26aB05P JT-60における排気ガス分析(真空・第一壁・材料)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 社団法人プラズマ・核融合学会の論文
- 2002-11-20
著者
-
小西 哲之
京都大学エネルギー理工学研究所
-
西 正孝
日本原子力研究所那珂研究所
-
宮 直之
原研那珂
-
中村 博文
日本原子力研究所那珂研究所
-
宮 直之
日本原子力研究開発機構
-
新井 貴
原研那珂研
-
西 正孝
原研
-
西 正孝
日本原子力研究所トリチウム工学研究室
-
西 正孝
原研那珂研究所iter業務推進室
-
西 正孝
日本原子力研究所
-
西 正孝
原研那珂
-
西 正孝
日本原子力研究所那珂研究所 核融合研究部
-
神永 敦嗣
原研那珂
-
堀川 豊彦
原研那珂
-
小西 哲之
原研那珂
-
中村 博文
原研那珂
-
小西 哲之
京大エネ研
-
小西 哲之
京大エネ理工研
-
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
-
神永 敦嗣
日本原子力研究所那珂研究所
-
新井 貴
原研那珂
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)
- 4.4.2 SiCと液体ブランケットの共存性問題(4.4 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料),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)
- 7.トリチウムの透過漏洩と汚染・除染(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料) SiCと液体ブランケットの共存性問題 (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)
- 核反応分析を用いたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体分布測定
- 23aB02 核反応分析を用いたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の軽元素分布測定(真空・第一壁, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 核融合ブランケットを創る
- 28aA27P スクリュウ管を用いた直接冷却ダイバータの熱伝達特性(トカマク/炉設計・炉システム/新概念)
- 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
- 23aB07P JT-60Uで重水素放電に曝された炭素タイル中水素同位体蓄積量評価(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 23aB04P JT-60U内側ダイバータにおける水素同位体および再堆積層分布(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 25aB01P JT-60開放型ダイバータで軽水素放電に曝された黒鉛タイルからの水素熱放出(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 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
- 核融合環境に於ける電気設備 (その10)耐高磁場照明設備の研究開発
- 核融合環境に於ける電気設備 (その9)高磁場中に於ける照明器具の点灯実験
- 核融合用超電導コイルの研究開発の最近
- 26aB05P JT-60における排気ガス分析(真空・第一壁・材料)
- 超電導機器における過渡熱伝達問題
- 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
- 核融合炉トリチウム燃料システム開発 : 日米協力14年間の成果
- 28aA01 トリチウム燃料システム開発 : 日米協力14年間の成果(計測、炉設計)
- 第6回トリチウム科学技術国際会議
- 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
- CSインサート・コイルの完成
- ITER計画におけるNb_3Sn超電導線の高性能化及び大型化
- 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
- ITER用内部拡散法Nb_3Sn量産素線の開発
- 市民と専門家の原子力安全に対する視点の違い : 東海村におけるリスクコミュニケーション活動の実践から
- JT-60共同研究の進展(プロジェクトレビュー)
- 26aB33P 原研における発電実証プラントの設計検討(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)
- CSインサート・コイルの設計
- ITER・CSモデル・コイルの設計(VI) : CSインサート・コイル
- 23aB01P JT-60U加熱放電時のトリチウム排出特性についての考察(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 3.ブランケット機能材料(核融合炉環境に耐える機能材料の開発)
- 5. 魅力ある実用化を目指した先進的技術課題(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-)
- 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)
- パンケーキ巻線方式による中心ソレノイド・コイルの設計
- 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
- 28aA08P 高速動作ゲートバルブの開発(トカマク/炉設計・炉システム/新概念)
- JT-60Uにおける遠心加速方式ペレット入射装置の開発
- 27pB03P 低速ペレットの射出特性(トカマク1)
- 核融合エネルギー研究の現状と将来
- 放電を利用した水素同位体の除去
- 25pB05 慣性静電閉じ込め核融合における陰極-陽極間距離の影響(プラズマ応用, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 23aB03P JT-60Uダイバータ領域の再堆積層における水素同位体深さ方向分布(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- ブロンズ法によるITER用低交流損失・高臨界電流密度Nb_3Sn素線の開発と量産
- ITER-CSモデル・コイル用Nb_3Sn素線の量産
- JT-60U第一壁におけるトリチウム分布
- 座談会 : 核融合エネルギーへの期待 : ITERから実用炉に向けて
- 23aB10P JT-60Uにおける炭素再堆積層の柱状組織とその成因(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 29pA05P JT-60U使用済み黒鉛タイルの再堆積膜分析(加熱/炉設計)
- 25aB04P 四重極型SIMSを用いた^C検出のための^CH分子イオンの除去の検討(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 25aB02P JT-60U黒鉛タイルの表面分析とボロンの分布評価II(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 26aB04P JT-60Uダイバータアーマタイル上再堆積膜の分析(真空・第一壁・材料)
- 26aB03P XPSによるJT-60U黒鉛タイルの表面分析とボロンの分布評価(真空・第一壁・材料)
- BIXS法によるトリチウム分圧の測定(I): 水素同位体の全圧依存性
- 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
- ITER用Ta添加型ブロンズ法Nb_3Sn素線の開発と量産
- 日本における国際熱核融合炉(ITER)用Nb_3Sn素線の開発
- 29p-A-5 Doublet III ダイバータ実験 II (NBI加熱時の放射冷却によるダイバー板熱負荷の低減)
- 28pB07 JT-60Uプラズマ対向壁黒鉛タイルへの高速トリトンの入射(真空・第一壁・材料)
- Tritium Areal Distribution on Graphite Tiles of JT-60U Divertor by Imaging Plate Technique
- 29pA06P JT-60使用済みダイバータ黒鉛タイルへ収着されたトリチウム分布(加熱/炉設計)
- 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-)
- 2F03 公的研究開発施策の政策効果分析 : 学際的統合研究展開の必要性((ホットイシュー) 次の学際・融合研究に向けて (4), 第20回年次学術大会講演要旨集II)
- エネルギー変換を行い, 燃料を生産するブランケット
- 革新的エネルギー核融合と未来の社会 (特集:新エネルギーの現状とその将来像)
- エネルギー実現に向けて動き出した核融合研究--ITER時代のわが国の戦略は? (特集 核融合研究の行方)
- 蒸発法によるNb_3Sn超電導素線交流損失測定
- ITER-CSモデル・コイルの設計(IV) : ジョイント設計
- ITERにおけるブランケット研究開発
- 核融合関連材料と水素
- 23aB02P JT-60Uプラズマ対向壁表面及び対向壁周辺のトリチウム表面分布(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- JT-60 におけるトリチウム管理
- 336 接合条件の検討 : Nb_3Sn超電導導体の固相接合(第1報)
- 27pB13P JT-60ダイバータタイル上のベリリウム分布(トカマク1)
- Ti-6Al-4V接合材料の強度に与える中性子照射効果
- 第23回IEEE核融合工学シンポジウム
- 核融合のある社会
- 核融合プラズマ装置炉内水素同位体の除去 : 真空容器排気分析と軽元素の挙動
- S404 ITERテストブランケットモジュールの検討 : 4) Li-Pb増殖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)
- 1 趣旨説明(シンポジウムIV : 核融合エネルギーの社会、環境、経済適合性)
- CSモデル・コイル用導体製作の現状
- ITER-CSモデル・コイルの設計(I) : 全体設計
- 強制冷却導体
- 第二種超伝導体
- 核融合とトリチウムの安全 : 放射線影響学会ワークショップ「核融合とトリチウム」より-第1回
- 30aA14P JT-60U真空容器排ガス分析と酸素挙動(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)
- トリチウムシステム
- 構造的に正しいLEGO版ITERをめざして(会員の声)