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ITER開発室
JAERI-Conf 2002-010, 165 Pages, 2002/10
JAERI-Conf-2002-010.pdf:58.78MB
本報告は、日本原子力研究所が主催して開催された、国際シンポジウムにおいて発表された内容をまとめたものである。
松田 慎三郎; 辻 博史; 小泉 興一; 秋場 真人; 小原 祥裕; 柴沼 清; 西 正孝; 阿部 哲也; 奥村 義和; 今井 剛; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 75(Suppl.), p.1 - 96, 1999/05
ITER工学R&Dは、核融合実験炉を構成するすべての技術について、設計のベースとなるデータの取得や設計の成立性を実証することを目的として、4極(EU、日本、ロシア、米国)が協力して進めてきたものである。それらは、トカマク炉心を構成する要素機器の技術のほか、周辺機器としての加熱・電流駆動技術(NBI,RF)、遠隔保守技術、トリチウム技術、燃料給気・排気技術、計測診断要素技術及び安全性などにかかわる開発を含んでいる。本報告書は、ITER工学R&Dとして得られた成果の概要がわかるよう、また、我が国の実施分が中心ではあるが、他極の実施分もわかるようにまとめた。
成瀬 雄二; 吉田 浩
JAERI-M 86-189, 295 Pages, 1987/01
本報告書は、昭和61年10月22,23日化学技術庁の主催により開催された「トリチウム技術に関する日米ワ-クショップ」における発表論文25件を収録したものである。本ワ-クショップは、昭和61年度核融合研究交流計画の一環として実施されたものである。
核融合研究センター
JAERI-M 83-182, 220 Pages, 1983/11
核融合研究センターにおける昭和57年度の研究開発成果をまとめたものである。
炉設計研究室
JAERI-M 7772, 109 Pages, 1978/08
トカマク型核融合実験炉冷却系に関する安全性解析の予備設計を行なった。本安全解析での主な目的は、トリチウムの通常時および事故時の環境放出量の評価とそれに関する漏洩トリチウム処理、格納方式の選定である。本報告書の内容は、第1章では真空容器内の冷却配管破断事故解析として真空容器内各部圧力、温度挙動、クライオ部トリチウム挙動等を示し、第2章では主冷却系からのトリチウム放出量の評価及びトリチウム放出低減用防護対策の検討を示した。