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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。
