1. はじめに (<小特集>核融合炉内外におけるトリチウムのメインテナンスと廃棄物処理)
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
- 2000-10-25
著者
関連論文
- 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)
- 3.燃料システム内トリチウム挙動(核融合炉内外におけるトリチウムの挙動)
- 第17期日本学術会議核科学総合研究連絡委員会核融合専門委員会報告(平成12年5月29日)核融合炉工学の再構築と体系化について
- FRC/DD-^3He アドバンス炉の概念
- ブランケット工学の最前線
- 施設におけるトリチウム水の気液間移行挙動 (「トリチウム安全理工学」専門研究会報告書)
- 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
- 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)
- パラジウム充填層を用いた1,2,3,4塔システムによる水素同位体分離の実験的比較
- 減圧下の水平冷却面上における結霜成長
- 液体Li,Li-Pd,溶融塩ブランケットからのトリチウム回収
- 材料表面のトリチウムの挙動に与える水蒸気の影響
- S702 固体ブランケット内におけるトリチウム移行挙動(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)
- 2 ITERに向けた核融合炉燃料システムにおけるトリチウム動態(シンポジウムIII : 核融合炉内外におけるトリチウム動態)
- 水素同位体分離研究の現状
- トリチウムから見た核融合炉の成立性
- Isotope Effect in Hydrogen Isotope Exchange Reaction on First Wall Materials
- Isotope Exchange Capacity on Li_4SiO_4 and Comparison of Tritium Inventory in Various Solid Breeder Blankets
- 水素エネルギーシステムの開発課題と現状
- 1. はじめに (核融合炉内外におけるトリチウムのメインテナンスと廃棄物処理)
- II-5 D-^3He炉におけるトリチウム
- 8. D-^3He核融合の燃料システム( D-^3He核融合とその開発課題)
- 5.トリチウムの安全取扱技術(核融合炉でのトリチウム技術開発)
- トリチウムの研究課題 (磁気閉じ込め核融合炉の実現と支える先駆技術) -- (燃料サイクルとブランケット)
- 01aB04 高速点火レーザー核融合炉KOYO-Fの概念設計3,炉システム/燃料系(新概念、炉設計)
- 2.D-T核融合炉のトリチウム(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- RV-1 核融合エネルギー開発に関わる水素製造とトリチウム研究の展望