Experimental and analytical studies of high heat flux components for Fusion Experimental Reactor

核融合実験炉用高熱流束受熱機器に関する開発研究

日本、EC及び米国のいわゆる3大トカマクの設計・建設を終え、臨界プラズマ条件を達成することに成功した。これに伴い、核融合炉の開発研究は新たな展開を迎え、国際核融合実験炉ITERの概念設計及び実験的基礎研究を行う段階、更には工学設計へと進展している。ITERでは、核融合反応により生成する熱及び粒子エネルギーを利用するため、炉工学技術の研究開発が重要な課題として指摘されるようになってきた。中でもプラズマに直接面するプラズマ対向機器の開発は、ITER設計上最も重要な課題の1つとして上げられる。本稿では、プラズマ対向機器の中で最も熱的に厳しい環境下で使用されるダイバータ板の開発研究に関する研究結果について述べた。

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使用言語	:	English
報告書番号	:	JAERI-M 93-073
ページ数	:	132 Pages
発行年月	:	1993/03
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-93-073.pdf:4.03MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-93-073
キーワード	:	ITER; High Heat Flux; Plasma Facing Components; Divertor Plate; Critical Heat Flux; One-sided Heating Condition
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19930073
抄録集掲載番号 : 210349

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