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論文

Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:5.53(Materials Science, Multidisciplinary)

A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 $$times$$ 10$$^{18}$$ m$$^{-3}$$ and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.

論文

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to $$<$$ 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

論文

Overview of recent Japanese activities and plans in fusion technology

山本 一良*; 西谷 健夫; 相良 明男*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.347 - 356, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

日本における核融合工学に関する最近の成果と今後の計画についてまとめたものである。ITERテストブランケットモジュール計画では、日本は水冷却固体増殖ブランケットのリード極となるとともに、ヘリウム冷却固体増殖ブランケット,リチウム鉛ブランケット,液体リチウムブランケット等の方式のブランケットに対しては、パートナーとして参加することを想定して研究開発を進めている。ITERに関しては、トロイダル磁場コイルの超伝導ケーブルの試作に成功し、実機製作の見通しをつけた。高周波加熱技術では、原子力機構において、170GHzのITER用ジャイロトロンの600kW,3600秒の運転に成功した。LHDでは、イオンサイクロトロン加熱と電子サイクロトロン加熱を計1.6GJ入力してほぼ1時間の長パルスプラズマ運転を達成した。また「幅広いアプローチ」活動として、ITERサテライトトカマク(JT-60SA), IFMIF-EVEDA, 国際核融合エネルギーセンターの活動を那珂市と六ヶ所村で実施する計画である。

論文

Comparison of boronized wall in LHD and JT-60U

芦川 直子*; 木津 要; 柳生 純一; 中畑 俊彦*; 信太 祐二; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 石本 祐樹*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.1352 - 1357, 2007/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.95(Materials Science, Multidisciplinary)

LHD真空容器内で主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝された。ステンレス(SS316)サンプル、及び同様にJT-60U真空容器ポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された。SS316サンプル表面の元素分布状態をX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析し、LHDとJT-60Uの結果を比較した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較するとJT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素による堆積層がトーラス方向に非均一であることが考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

The Effect of argon and helium glow discharge cleaning on boronized surface in LHD

木津 要; 柳生 純一; 石本 祐樹*; 仲野 友英; 都筑 和泰*; 宮 直之; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 相良 明男*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2005 - March 2006, P. 65, 2006/11

核融合科学研究所の大型ヘリカル装置(LHD)では、近年、金属壁へのヘリウム(He)蓄積を避けるために、Heグロー放電(He-GDC)ばかりでなく、Neグロー放電(Ne-GDC)も積極的に行っている。そこで、ヘリウムより大きな原子番号を持つ希ガスを用いたグロー放電のボロナイゼーション壁に対する影響を調査した。静岡大学でボロナイゼーションした試料(Si, F82H)をLHDのHe-及びAr-GDCに6時間,12時間(Arは6.5及び13時間)さらす前後でSIMS深さ分析を行ったところ、Heグローでは最大24nm程度しかボロン膜は損耗しなかったが、Arグローの場合は、6.5時間では平均150nm、13時間では平均190nmの膜厚の減少が観測された。LHDのグロー放電の条件では、ArとHeによる物理スパッタは同程度であるが、今回両者で大きな差異が出たことは、ArとHeグロー放電では電流密度の分布が異なり、局所的に大きなスパッタリングが起こっていることを示している。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.44(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.21(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Overview of design and R&D of test blankets in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02

 被引用回数:59 パーセンタイル:2.2(Nuclear Science & Technology)

我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.76(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Plan and strategy for ITER blanket testing in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1023 - 1030, 2005/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.2(Nuclear Science & Technology)

1999年に核融合会議により策定されたブランケット開発計画では、固体増殖ブランケットを核融合発電実証プラントの第一候補と位置づけ、原研が中核機関として開発を行っている。また、大学,核融合科学研究所が液体ブランケットなどの先進的なブランケット開発を担当し、開発を進めている。ITERのテストブランケットモジュール試験は、ブランケット開発の最重要マイルストンであり、原研,大学,核融合科学研究所により、種々の方式のブランケット開発が進められている。本報告では、以上の背景の下に日本において開発中のITERテストブランケット試験計画と戦略について報告する。

論文

Characterization of dust collected from NSTX and JT-60U

Sharpe, J. P.*; Humrickhouse, P. W.*; Skinner, C. H.*; NSTXチーム; 田辺 哲朗*; 正木 圭; 宮 直之; JT-60チーム; 相良 明男*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.1000 - 1004, 2005/03

 被引用回数:40 パーセンタイル:5.67(Materials Science, Multidisciplinary)

各核融合装置で発生したダスト発生量及び粒径分布等の比較を行うことを目的として、今回、NSTX及びJT-60U真空容器内からダストを回収し、分析を行った。NSTXから回収したダストの主成分は炭素であり、回収量は約39mgであった。表面密度は、真空容器下部のタイル下で最大約200mg/m$$^{2}$$、平均で約30mg/m$$^{2}$$、平均直径は3.27$$mu$$mであることがわかった。平均表面密度から外挿されるNSTX真空容器内全体でのダスト量は、約0.5gであった。一方、JT-60Uから回収したダスト(主成分は炭素)量は、約170mgであり、表面密度はドーム下部で最大約800mg/m$$^{2}$$、平均で約40mg/m$$^{2}$$、平均直径は3.08$$mu$$mであることがわかった。平均密度から外挿されるJT-60U真空容器内全体でのダスト量は、約7.5gであり、ダストの固有表面積は、0.3$$sim$$1.2m$$^{2}$$/gであった。これらのダスト分析の結果、NSTX及びJT-60Uから得られたダストは、ASDEXなど他の装置と類似している。継続してダスト回収/分析を行うことにより、各装置の運転履歴によるダスト発生状況を把握することが重要である。

論文

核融合炉システムにおけるパワーフロー

松川 誠; 飛田 健次; 力石 浩孝*; 相良 明男*; 乗松 孝好*

プラズマ・核融合学会誌, 80(7), p.559 - 562, 2004/07

核融合エネルギー開発の最終目標は、発生させた核融合パワーをおもに電力に代えて利用することである。これは、電力が伝送や変換の観点から、利用しやすいエネルギー形態であるためである。核融合発電プラントでは、その炉型によらずプラズマ加熱や電流駆動のために、大電力の所内循環電力が必要である。本文は、ITER以後に原型炉として建設される核融合発電プラントの電力フローについて、述べるものである。また、電気負荷平準化のためのエネルギー蓄積装置や、高効率変換器の重要性についても議論する。

論文

Retention of deuterium implanted in hot-pressed beryllium

河村 弘; 石塚 悦男; 相良 明男*; 鎌田 耕治*; 中田 宏勝; 斎藤 実; 二村 嘉明

Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.661 - 665, 1990/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:10.23

核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。

論文

Measurements of evaporation rate of lithium from Al-Li alloy by depth profiling with an ion beams

相良 明男*; 鎌田 耕治*; 佐々木 貞吉; 馬場 祐治

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 44, p.373 - 376, 1990/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.73

Al-Li(3.46%)合金箔について325~435$$^{circ}$$Cにおけるリチウムの蒸発速度(真空中)をNRA(核反応分析)法により求めた。NRAには$$^{7}$$Li(P,$$alpha$$)$$^{4}$$He反応を利用し、SSDにより放出$$alpha$$粒子量を決定した。NRAのエネルギースペクトルからリチウム存在量のディプスプロファイルを求めたところ、表面0.2$$mu$$m以内に著しいリチウム偏析が認められた。にもかかわらず、リチウム蒸発速度は元素状リチウム試料の場合に比し10$$^{-3}$$倍に低下した。なお、蒸発のさいの活性化エネルギーは1.3eVで、リチウム含有量より多いAl-Li合金及び元素状リチウムの場合とほぼ等しくなることがわかった。

口頭

JT-60UとLHDの真空容器内ボロン分布

柳生 純一; 木津 要; 芦川 直子*; 石本 祐樹; 西村 清彦*; 宮 直之; 相良 明男*

no journal, , 

原子力機構と核融合科学研究所では、次期核融合試験装置の壁材料・壁温度において有効な表面処理システム設計の基礎データを取得することを目的として共同研究を行っている。その一環として、既存装置のJT-60UとLHDを使って、(1)グロー電極とボロン注入ポートの真空容器内配置が、ボロン膜厚トーラス・ポロイダル分布にもたらす影響,(2)成膜状況と不純物蓄積の関係、について比較・検討した。その結果、(1)においては、ボロン膜のポロイダル分布はグロー電極とボロン注入ポートの位置に影響を受けるが、少ない注入ポートでもグロー電極を駆動させることで均一化が図れる可能性があることを示した。また、(2)については、JT-60UとLHDの成膜の比較から、JT-60Uで作製したボロン膜の酸素ゲッターには未だ余録が有り、従来よりも高い不純物レベルでボロナイゼーションが行えることを示した。

口頭

ボロン化膜に及ぼすLHDグロー放電洗浄の影響

柳生 純一; 木津 要; 石本 祐樹*; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 宮 直之; 奥野 健二*; 相良 明男*; 大矢 恭久*

no journal, , 

本研究は、次期核融合試験装置の壁材料・壁温度において有効な表面処理法の基礎データを取得することを目的としている。その一環として、ボロナイゼーションを行った実機の第一壁に対するグロー放電洗浄の影響を評価するため、グロー放電洗浄前後におけるボロン化膜の膜厚変化と軽水素蓄積の変化を調査した。静岡大学のボロン化装置を用いて作製したボロン化膜試料をLHDに取付け、その後、He-GDCに6時間と12時間晒した試料をSIMSで分析したところ、12時間照射した場合にのみボロン化膜は24nm損耗することを確認した。これに対し、Ar-GDCに6.5時間と13時間晒したボロン化膜試料は、6.5時間の照射で平均150nm,13時間では平均190nmのボロン化膜が損耗した。Ar-GDCを13時間行うことでLHDのボロナイゼーションで生成する膜厚とほぼ同程度の厚さが損耗してしまうことは、装置の運用上極めて重要な知見である。また、軽水素の蓄積変化については、ガス種に関係なく、GDCに晒すことによってすべてのボロン化膜試料で最表面のみ水素が増加し、膜中においては顕著な変化が見られなかった。なお、最表面の水素挙動は、GDCによって周囲の壁材料から叩き出された軽水素が不純物である鉄と結合して再堆積したものと考えられる。

口頭

LHDとJT-60Uにおけるボロン化壁の比較と運用方法の最適化

芦川 直子*; 西村 清彦*; 増崎 貴*; 相良 明男*; 大藪 修義*; 木津 要; 柳生 純一; 信太 祐二; 石本 祐樹*; 宮 直之; et al.

no journal, , 

LHD及びJT-60U真空容器内部に設置した照射サンプルをX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析比較した。測定には、LHDで主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝されたステンレス(SS316)サンプルを、また同様にJT-60Uポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された SS316サンプルを使用した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較すると、JT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素堆積層がトーラス方向に非均一であることが支配的となっていると考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。

口頭

Overview of recent Japanese activities and plans in fusion technology

清水 昭比古*; 林 巧; 相良 明男*

no journal, , 

In Rokkasho village in northeast Japan, the Broader Approach project has started based on the agreement protocol between EU and Japan. For ITER, performance tests on a Toroidal Field coil conductor of Japan has started in a EU test facility, SULTAN, and that on a Poloidal Field Insert Coil of EU has started in a test facility in JAEA. The development of 170 GHz ITER gyrotron has been progressed to achieve a 1 MW for 800 sec operation in JAEA. A negative ion source for ITER Neutral Beam system has achieved an extraction beam current density of 140 A/m$$^{2}$$ at an acceleration voltage of 800 keV. In LHD, the stable discharge with the central density reaching 1$$times$$10E21 m$$^{-3}$$ has been realized by formation of an Internal Diffusion Barrier. The high beta of 5 %, long-pulse operations near 1 hour with 1.6 GJ inputs with ICH and ECH, and sub-cooled operations of SC magnets to improve cryogenic stability have been achieved. In Test Blanket Modules project, Japan is leading the water-cooled ceramic breeder blanket concept, while other advanced concepts are also studied. A new Japan-US collaboration program, TITAN, has started in 2007, which major emphases are tritium and thermo-fluid control in fusion-relevant conditions.

口頭

Overview of fusion technology activities in Japan for ITER, BA and DEMO

高津 英幸; 林 巧; 堀池 寛*; 相良 明男*

no journal, , 

日本国内における核融合技術開発活動の概要をまとめて報告する。特にITERでは、日本の調達分担である超電導コイル,ダイバータ,中性粒子ビーム入射装置,電子サイクロトロン加熱装置,遠隔操作機器,トリチウム除去設備,各種計測装置についての最近の成果を紹介するとともに、テストブランケットモジュールについても日本の主案を中心としつつ将来に向けた大学での基礎的研究開発を含め報告する。BAでは3事業(IFMIF/EVEDA, IFERC及びサテライトトカマク)についての現状を要約し、DEMOに向けた低放射化材料開発の進展についても紹介する。

口頭

原型炉の主要課題に対する開発シナリオ,2; ブランケットと材料開発

榎枝 幹男; 相良 明男*; 室賀 健夫*

no journal, , 

ブランケットは、核融合エネルギー(主として中性子運動エネルギー)を熱に変換して取り出す役割と、燃料(トリチウム)を生産する役割を担うシステムである。ブランケットには、数年ごとの交換までの試用期間中、核融合中性子の照射環境下で、構造健全性を保って燃料増殖と熱の取り出しの機能を発揮し続けることが要求される。そのため、ブランケット構造・製作技術開発,材料開発,ブランケットシステム技術開発が、協調して進められる必要がある。本報告では、原型炉実現に向けたブランケットと材料の開発シナリオ案についての検討を行った。検討の結果、開発シナリオの案を作成するとともに、ITER・BAを場として活用して、工学的なブランケット開発活動を集約するとともに、ブランケットの工学基盤の構築と基幹技術開発を、大学等の共同利用設備を整備強化して学術的体系化の推進によって着実に進めること、国内,国外原子炉の有効活用,大学等の加速器施設の有機的な連携による材料照射データ評価が、限られた資源と時間で原型炉を実現するために必要不可欠であることが明らかになった。

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