鈴木 哲 | 日本原子力研究所
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概要
関連著者
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鈴木 哲
日本原子力研究所
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鈴木 哲
日本原子力研究所核融合工学部
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鈴木 哲
日本原子力研究開発機構
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秋場 真人
日本原子力研究所
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秋場 真人
日本原子力研究所核融合工学部
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秋場 真人
日本原子力研究開発機構
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秋葉 真人
日本原子力研究所那珂研究所
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中村 和幸
日本原子力研究所那珂研究所
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中村 和幸
日本原子力研究所
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荒木 政則
日本原子力研究開発機構
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荒木 政則
日本原子力研究所那珂研究所
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秋場 真人
原研那珂研
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江里 幸一郎
日本原子力研究所核融合工学部
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江里 幸一郎
日本原子力研究開発機構
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乗松 孝好
大阪大学レーザーエネルギー学研究センター
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佐藤 和義
日本原子力研究所核融合工学部
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佐藤 和義
日本原子力研究所東海研究所
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本越 伸二
レーザー技術総合研究所
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谷口 正樹
日本原子力研究所那珂研究所
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乗松 孝好
大阪大学
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鈴木 哲
日本原子力研究所那珂研究所
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糟谷 紘一
応用ながれ研究所
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ムロッツ ワルデマール
オプトエレクトロニクス研究所
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乗松 孝好
大阪大学レーザーエネルギー学研究センタ
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岡村 昇一
核融合科学研究所
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永田 正義
兵庫県立大学大学院工学研究科
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林 巧
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門トリチウム工学研究グループ
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廣瀬 貴規
日本原子力研究開発機構
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谷川 尚
日本原子力研究開発機構
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中村 博文
日本原子力研究開発機構
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中島 徳嘉
核融合研
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前川 孝
京都大学エネルギー科学研究科
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中島 徳嘉
核融合科学研究所
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榎枝 幹男
日本原子力研究開発機構
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中嶋 徳嘉
核融合科学研究所
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上田 良夫
大阪大学大学院工学研究科
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中村 博文
日本原子力研究所那珂研究所
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上田 良夫
大阪大学
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竹永 秀信
原子力機構
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中村 博文
原研那珂
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竹永 秀信
日本原子力研究開発機構
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中川 師夫
(株)日立製作所日立研究所
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廣瀬 貴規
日本原子力研究所
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齊藤 正克
筑波大学大学院システム情報工学研究科構造エネルギー工学専攻
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前川 孝
京都大学
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廣瀬 貴規
日本原子力研究所核融合工学部
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鈴木 康隆
(株)日立製作所日立研究所
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林 巧
日本原子力研究所
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林 巧
日本原子力研究開発機構トリチウム工学研究グループ
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櫻井 真司
日本原子力研究所那珂研究所
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永田 正義
兵庫県立大学
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大楽 正幸
日本原子力研究所那珂研究所
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大楽 正幸
原子力機構
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中村 博文
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門トリチウム工学研究グループ
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林 巧
日本原子力研究所那珂研究所
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永田 正義
阪大・工
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神保 龍太郎
日本原子力研究所那珂研究所
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西堂 雅博
日本原子力研究所那珂研究所
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千葉 秋雄
(株)日立製作所日立研究所
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後藤 純孝
(株)日立製作所日立研究所
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鈴木 哲
(独)日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門
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斉藤 正克
筑波大学システム情報工学研究科
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榎枝 幹男
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門
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林 巧
原研
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竹永 秀信
日本原子力研究所那珂研究所
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齊藤 正克
筑波大学大学院システム情報工学研究科
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後藤 純孝
(株)日立製作所 日立研究所
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後藤 純孝
(株)日立製作所
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千葉 秋雄
(株)日立製作所日立研究所エネルギー素子研究部
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西堂 雅博
原研 那珂研
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後藤 純孝
日立
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林 巧
(独)日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット
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鈴木 哲
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門
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本越 伸二
(財) レーザー技術総合研究所
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永田 正義
兵庫県立大学工学研究科
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大楽 正幸
日本原子力研究所 那珂研究所
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榎枝 幹男
日本原子力研究所
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竹永 秀信
日本原子力研究所 那珂研究所
著作論文
- 核融合発電実証プラント用ダイバータの設計と研究開発の現状(NP3 新型炉技術)
- P22-07 ITER ダイバータ高熱負荷機器の開発
- 26pC19p 熱間プレスタングステン・銅接合体の特性評価試験(計測/炉設計)
- 原子力機構における核融合炉ブランケット研究開発の現状
- 26aB35P 発電実証プラントにおける炉内トリチウムインベントリ評価(加熱・加速, 磁場・電源, 炉設計, 新概念, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 第20回IAEA核融合エネルギー会議
- 核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発(第3報) : 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価
- 3. ブランケットの構造を理解する(核融合炉の炉内機器・構造を理解する)
- 2. ダイバータの構造を理解する(核融合炉・炉内機器の構造を理解する)
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.7 まとめ
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.6 機器開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.5 中性子照射効果x
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.4 ダイバータの熱疲労
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.3 高性能冷却管開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.2 ダイバータ材料と接合技術
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.1 ITERダイバーの概要
- 5.ITER用高熱流束機器(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 6 今後の課題とまとめ
- よくわかる核融合炉のしくみ : 第5回 プラズマに面する耐熱機器-核燃焼プラズマの熱負荷に耐える壁
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 5 実規模大試験体の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 4 接合技術開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 3 高熱負荷除熱用冷却構造の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 2 プラズマ対向材料の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 1 はじめに
- トカマク型国際熱核融合実験炉(ITER)建造への課題 : 工学設計活動におけるR&Dの現状
- 5.ITERダイバータの製作状況とタングステンダイバータの工学課題(核融合プラズマおよびダイバータにおけるタングステン研究の進展と課題)
- プラズマ対向壁としての材料
- 高フラックス入射流による核融合炉壁候補材料表面の損耗閾値の評価とその応用
- 高フラックス入射流による核融合炉壁候補材料表面の損耗閾値の評価とその応用