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

スポンサーリンク

概要

• 論文の詳細を見る
• 2011-03-25

著者

• 谷川 尚

  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

• 谷川 博康

  日本原子力研究開発機構

関連論文

• 4.国際核融合エネルギー研究センター事業(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
• 4.1 水冷却固体増殖ブランケットにおける共存性研究(4.共存性研究の最前線,核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)
• 2.ブランケットにおける共存性の課題(核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)
• 水冷却固体増殖ブランケットにおける共存性研究 (小特集 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性) -- (共存性研究の最前線)
• 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〜)
• 低放射化フェライト鋼のクリープ特性評価
• SP試験法による低放射化フェライト鋼の高温引張特性評価
• 低放射化フェライト鋼F82Hとオーステナイト系ステンレス鋼の重ね異材摩擦攪拌接合
• ITER用TBMにおける冷却チャンネルが溶接残留応力に及ぼす影響
• ITER工学設計活動報告
• 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〜)
• 25aB21P イオン照射されたヘリウム生成模擬用フェライト鋼(Ni添加F82H)の硬度評価(真空・第一壁・材料,炉設計)
• 28pB05 酸化物分散強化(ODS)低放射化フェライト鋼板材の製作法開発(真空・第一壁・材料)
• 低放射化鋼の疲労破壊起点組織に対する照射効果
• 29pA30P 低放射化フェライト鋼の疲労特性に及ぼす中性子照射及び核変換ヘリウムの効果(加熱/炉設計)
• 29pA02P 低放射化鉄鋼材料における疲労特性と微細組織の研究(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
• 熱弾塑性解析によるITER用TBMにおける冷却チャンネルの形状に関する検討
• 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)
• 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)
• 微小試験片を用いた破壊靭性評価法に関する解析的考察 : マスターカーブ法の活用
• 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
• 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
• 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)
• 界面初期欠陥を有するITER用第一壁の亀裂進展の評価
• 4.加速粒子による核融合炉材料照射研究(核融合材料照射研究の新しい展開)
• 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)
• 低放射化フェライト鋼における介在物と衝撃特性に及ぼすエレクトロスラグ再溶解の影響
• 低放射化フェライト鋼の介在物形成に及ぼすTiの影響
• 魅力的な核融合炉にむけた構造材料開発
• 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 (小特集 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)
• IEA核融合炉材料開発国際シンポジウムについて計算機材料科学とIFMIFの意義
• 照射された低放射化フェライト鋼の引張強度特性-硬さの相関
• HFIR照射された低放射化フェライト鋼の照射下クリープ挙動
• 5.1 ブランケットと熱変換システム(第5章 炉工学技術に関する基盤と課題,テキスト核融合炉 トカマク炉設計と,その基礎となる炉心プラズマ物理,炉工学技術)
• 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)
• 4.低放射化フェライト鋼接合技術の現状と課題(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)
• 5.低放射化フェライト鋼における核融合中性子照射効果(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)
• 3.低放射化フェライト鋼製造技術の現状と課題(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)
• PWHTによるTBM第一壁-側壁溶接部の残留応力緩和に関する解析的検討
• 1608 14MeV中性子照射材の評価に向けた微小疲労試験技術開発の現状(OS16-3 核融合炉-多種多様な力学的環境における強度・設計問題)
• 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
• 核融合炉用低放射化フェライト鋼の引張強度特性に及ぼす微小試験片形状の影響
• 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)
• 29aB22P ITER-テストブランケット・モジュールの製作工程における材料課題(真空・第一壁・材料)
• 第15回若手科学者によるプラズマ研究会
• 低放射化フェライト鋼
• 9.核融合炉工学(JT-60SAリサーチプラン,研究最前線)
• 若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価(研究最前線)
• 若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価

もっと見る 閉じる

スポンサーリンク