書誌事項
- タイトル別名
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- Research frontier of tritium for fusion reactor – toward the DEMO reactor (7)
- 核融合トリチウム研究最前線 : 原型炉実現に向けて(第7回)トリチウム蓄積
- カク ユウゴウ トリチウム ケンキュウ サイゼンセン : ゲンケイロ ジツゲン ニ ムケテ(ダイ7カイ)トリチウム チクセキ
- Tritium retention
- 第7回 トリチウム蓄積
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抄録
<p> 核融合炉においてトリチウムの取扱は燃料制御と安全確保の観点から重要である。核融合炉の継続的な運転のためにはブランケットシステムでのトリチウム増殖が必須であるとともにトリチウムの閉じ込め,回収等によるロスを低減させることも必要不可欠である。そのためにはプラズマ対向壁中でのトリチウム蓄積の理解とその効率的な回収手法の検討が必要である。ここではプラズマ対向壁タングステン中でのトリチウム蓄積とその除染手法の検討状況について解説する。</p>
収録刊行物
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- 日本原子力学会誌ATOMOΣ
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日本原子力学会誌ATOMOΣ 61 (1), 64-69, 2019
一般社団法人 日本原子力学会
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詳細情報 詳細情報について
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- CRID
- 1390565134845294336
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- NII論文ID
- 130007827768
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- NII書誌ID
- AN00188477
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- ISSN
- 24337285
- 18822606
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- NDL書誌ID
- 029438040
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- 本文言語コード
- ja
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- データソース種別
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- JaLC
- NDL
- Crossref
- CiNii Articles
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- 抄録ライセンスフラグ
- 使用不可