トカマクにおけるヘリウム灰研究の現状
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
In case of DT fusion reactor, 3.5MeV α particles are produced and thermalized in core plasma. The thermalized α particle is called as helium ash. This helium ash has limit of concentration. Therefore, pumping and control of the helium ash are crucial problem. In this review, pumping and control of helium ash in tokamak experiments are presented. Also, status of research and development on helium ash studies are described.
- 社団法人プラズマ・核融合学会の論文
- 1993-05-25
著者
関連論文
- 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)
- IFMIF液体金属リチウムターゲット流に関する実験研究
- 3. ターゲット系の開発(国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計と開発の現状)
- 核融合ブランケットを創る
- 26aB15P IFMIFリチウムターゲットのLi純化系、遠隔操作装置、計測系の設計(真空・第一壁・材料)
- トカマクにおけるヘリウム灰研究の現状
- 25aB19P IFMIFターゲット背面壁での低放射化フェライト鋼のトリチウム透過挙動評価(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 29pA06P 核融合炉開発のための中性子源技術(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 31a-W-8 高加熱密度プラスマと壁との和互作用
- 2a-TH-7 JT-60におけるNBI Hモード
- 第7章 燃料給気・排気技術の開発 7.3 燃料給気技術の開発
- 第7章 燃料給気・排気技術の開発 7.2 真空排気技術の開発
- 第7章 燃料給気・排気技術の開発 7.1 概要
- 燃料供給・排気システム
- JT-60真空容器壁の建設段階の清浄化処理
- 30pB28P IFMIFターゲット背面壁の熱構造解析(真空・第一壁・材料)
- 30pB27P IFMIFリチウムループにおけるベリリウム-7挙動と線量評価(真空・第一壁・材料)