IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 3 トリチウム安全工学
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 1997-06-01
著者
-
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
-
大平 茂
日本原子力研究開発機構
-
榎枝 幹男
日本原子力研究開発機構
-
奥野 健二
静岡大学理学部付属放射科学試験施設
-
大平 茂
原研トリチウム研
-
大平 茂
日本原子力研究所
-
奥野 健二
静岡大学理学部附属放射科学研究施設
-
林 巧
日本原子力研究所
-
奥野 健二
日本原子力研究所那珂研究所
-
小西 哲之
日本原子力研究所那珂研究所
-
山西 俊彦
日本原子力研究所那珂研究所
-
小西 哲之
原研
-
小西 哲之
Institute Of Advanced Energy Kyoto University
-
林 巧
日本原子力研究開発機構
-
奥野 健二
静岡大学
-
小西 哲之
日本原子力研究所
-
榎枝 幹男
日本原子力研究所
関連論文
- 3.大量トリチウム取り扱いに関わる研究成果(2) : 核融合炉燃料システムの構築に向けて,日米協力の進展(大量トリチウム取り扱い技術開発30年の成果と今後の課題)
- 3.国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 6.まとめ(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 2.幅広いアプローチ(BA)活動の概要(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 2.大量トリチウムの取り扱いに関わる研究成果(1) : トリチウムの閉じ込め,安全取り扱い実績の積み重ね(大量トリチウム取り扱い技術開発30年の成果と今後の課題)
- 4.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(大量トリチウム取り扱い技術開発30年の成果と今後の課題)
- 大量トリチウム取り扱い技術開発30年の成果と今後の課題(4)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
- 6.トリチウムの閉じ込めに関わる高濃度トリチウム水および有機物の化学的現象の解明(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- 4.核融合炉ブランケット材中のトリチウム移動現象解明と新規回収プロセス開発の研究(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- 2.2 ブランケットの伝熱流動(2.核融合炉における熱流体工学の基礎,核融合炉の除熱技術〜実用から先進技術まで〜)
- 7.極低濃度および高濃度トリチウム量を知る(トリチウムの挙動を知る)
- ITER工学設計活動報告
- JT-60UにおけるW型ダイバータタイル中の軽水素および重水素蓄積挙動と損耗・再堆積分布
- ホウ素薄膜からのトリチウム脱離挙動に対するヘリウムの予照射効果
- 3.2 テストブランケットモジュールにおける伝熱流動の問題(3.核融合炉における熱流体工学の実際,核融合炉の除熱技術〜実用から先進技術まで〜)
- 日本原子力研究所トリチウムプロセス研究棟(TPL)におけるトリチウムの計量管理 : 15年間の実績と研究開発
- 核融合炉のトリチウム安全取扱技術の向上を目指したバイオ技術を用いたトリチウム除去法の開発
- S704 核融合炉トリチウムプラントにおけるトリチウムの挙動に関する研究(核融合炉環境におけるトリチウム挙動とリサイクル技術, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 核融合炉におけるトリチウム・システムITERのプラント設計を可能にした技術の進歩と今後の課題
- 核融合炉規模での室内トリチウム除去実証試験について--日米協力による共同試験
- 日本原子力研究所那珂研究所核融合工学部トリチウム工学研究室
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.6 まとめ
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.5 プラズマ対向材料のトリチウム滞留・透過研究
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.4 安全性向上技術開発
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.3 プラズマ排ガス処理技術開発
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.2 ITER工学R&Dの下における研究開発項目
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.1 ITERの燃料サイクルの概要
- 大量トリチウムの取り扱いに関わる研究成果 (1) : トリチウムの閉じ込め, 安全取り扱い実績の積み重ね
- 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
- 核融合炉・ブランケットの現状と課題 : 耐熱と燃料増殖の両立性(NP3 新型炉技術)
- 大量トリチウム取り扱いに関わる研究成果 (2) : 核融合炉燃料システムの構築に向けて, 日米協力の進展
- 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)
- 幅広いアプローチ (BA) 活動の概要
- 5.材料中のトリチウムの化学状態を知る(トリチウムの挙動を知る)
- 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)
- 29pA31P 紫外線レーザーによる水素同位体除去性能の評価(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 第6章 トリチウム技術の開発 (特集 ITER工学R&Dにおける成果)
- V. 安全管理とモニタリング V-2 廃棄物管理および処理技術
- V. 安全管理とモニタリング V-1 安全取扱技術
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 3 トリチウム安全工学
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 2 トリチウム燃料サイクル開発
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 1 はじめに
- 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)
- 第21回IAEA核融合エネルギー会議
- 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
- ITER計画とBA活動の現状
- 23aB05P 中性子照射したLiAlO_2中に生成する照射欠陥の消滅挙動とそのトリチウム放出挙動との相関性に関する研究(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 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
- 2B2-I4 HLW地層処分地選定に関する日本型合意形成モデルの構築(4) : 一般公衆への社会的受容に関するゲームの開発(社会の中の科学・技術とその教育を考える-放射性廃棄物の処理問題での合意形成に焦点を当てて-,自主企画課題研究,次世代の科学力を育てる-社会とのグラウンディングを求めて-)
- 核融合炉内外におけるトリチウム動態
- 触媒金属を担持させたセラミック増殖材からのトリチウム放出率の増加
- 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
- 1.はじめに(トリチウムの挙動を知る)
- 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
- 6.日米プロジェクトの新しい展開 : TITAN計画(日米科学技術協力事業JUPITER-IIプロジェクト)
- 低誘導放射化フェライト鋼F82Hのガス放出特性
- 4.7 トリチウム,ブランケット(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)
- 27pB02P ITER-FEATの安全解析(トカマク1)
- 27pB01P ITERの安全確保の基本的な考え方(トカマク1)
- よくわかる核融合炉のしくみ : 第11回 核融合炉の安全性
- 界面初期欠陥を有するITER用第一壁の亀裂進展の評価
- 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
- 第21回年会報告
- 5.作業環境中のトリチウム挙動(核融合炉内外におけるトリチウムの挙動)
- エネルギー変換を行い, 燃料を生産するブランケット
- S402 ITERテストブランケットモジュールの検討 : 2. 固体増殖、水冷却ブランケットの検討(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)
- 6. 低誘導放射化フェライト鋼を用いた原型炉用ブランケットの設計と今後の開発課題 : 低誘導放射化フェライト鋼の開発と核融合装置への応用
- 3. 低誘導放射化フェライト鋼によるブランケット構造体製作技術開発 : 低誘導放射化フェライト鋼の開発と核融合装置への応用
- 4.核融合燃料プロセス系の安全解析(核融合施設における安全解析)
- 第22回核融合工学シンポジウム(SOFT)
- 先進発電方式 核融合
- 9. 核融合とトリチウム管理 (核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し II)
- IFMIFの概念設計III-5安全性
- エネルギー市場における核融合の経済効果 : 4.1 核融合導入による経済的インパクト
- はじめに : ブランケットを取り巻く諸問題
- 核融合動力プラントの安全性についての考察
- 6. 一般講演 (ポスター発表) : 6.8 トリチウム (第3回核融合エネルギー連合講演会「21世紀が求めるエネルギー」)
- はじめに(核融合炉内外におけるトリチウムの挙動)
- 7.トリチウム検出技術と定量評価(炉壁材料分析技術VI)
- 核融合炉燃料循環システム(TSTA)実証試験
- 1.トリチウム精製循環技術(核融合炉でのトリチウム技術開発)
- はじめに(核融合炉でのトリチウム技術開発)
- ITER におけるトリチウムの安全取り扱いに向けた設計の考え方
- 核融合炉のためのトリチウム確保(2) : 核融合炉のための大量トリチウム輸送について
- 動力炉ブランケット設計
- 2.低放射化フェライト鋼開発目標 : 核融合ブランケットへの適用(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 核融合炉燃料システムにおける水素吸藏合金によるトリチウム貯蔵と計量
- 低放射化フェライト鋼開発目標 : 核融合ブランケットへの適用
- ITER用遮蔽ブランケットの製作技術開発
- 「第五福竜丸事件」と放射線教育への取り組み
- 30aA13P 非誘導電流駆動プラズマにおけるマイナー・ディスラプション挙動(トカマクI)
- 5.トリチウムシステム(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- 9.核融合炉工学(JT-60SAリサーチプラン,研究最前線)
- Tritium Measurement Techniques for Evaluation of Tritium Migration in Fusion Reactor Materials
- トリチウムシステム