Water cooled plasma facing componets for ITER

核融合炉用高熱負荷機器の開発

水冷却方式の核融合炉用高熱負荷機器の開発状況について報告する。特にITER用ダイバータ板開発の現状を中心に述べる。ITERでは最大20MW/m $^{2}$ ,10秒の熱負荷が壁面に入ることが予想されている。スワール冷却管を開発して、ITER熱負荷条件に対して1.3倍以上の限界熱流束マージンを実現した。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proceedings of Japan-U.S. Workshop on Fusion High Power Density Devices and Design, 2
巻	:
号	:
ページ数	:	p.86 - 96
発行年月	:	1997/00
発表会議名	:	US-Japan Workshop on Fusion High Power Density Components and Devices
開催年月	:	1997/10
開催都市	:	Sendai
開催国	:	Japan
キーワード	:	High Heat Flux Components; Divertor; Water Coolant; Fusion Reactor; Swirl Tube

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登録番号 : B19971155
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