3.ITERに向けたタングステンPWI研究の進展と課題(<小特集>核融合プラズマおよびダイバータにおけるタングステン研究の進展と課題)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
タングステンをITERで使用する場合の利点として,高融点である,スパッタ率が低い,水素同位体捕捉率が低いなどがあげられる.しかしながら,これらはあくまで初期特性であり,プラズマ壁相互作用(PWI)によって表面変質を受けた場合,不変とは言い難くなってくる.本章では表面変質を引き起こすPWIの中で近年特に重要と位置付けられている4つの課題,「Heプラズマによる金属材料の損傷」,「Mixed-material堆積層の形成による表面変質」,「中性子損傷とトリチウム蓄積」,「パルス熱負荷によるタングステンの溶融と亀裂の発生」を採り上げ,それらが共にITERを含めた核融合炉において,タングステン材料の寿命や熱伝導特性の劣化,炉心プラズマへの不純物放出,燃料粒子バランス,トリチウムインベントリーなどへどのように関わってくるのかについて紹介する.
- 2011-09-25
著者
関連論文
- 2.核融合炉内複雑環境におけるトリチウム蓄積挙動の実験的研究(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- レーザー核融合炉固体壁の熱的応答に関する研究
- レーザー核融合炉チェンバー液体第一壁の核融合エネルギーによるアブレーション量と温度変化の評価
- 23aB04 タングステン第一壁上の炭素混合層の形成メカニズム(真空・第一壁, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 25aB26P 水素・炭素混合イオンビーム照射によるタングステン材表面上の混合層の成長(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 25aB03 水素・炭素混合ビーム照射によるWのブリスタリング : 結晶組織依存性(真空・第一壁・材料)
- Blister Formation on Tungsten Surface by Irradiating Hydrogen and Carbon Mixed Ion Beam
- 28aB03 水素・炭素混合ビーム照射によるタングステン材料表面構造の変化(プラズマ壁相互作用・材料)
- 照射用定常ビーム源(HiFIT)のビーム特性
- 炭素材の化学スパッタリング
- 固体ボロンを用いたスパッタリングBN薄膜形成
- 私たちがひらく原子力の世紀
- よくわかる核融合炉のしくみ : 第5回 プラズマに面する耐熱機器-核燃焼プラズマの熱負荷に耐える壁
- よくわかる核融合炉のしくみ : 第1回 核融合炉の概要-そもそも核融合炉とは
- 4.ミクロスケールのプラズマ・壁相互作用(マルチスケールのプラズマ・壁相互作用の理解の現状)
- International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT)-7
- 7. トカマク実験における最近のプラズマ-材料相互作用研究(周辺プラズマ研究の最近の進展)
- 動力炉ブランケットの役割と条件
- 第15回制御核融合装置におけるプラズマ表面相互作用に関する国際会議
- 4 対向壁材料をめぐる議論の現状(シンポジウムII : ブランケットのプラズマ対向面をめぐって)
- 4.TEXTORリミタ実験での損耗と再堆積(プラズマ対向面での損耗・再堆積研究の進展)
- 電磁超音波探触子の開発
- 高圧ヘリウム/窒素混合プラズマによる窒化アルミの形成
- 3.ITERに向けたタングステンPWI研究の進展と課題(核融合プラズマおよびダイバータにおけるタングステン研究の進展と課題)
- 水素・炭素混合ビーム照射によるタングステン材料のブリスタリング
- 低放射化フェライト鋼への水素・炭素混合ビーム照射効果
- 水素・炭素混合ビーム照射によるタングステン表面のブリスタ形成 : 結晶組織の影響
- 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)
- 30pB07P 水素・ヘリウムイオン同時照射がタングステンに与える影響(真空・第一壁・材料)
- SV-1 核融合実験装置における発電実証プラントを目指したプラズマ対向材料研究開発 : 趣旨説明(シンポジウムV:核融合実験装置における発電実証プラントを目指したプラズマ対向材料研究開発)
- 3.炉内トリチウム(核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開)
- 5.ヘリカル炉の構造とダイバータ設計(ヘリカル型核融合炉設計の現状と展望)
- 炉内トリチウム
- 3.1 第一壁トリチウム・物質移行(3.第一壁・ブランケットの物質熱輸送に関する研究,日米科学技術協力事業TITANプロジェクト)