19(6), p.710 - 713, 2001/09

https://doi.org/10.7210/jrsj.19.710

平成11年9月末に発生したJCO臨界事故では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。このJCO事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処置作業を行うロボットの開発が必要となる。これらの背景の下に、核融合炉用保守ロボットの開発を通して蓄積されたロボット技術及び耐放射線技術の知見と経験を生かして、高い放射線環境下においても、人に代わって情報収集や作業を行うことができる対放射線性に優れたロボットの開発を進めている。本稿では、開発の背景及びロボットの特徴等を中心にその概要を述べる。

Development of remote dismantling systems for decommissioning of nuclear facilities

立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏

Proceedings of International Waste Management Symposium '00 (Waste Manegement '00) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/02

原子力施設を安全に解体するためには、遠隔操作技術が重要である。JPDR廃止措置計画では、炉内構造物等を解体する遠隔操作技術を開発し、開発した技術をJPDRの解体作業に実際に適用し、その有効性を実証した。しかし、解体作業を効果的に実施するためには、より汎用的な遠隔操作技術が必要である。そこで、JPDR廃止措置計画で得られた知見に基づいて、双腕型マニピュレータを開発し、その動作を制御するための効果的な操作方法を開発した。本操作方法は、機器を解体する基本的な双腕型マニピュレータの動作手順を動作コマンドとして登録し、それらを組み合わせることによって一連の作業を実施させるものである。開発した操作方法を用いて実際の双腕型マニピュレータを動作させることによって、本操作方法の適用性を評価した。その結果、本操作方法は双腕型マニピュレータを用いて解体作業を実施するのに効果的であることがわかった。

Remote maintenance development for ITER

多田 栄介; 柴沼 清

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

https://doi.org/10.20965/jrm.1998.p0071

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。

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*

Proceedings 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。

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。