核融合炉ブランケット研究におけるベリリウム化合物の取り扱い
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- カク ユウゴウロ ブランケット ケンキュウ ニ オケル ベリリウム カゴウブツ ノ トリアツカイ
- Safety handling procedures of beryllium intermetallic compound on fusion blanket study
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Abstract
ベリリウムは,(n,2n)反応により中性子増倍材料として原子力では必要不可欠の機能材料である.核融合炉では,プラズマに対向するアーマー材料としても重要な機能材料である.近年,更なる高温強度や安全性を付与したベリリウム金属間化合物の研究開発が,日本を中心に進められている.そこで,ベリリウム金属間化合物の研究開発の状況を紹介しながら,安全に且つ機能材料として要求される材料科学的なデータを整備するための取り組みについて詳述する.
Journal
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- プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research / プラズマ・核融合学会編集委員会 編
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プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research / プラズマ・核融合学会編集委員会 編 87 (4), 259-267, 2011-04
プラズマ・核融合学会編集委員会
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Details
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- CRID
- 1520009407544966016
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- NII Article ID
- 110008608151
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- NII Book ID
- AN10401672
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- ISSN
- 09187928
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- NDL BIB ID
- 11096105
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- Text Lang
- ja
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- NDL Source Classification
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- ZM35(科学技術--物理学)
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- Data Source
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- NDL
- NDL-Digital
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