1.プロジェクトのねらいと進め方(日米科学技術協力事業JUPITER-IIプロジェクト)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 2009-05-25
著者
-
香山 晃
京都大学エネルギー理工学研究所
-
阿部 勝憲
八戸工業大学工学部機械情報技術学科
-
難波 忠清
核融合科学研究所
-
田中 知
東京大学工学部システム量子工学科
-
阿部 勝憲
八戸工業大学
-
田中 知
東京大学工学系研究科
関連論文
- 低放射化フェライト鋼のクリープ中の硬さ変化へのブロック粒界および粒内強度の寄与
- 低放射化フェライト鋼のクリープ特性評価
- SP試験法による低放射化フェライト鋼の高温引張特性評価
- SPクリープ試験法による低放射化フェライト鋼のクリープ特性評価
- 1.プロジェクトのねらいと進め方(日米科学技術協力事業JUPITER-IIプロジェクト)
- 29pA19P 高純度低放射化バナジウム合金(NIFS-HEAT-1)の延性脆性遷移特性と熱処理の最適化(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 29pA18P レビテーション溶解法を用いた低放射化核融合炉材料としてのV-4Cr-4Ti-Y,Si,Al合金の開発研究(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- アリルハイドライドポリカルボシラン(AHPCS)を用いたSiC/SiC複合材料の作製とその耐酸化特性
- 5-330 地域特色を活かした学科横断型原子力基礎教育(口頭発表論文,(23)地域貢献・地場産業との連携-III)
- 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)
- V. 核融合工学
- 黎明期・揺籃期(核融合の歴史を遺す座談会,核融合50周年記念「我が国における核融合の歴史と将来展望」)
- NdCl_3-NaCl二元系状態図
- 核融合研究と国際交流(核融合の歴史を遺す座談会,核融合50周年記念「我が国における核融合の歴史と将来展望」)
- 低放射化鋼の疲労破壊起点組織に対する照射効果
- 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
- 成長期(核融合の歴史を遺す座談会,核融合50周年記念「我が国における核融合の歴史と将来展望」)
- 気相浸透反応法による高強度 Sic/Sic 複合材料の開発
- 19th Symposium on Fusion Technology(SOFT)報告 : 国際会議報告
- 概要(核融合の歴史を遺す座談会,核融合50周年記念「我が国における核融合の歴史と将来展望」)
- 核融合研究アーカイブズ
- 29pYW-3 我が国の大学における核融合研究に関する資料調査
- 7-216 エネルギー立地地域の工業大学における体験研修を含む原子力基礎教育((20)産学連携教育-III,口頭発表論文)
- 核融合炉構造材料用SiC/SiC複合材料開発
- ナノメカニクス接合解析技術とガス冷却高速炉用SiC/W接合部材の開発
- トリチウムと材料の相互作用
- 23aB23P 核融合炉用バナジウム合金とMHD絶縁被覆用セラミクス材との接合界面健全性評価(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 29pA26P 高純度低放射化V-4Cr-4Ti合金(NIFS-HEAT-1)の熱処理による機械的特性の変化(加熱/炉設計)
- 平織炭素繊維強化型炭素マトリックス複合材料の圧縮破壊過程における"その場"観察
- 核融合炉・次世代原子炉を担うセラミック複合材料
- 原子炉の寿命延長と溶接構造の評価(溶接学会第 6 回国際シンポジウム (6WS) の報告)
- 原子力ルネッサンス 大学におけるこれからの原子力工学研究の一提案
- 28aB06 低放射化フェライト鋼の核融合模擬環境下における材料挙動評価(プラズマ壁相互作用・材料)
- シンポジウムI : ITERの新しい展開 : 低コストオプションの設計
- 核融合炉工学研究開発の現状と将来展望に関する調査
- CLOSE UP 先端に、人 画期的な新製法でSiC/SiC複合材を開発、高耐性を生かし21世紀型材料として応用 京都大学 エネルギー理工学研究所 教授 香山晃
- 学会が本来, 果たすべきミッションを考え, それを実行する
- 29pA25P V-Cr-Ti系合金のCr添加による耐食性の向上(加熱/炉設計)
- シンポジウムIV : 材料照射用強力中性子源の実現にむけて
- ガス冷却炉用セラミック構造材料の開発
- 316L鋼に発生した応力腐食割れの亀裂先端におけるEDSマッピング
- 2 計画の進め方と概要(シンポジウムI : JUPITER計画による材料核融合R&D研究の成果と今後の展望)
- エネルギー材料としてのSiC/SiC複合材料の開発
- 核融合材料照射研究の新しい展開
- 24aA4 核融合炉用構造材料としてのSiC/SiC複合材料開発(炉材料/壁相互作用)
- 核融合炉用低放射化材料開発の現状
- 1. 材料開発を如何に進めるか : 核融合炉材料の研究開発は今後如何にあるべきか : シンポジウム報告
- 28aB07 SiCの機械的性質に及ぼす中性子照射とHeイオン照射の影響(プラズマ壁相互作用・材料)
- 23aB17P 加速器により水素イオン注入したタングステンの機械的特性に及ぼす熱処理の影響(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 23aB15P タングステンの高温ブリスタリングに及ぼす結晶粒径の影響(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 26aB29P 先進SiC/SiC複合材料の微細組織および力学特性変化に及ぼすはじき出し損傷、H、Heの重畳効果の影響(真空・第一壁・材料)
- 29pA16P SiC/SiC複合材料におけるHeの挙動に関する研究(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 25pA22p 低放射化SiC/SiC複合材料用SiC繊維の機械的特性に及ぼす注入ヘリウムの影響(プラズマ基礎/炉材料)
- 29pA15P 核融合用SiC/SiC複合材料の中性子照射効果に及ぼす繊維特性の影響(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 23aYR-1 二つの荷電粒子ビームによる14MeV中性子照射のシュミレーション
- 「核融合特別研究」その後
- 7.まとめ(日米科学技術協力事業JUPITER-IIプロジェクト)
- SiC/SiC複合材の重水素リテンション
- 動力炉ブランケットの役割と条件
- 23aB18P SiC中のヘリウムの拡散挙動に及ぼす結晶粒界の影響(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 23aB13P 550℃で1000appmのHeを注入した低放射化フェライト鋼F82Hの衝撃特性(真空・第一壁・材料, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 26aB26P 高熱流束機器用高融点合金の機械的性質に及ぼす高温中性子照射効果(真空・第一壁・材料)
- 26aB25P 低放射化V-Cr-Ti系合金の耐食性・耐酸化性に及ぼすCr濃度の影響(真空・第一壁・材料)
- 26aB24P 耐食性低放射化バナジウム合金開発のための高Cr化とその機械的特性評価(真空・第一壁・材料)
- 京都大学エネルギー理工学研究所
- 次期日米協力計画における考え方(シンポジウムV : ブランケット研究の現状と展望)
- 講演会で議論された課題と今後の取り組み : 高レベル放射性廃棄物の処分問題解決へ向けて
- 核融合会議での考え方(シンポジウムV : ブランケット研究の現状と展望)
- C/C複合材料の最近の研究動向
- 諸住正太郎 先生 : 勲三等旭日中綬章 : 叙位・叙勲受賞のお知らせ
- I.JUPITER計画による核融合材料R&D研究の成果と今後の展望(■シンポジウム)(第18回年会報告)
- 8.トピックスH : 安全性,環境および炉システム : 18th Symposiumon on Fusion Technology(SOFT)報告
- 5.トピックスE : 燃料サイクルとトリチウム処理システム : 18th Symposiumon on Fusion Technology(SOFT)報告
- 特集にあたって 核融合エネルギー開発の現状と今後 (特集 核融合炉材料研究の最新の現状と課題)
- P-02 八戸工業大学における原子力基礎教育((02)専門科目の講義・演習,ポスター発表)
- 原子力プラントにおける洗浄・除染技術の動向に関する調査
- 30pB23P 核融合炉用SiC/SiC複合材料の耐酸化特性(真空・第一壁・材料)
- 30pB16P ヘリウム注入したタングステンの剥離その場観察(真空・第一壁・材料)
- 30pB15P 高熱流束機器用W合金における材料内部のHe挙動に及ぼす微細組織の影響(真空・第一壁・材料)
- C/C複合材料の最近の研究動向
- 核融合炉工学入門-5-(2)核融合炉の基礎工学--トリチウム工学,燃料サイクル
- 3-4 炉工学から見た核融合炉の課題 : 3. シンポジウム : 第2回核融合エネルギー連合講演会
- Desorption behavior of tritium from metals and glass.
- 石英からのカオリナイト粒子脱離に及ぼす pH とイオン強度の影響
- ベントナイト中における Am のコロイド形成