26pC17p 核融合実験炉真空容器におけるLBB概念の適用性(計測/炉設計)
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
- 1999-11-20
著者
-
渋井 正直
(株)東芝
-
多田 栄介
原研
-
多田 栄介
日本原子力研究所那珂研究所
-
高橋 弘行
日本原子力研究所
-
渋井 正直
東芝
-
高橋 弘行
原研那珂
-
中平 昌隆
原研那珂
-
中平 昌隆
原研
-
中平 昌隆
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門iterトカマク本体開発グループ
-
鈴木 信久
東芝
関連論文
- 29pUD-4 RT-1実験装置の建設(29pUD 核融合プラズマ(輸送・閉じ込め特性),領域2(プラズマ基礎・プラズマ科学・核融合プラズマ・プラズマ宇宙物理))
- 28aB22P コンパクトITERの工学設計 : 高フルーエンス化に対応したブランケット構造(加熱/炉設計)
- 25aB9 RC-ITERトカマク本体の動的応答解析(プラズマ基礎/炉設計)
- 核融合炉工学技術の開発
- ITER-6-工学設計概要
- 1106.核融合装置真空容器用板厚貫通電子ビーム溶接継手の強度
- 330 YAG-TIGハイブリッド溶接のコイルカバープレートへの適用(レーザーハイブリッド溶接)
- ITER(国際熱核融合実験炉)の構造と安全設計
- プラズマ閉じ込め装置(RT-1)用磁気浮上超電導マグネットの開発(2)
- プラズマ閉じ込め装置RT-1用磁気浮上超電導マグネットの開発 : 熱設計
- プラズマ閉じ込め装置(RT-1)用磁気浮上超電導マグネットの開発 : 高温超電導永久電流モードマグネット
- 345 4kW-YAGレーザによるSUS配管全姿勢溶接とその応用 : ITER冷却配管遠隔保守
- 27pA10P トカマク国内重点化装置の評価・検討 : ポロイダル磁場コイル支持構造(トカマク、加熱、電源・マグネット超伝導技術、炉設計)
- 216 核融合炉遠隔プラズマ切断システムの開発(第1報)
- 4.遠隔保守用ツールおよび機器の開発(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 大出力YAGレーザ溶接技術(第2報) -単一光学系による異径配管の溶接-
- ITER用YAGレーザ切断・溶接システムの開発
- 21517 建屋3次元免震装置の開発 : その4 3次元免震装置の疲労試験
- 核融合炉機器の遠隔保守に関する開発の現状
- 26aB40P ITER真空容器の独立支持脚の設計(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)
- 26pC12p ITER用キャスク型ブランケット保守装置の設計(計測/炉設計)
- 26pC11p ITERポート内機器保守装置の設計(計測/炉設計)
- 21611 高面圧鉛入積層ゴムの変形挙動 : 第1報 積層ゴムの断層撮影と特性評価
- 1.国際熱核融合実験炉(ITER)の遠隔保守(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 核融合実験炉 (ITER) 計画と遠隔保守技術
- 大重量物を扱うマニピュレータのための制御システムの開発(ITERブランケット遠隔保守ビークル型マニピュレータへの適用)
- セラミック被覆巻線を用いた耐高温・真空・放射線用 AC サーボモータの試作・試験 (II)
- V. 核融合工学
- 212 活性金属ろうによるグラファイトとモリブデンの接合(第1報)
- 26aB30P トカマク国内重点化装置におけるトロイダル磁場コイル巻線部の応力・歪み評価(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)
- トカマク国内重点化装置におけるトロイダル磁場コイル支持構造の評価・検討
- ITER の安定性と構造健全性の確保について
- 27pA06P トカマク国内重点化装置の評価・検討 : プラズマ対向機器基本検討(トカマク、加熱、電源・マグネット超伝導技術、炉設計)
- 26aB41P ITER真空容器の規格開発に関する基礎試験(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真空容器におけるき裂と水リーク量の相関ならびにトカマク型核融合固有の安全性評価(NP3 新型炉技術)
- 26pC17p 核融合実験炉真空容器におけるLBB概念の適用性(計測/炉設計)
- 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
- 核融合炉の動向
- 21248 縮小試験体による実機積層ゴムの特性推定に関する検討
- 21348 高面圧鉛入積層ゴムの変形挙動 : 第2報 積層ゴムの断層撮影と解析評価
- 225 1TER真空容器セクタモデルの溶接変形解析
- 117 核融合炉真空容器用溶接継手の疲労特性
- Cable-in-Conduit 型撚線導体の機械特性
- 325 アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の摩擦圧接 : 圧接部の継手特性について
- 731 SUS304 および 316 ステンレス鋼の極低温機械的性質におよぼす C ならびに N の影響(マルエージ鋼・極低温用鋼, 性質, 日本鉄鋼協会第 102 回(秋季)講演大会)
- 113 全姿勢狭開先TIG溶接の高能率化に関する研究(第2報) : ITER実規模真空容器現地溶接への適用
- IV. 工学R&Dの現状 4. 真空容器の開発
- 炉構造と遠隔保守 (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)
- 超電導コイルへの応用(超伝導とその応用)
- W07-(6) 国際熱核融合実験炉 (ITER) の安全上の特徴と保守技術
- はじめに(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 6. 工学設計概要
- 01pB05P トカマク国内重点化装置における超伝導コイルの設計の現状(電源、炉設計)
- 01pB10P ITER真空容器の製作性確認試験(電源、炉設計)
- 29aC13P ITERブランケット遠隔保守システム用シミュレータの構築(トカマクI)
- 01pB11P ITERブランケット自動交換のための計測・制御試験 : 位置決めターゲット形状の影響評価(電源、炉設計)
- 01pB09P プラグ溶接のITER真空容器への適用性評価(電源、炉設計)
- 01pB08P ITER真空容器の製作に関する開発検討(電源、炉設計)
- 核融合炉工学技術の開発
- ITERの安全性と構造健全性の確保について