7. 安全性 (<特集>核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し II)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
A number of safety features of fusion reactors as compared with fission reactors have been clarified. Utilizing these safety features, the measures to achieve a significantly safe fusion reactor emphasizing the radioactive material confinement, are described. The results of the safety analysis of ITER, which is the most well defined fusion reactor, show that the safety of ITER is clearly secured. Based on the results, the way to further improve the safety in fusion power reactors is shown.
- 社団法人プラズマ・核融合学会の論文
- 1998-08-25
著者
関連論文
- 総合討論
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 5 プラズマと対向機器過渡解析コード
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 4 ダスト除去システムの概念検討
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 3 冷却材侵入事象(ICE)実験
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 2 LOVA実験
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 1 我が国におけるITER安全R&D
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発
- 核融合炉の真空破断事象予備実験
- 分解修理簡素化を目指した核融合動力炉「DREAMトカマク」
- 核融合動力炉DREAM炉の概念設計--炉本体構造と遠隔保守
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.6 まとめ
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.5 崩壊熱測定
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.4 プラズマと対向機器過渡解析コード
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.3 ダスト除去系概念構築と原理実証試験
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.2 真空容器内伝熱流動事象予備実験とコード検証
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.1 概要
- 炭化ケイ素系複合材料の力学的特性の評価
- 第11章 安全性に関する研究開発 (特集 ITER工学R&Dにおける成果)
- 2. 核融合炉における核設計( 中性子工学I)
- 核融合炉ブランケット構成のトリチウム増殖比への影響 (核融合新技術)
- 総合討論
- 2.磁場核融合実用炉の設計(実用炉の成立と材料技術I)
- 2. トカマク実験 : 第17回IAEA核融合エネルギー会議
- 5. 炉工学, ITER : 第17回IAEA核融合エネルギー会議
- 核融合炉システムの安全評価
- 15. 欧州におけるトカマク核融合炉設計 : SEAFP/SEAL (核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し III)
- 7. 安全性 (核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し II)
- 1.核融合施設における安全解析研究の現状(核融合施設における安全解析)
- 核融合炉の安全性と社会受容性 (特集 核融合研究)
- ITER-7-工学設計(安全性,プラント)
- 核融合炉ニュ-トロニクスと計算法