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
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 1999-05-01
著者
関連論文
- 核融合ブランケットを創る
- 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)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(II)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(I)
- 核融合実験炉アーマタイルのIn-situろう接補修技術に関する基礎的研究
- 25aB02 発電実証プラント用プラズマ対向機器のためのタングステンと低放射化鋼接合技術の開発(真空・第一壁・材料)
- 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
- 29aA07 原研における超臨界圧水冷却固体増殖方式ブランケットの開発(プラズマ加熱・炉設計)
- 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)
- ITERテストブランケット開発の現状
- ITER テストブランケット開発の現状
- 熱泳動力を用いた核融合炉内放射化ダスト回収法の可能性
- 第20回IAEA核融合エネルギー会議
- 25aB12P タングステン粉末の重水素吸収特性(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 核融合炉工学技術をめぐる世界の動向 : 第7回国際核融合炉工学技術シンポジウム(ISFNT-7)より
- 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
- ITERと発電実証・商業炉への展望
- 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
- 438 黒鉛材料と銅の銀レス接合 第2報 : 銅のアルミ接合
- 437 黒鉛材料と銅の銀レス接合 第1報 : 黒鉛材料のメタライズ
- 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
- 5. ITERのプラズマ対向材料研究( 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)
- 中性子ラジオグラフィによる核融合実験炉用ダイバータターゲットプレートモデルの非破壊検査
- B_4C転化材および黒鉛の水素リテンション特性
- JT-60黒鉛ダイバータ板の表面特性
- 4. 発電プラント開発における工学・材料(2050年にトカマク型実用核融合プラントを稼動させるために-ITERの役割とその後の展開-)
- 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
- ITERにおけるブランケット研究開発
- 7.ダイバータ板での損耗・再堆積(プラズマ対向面での損耗・再堆積研究の進展)
- 核融合炉ダイバータ用炭素繊維複合材/銅接合材のガス放出特性
- カーボンダストの重水素保持特性(II) - 結晶構造と形状の影響 -
- 29pA27P カーボンダストの重水素吸収特性(II) : 重水素吸収量に及ぼす結晶性状の影響(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- S401 ITERテストブランケット・モジュールの概要(ITERテストブランケットモジュールの検討, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 平成15年度日本原子力学会北関東支部オープンスクール実施報告
- 平成14年度北関東支部オープンスクール実地報告
- 核融合炉ダイバータターゲットプレート接合部の機械的特性に与える照射効果
- 赤外線放射温度計による核融合炉ダイバータ構造物接合不良部の可視化診断に関する研究 (可視化診断に与える加熱法の影響)
- 7.プラズマ対向材料の***ージョン特性(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- 核融合炉壁機器のろう付 (特集 最近のろう付の適用)
- 5.高Z材の開発状況(プラズマ対向壁としての高Z材)
- 炭素繊維/炭素複合材と銅合金との接合
- 1. はじめに( 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)
- 1.トピックスA : 第一壁,ダイバータおよび真空システム : 18th Symposiumon on Fusion Technology(SOFT)報告
- 5.材料の有する限界と今後の展望 : 5.3プラズマ対向材料(実用炉の成立と材料技術II)
- カーボンダストの重水素保持特性
- 26pA20p カーボンダストの重水素インベントリー(プラズマ基礎/壁相互作用)
- プラズマ対向機器開発の現状 (核融合炉の原理と実用化) -- (核融合炉の研究開発と国際協力)
- 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)
- EB-Mo, Wの核融合炉適用シミュレーション高熱負荷試験
- タングステン被覆低放射化フェライト・マルテンサイト鋼の材料特性
- プラズマ対向壁としての材料
- 6. 工学設計概要
- 国際熱核融合実験炉におけるダイバータ危機の開発
- 29aB15P タングステンの光反射率に及ぼす水素及びヘリウムビーム照射効果(真空・第一壁・材料)
- 28pB05 ヘリウム予注入されたタングステンのパルス高熱負荷による損傷(真空・第一壁・材料)
- 30pB25P ブランケット増殖材,Li_2Ti0_3の重水素保持説離挙動(真空・第一壁・材料)
- 30pB09P アーク放電で作製したカーボンダストの水素およびヘリウムリテンション(真空・第一壁・材料)
- 30pB05P 表面損傷を与えた低放射化フェライト鋼の燃料水素リテンション(真空・第一壁・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
- 1.核融合炉における高熱負荷機器と条件(核融合炉における伝熱・流動の諸問題)
- 核融合炉工学技術の開発
- 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