Yoshida, Hiroshi; Enoeda, Mikio; Nakamura, Hirofumi; Naruse, Yuji
ベリリウム微小球を用いたsphere-pack型ブランケットは、中性子照射損傷、ヘリウムスエリング、熱サイクルによるベリリウムの変形(膨張、割れ)を緩和できる期待から、INTOR設計以来の日本のブランケット概念の中心となっている。本概念では直径0.5~6mmのベリリウム球が用いられ、特にプラズマに近い領域では0.5~1mmの球が必要とされる。ITERのCDA段階において、1
0.3mmを当面の目標とした微小球の試作開発に着手し、サイズ分布の調節の可能性を検討するとともに製造されたベリリウム球の特性解析、核融合運転条件を想定した熱サイクル耐久性試験を行なった。本報告書は1989年~1991年の期間に実施したこれらのR&Dの結果をまとめたものである。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 92-116 |
ページ数 |
: | 108 Pages |
発行年月 |
: | 1992/08 |
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論文URL |
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キーワード |
: | ITER; Blanket; Beryllium; Sphere-pack; Fabrication; Material Integrity; Validation |
Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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Altmetrics |
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