ITER-7-工学設計(安全性,プラント)

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概要

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• プラズマ・核融合学会の論文

プラズマ・核融合学会 | 論文

• 準軸対称コンパクトヘリカル装置CHS-qaの設計
• トリチウム吸着操作と特性 (第3回若手核融合研究集会報告集) -- (分科会 トリチウム取扱い,安全,環境)
• ヘリオトロン J における ECH 実験
• 会議報告 6th General Scientific Assembly of the Asia Plasma and Fusion Association (APFA 2007)
• Increase of Central Ion Temperature after Carbon Pellet Injection in Ne-Seeded NBI Discharges of LHD

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