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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 | 論文
- 7. プラズマ対向材料におけるトリチウム研究( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- F82H鋼のトリチウム透過挙動--トリチウム水蒸気の増殖材パージガスから冷却材への透過
- トリチウム安全性試験装置(CATS)を用いた室内でのトリチウム挙動 (「水素同位体の環境移行機構」京都大学原子炉実験所専門研究会報告(平成11年))
- トリチウム研究拠点の確保 : 施設の保守・更新,人材の確保,新たな拠点建設をめざして
- 第7回核融合エネルギー連合講演会 : 核融合は地球を救えるか
- 6. 炉チェンバー・炉システム設計(高速点火レーザー核融合発電プラント(KOYO-Fast)の概念設計)
- トリチウム挙動シミュレーションコード(TBEHAVIOR)の実規模トリチウムハンドリング建屋への適用性
- RF-放電重水素プラズマの解離度測定とニッケル膜中のプラズマ駆動透過の律速過程
- プラズマ駆動透過実験装置の製作と重水素プラズマのニッケル膜透過挙動
- 第8回 トリチウムを扱う燃料循環システム : 気体状トリチウム燃料の取扱い技術
- 核融合炉トリチウム水処理システムの研究開発動向
- トリチウム安全性試験装置を用いた核融合炉のトリチウム安全性確証試験
- Simulation of Tritium Behavior after Intended Tritium Release in Ventilated Room
- 日本原子力研究所トリチウムプロセス研究棟 (TPL) のトリチウム安全取り扱い技術に関する実績
- A Steady-state Simulation Model of Gas Separation System by Hollow-filament Type Membrane Module
- Influence of Framework Silica-to-Alumina Ratio on the Tritiated Water Adsorption and Desorption Characteristics of NaX and NaY Zeolites
- Design Study of Feasible Water Detritiation Systems for Fusion Reactor of ITER Scale
- Durability of Irradiated Polymers in Solid-Polymer-Electrolyte Water Electrolyzer
- 4.11 関連研究(4.ポスター講演,第7回核融合エネルギー連合講演会-核融合は地球を救えるか-報告,本会記事)
- 2 ITERに向けた核融合炉燃料システムにおけるトリチウム動態(シンポジウムIII : 核融合炉内外におけるトリチウム動態)