核融合炉工学技術の開発
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
Fusion Experimental Reactors are one of the major steps toward realization of fusion energy production by commercial reactors.The key objectives of experimental reactors are to demonstrate the scientific and technological feasibility prior to construction of the DEMO Fusion Reactor. ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) is one of the experimental reactors, and its conceptual design has been completed by the united efforts of the USA, USSR, EC and Japan.In parallel with the conceptual design, key technology developments in various areas have been conducted.Based on these achievements, the Engineering Design Activity (EDA) is being initiated and will include development, manufacturing and testing of scalable modeles to demonstrate engineering feasibility.<BR>This paper describes the latest progress in the development of technology for tokamak basic devices such as superconducting magnets, remote handling of in-vessel components, plasma facing components, and neutral beam injection systems.
- 社団法人 プラズマ・核融合学会の論文
著者
-
秋場 真人
日本原子力研究所
-
多田 栄介
日本原子力研究所那珂研究所
-
多田 栄介
日本原子力研究所 Iter開発室
-
吉田 清
日本原子力研究所
-
柴沼 清
日本原子力研究所
-
奥村 義和
日本原子力研究所
-
多田 栄介
日本原子力研究所
関連論文
- 核融合ブランケットを創る
- 核融合発電実証プラント用ダイバータの設計と研究開発の現状(NP3 新型炉技術)
- P22-07 ITER ダイバータ高熱負荷機器の開発
- 26pC19p 熱間プレスタングステン・銅接合体の特性評価試験(計測/炉設計)
- 25aB9 RC-ITERトカマク本体の動的応答解析(プラズマ基礎/炉設計)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(II)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(I)
- ITER計画におけるNb_3Sn超電導線の高性能化及び大型化
- ITER用内部拡散法Nb_3Sn量産素線の開発
- ITER(国際熱核融合実験炉)の構造と安全設計
- 核融合実験炉アーマタイルのIn-situろう接補修技術に関する基礎的研究
- 345 4kW-YAGレーザによるSUS配管全姿勢溶接とその応用 : ITER冷却配管遠隔保守
- 原子力機構における核融合炉ブランケット研究開発の現状
- 29aA07 原研における超臨界圧水冷却固体増殖方式ブランケットの開発(プラズマ加熱・炉設計)
- 大出力YAGレーザ溶接技術(第2報) -単一光学系による異径配管の溶接-
- ITER用YAGレーザ切断・溶接システムの開発
- パンケーキ巻線方式による中心ソレノイド・コイルの設計
- ITERテストブランケット開発の現状
- ITER テストブランケット開発の現状
- 26pC12p ITER用キャスク型ブランケット保守装置の設計(計測/炉設計)
- 26pC11p ITERポート内機器保守装置の設計(計測/炉設計)
- 21611 高面圧鉛入積層ゴムの変形挙動 : 第1報 積層ゴムの断層撮影と特性評価
- 熱泳動力を用いた核融合炉内放射化ダスト回収法の可能性
- 1.国際熱核融合実験炉(ITER)の遠隔保守(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 核融合実験炉 (ITER) 計画と遠隔保守技術
- 大重量物を扱うマニピュレータのための制御システムの開発(ITERブランケット遠隔保守ビークル型マニピュレータへの適用)
- セラミック被覆巻線を用いた耐高温・真空・放射線用 AC サーボモータの試作・試験 (II)
- V. 核融合工学
- 598 12Cr-12Ni オーステナイト鋼の低温機械的性質におよぼす Mo、Mn および N の影響 : 核融合炉超電導マグネット用構造材料の開発 I(非磁性(低温)鋼, ロール鋼, 金型, マルエージ鋼, 材料, 日本鉄鋼協会第 109 回(春季)講演大会)
- ブロンズ法によるITER用低交流損失・高臨界電流密度Nb_3Sn素線の開発と量産
- ITER の安定性と構造健全性の確保について
- 25aB12P タングステン粉末の重水素吸収特性(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 核融合炉工学技術をめぐる世界の動向 : 第7回国際核融合炉工学技術シンポジウム(ISFNT-7)より
- 27pB02P ITER-FEATの安全解析(トカマク1)
- 27pB01P ITERの安全確保の基本的な考え方(トカマク1)
- 核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発(第3報) : 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価
- 2重コンジット型強制冷却コイルの製作と試験(3) : 強制冷却試験
- 26pC17p 核融合実験炉真空容器におけるLBB概念の適用性(計測/炉設計)
- 強制冷却型導体のホットスポット温度の解析
- ITERと発電実証・商業炉への展望
- 3. ブランケットの構造を理解する(核融合炉の炉内機器・構造を理解する)
- 2. ダイバータの構造を理解する(核融合炉・炉内機器の構造を理解する)
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.7 まとめ
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.6 機器開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.5 中性子照射効果x
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.4 ダイバータの熱疲労
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.3 高性能冷却管開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.2 ダイバータ材料と接合技術
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.1 ITERダイバーの概要
- 5.ITER用高熱流束機器(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 6 今後の課題とまとめ
- 核融合炉の動向
- 225 1TER真空容器セクタモデルの溶接変形解析
- 117 核融合炉真空容器用溶接継手の疲労特性
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 5 実規模大試験体の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 4 接合技術開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 3 高熱負荷除熱用冷却構造の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 2 プラズマ対向材料の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 1 はじめに
- 5. ITERのプラズマ対向材料研究( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- ITER用Ta添加型ブロンズ法Nb_3Sn素線の開発と量産
- 中性子ラジオグラフィによる核融合実験炉用ダイバータターゲットプレートモデルの非破壊検査
- B_4C転化材および黒鉛の水素リテンション特性
- JT-60黒鉛ダイバータ板の表面特性
- 4. 発電プラント開発における工学・材料(2050年にトカマク型実用核融合プラントを稼動させるために-ITERの役割とその後の展開-)
- 458 32Mn-7Cr 鋼の極低温における機械的性質 : 極低温用高 Mn 非磁性鋼の開発 III(工具鋼・摩耗・レール・マルエージ鋼・非磁性鋼・低温用鋼, 性質, 日本鉄鋼協会第 103 回(春季)講演大会)
- 731 SUS304 および 316 ステンレス鋼の極低温機械的性質におよぼす C ならびに N の影響(マルエージ鋼・極低温用鋼, 性質, 日本鉄鋼協会第 102 回(秋季)講演大会)
- ITERにおけるブランケット研究開発
- 7.ダイバータ板での損耗・再堆積(プラズマ対向面での損耗・再堆積研究の進展)
- 113 全姿勢狭開先TIG溶接の高能率化に関する研究(第2報) : ITER実規模真空容器現地溶接への適用
- 大口径マグネットのクエンチ特性評価と安定性向上法
- 核融合炉ダイバータ用炭素繊維複合材/銅接合材のガス放出特性
- カーボンダストの重水素保持特性(II) - 結晶構造と形状の影響 -
- 29pA27P カーボンダストの重水素吸収特性(II) : 重水素吸収量に及ぼす結晶性状の影響(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- S401 ITERテストブランケット・モジュールの概要(ITERテストブランケットモジュールの検討, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 平成15年度日本原子力学会北関東支部オープンスクール実施報告
- 平成14年度北関東支部オープンスクール実地報告
- 核融合炉ダイバータターゲットプレート接合部の機械的特性に与える照射効果
- 赤外線放射温度計による核融合炉ダイバータ構造物接合不良部の可視化診断に関する研究 (可視化診断に与える加熱法の影響)
- 7.プラズマ対向材料の***ージョン特性(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- 核融合炉壁機器のろう付 (特集 最近のろう付の適用)
- 5.高Z材の開発状況(プラズマ対向壁としての高Z材)
- 炭素繊維/炭素複合材と銅合金との接合
- 1. はじめに( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- 1.トピックスA : 第一壁,ダイバータおよび真空システム : 18th Symposiumon on Fusion Technology(SOFT)報告
- 5.材料の有する限界と今後の展望 : 5.3プラズマ対向材料(実用炉の成立と材料技術II)
- 極低温真空中におけるマグネット構造材のトライボロジー特性
- カーボンダストの重水素保持特性
- 26pA20p カーボンダストの重水素インベントリー(プラズマ基礎/壁相互作用)
- 超電導コイルへの応用(超伝導とその応用)
- JT-60SA用超伝導コイルの発熱と冷却の最適化
- W07-(6) 国際熱核融合実験炉 (ITER) の安全上の特徴と保守技術
- はじめに(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- ITERにおける国際協力(技術開発リスクに対する日本と世界の考え方)
- EB-Mo, Wの核融合炉適用シミュレーション高熱負荷試験
- 6. 工学設計概要
- ITER-7-工学設計(安全性,プラント)
- 1.核融合炉における高熱負荷機器と条件(核融合炉における伝熱・流動の諸問題)
- 核融合炉工学技術の開発
- ITERの安全性と構造健全性の確保について