国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構核融合エネルギー研究開発部門那珂核融合研究所プラズマ対向機器開発グループNational Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Sector of Fusion Energy Research and Development, Naka Fusion Institute, Plasma Facing Component Technology Group ◇ 311–0193 茨城県那珂市向山801–1 ◇ 801–1 Mukoyama, Naka-shi, Ibaraki Pref. 311–0193, Japan
核融合炉で最も高い熱負荷を受けるプラズマ対向機器における研究開発の現状について，近年のITERダイバータの研究開発例を踏まえて工学的な技術開発の推移を説明する。特に，接合技術の高熱負荷に対する耐久性能の実証と組立設置の精度確認を中心に研究開発上大きなマイルストーンを達成したことを報告する。
Recently engineering researches on a plasma facing component under highest heat flux in a nuclear fusion reactor have been developed with R&Ds on ITER and JT-60SA divertor. Especially, this paper reports achieved significant milestones which are not only durability for heat loading of full-Tungsten divertor but also accuracy surface profile after assembly of the plasma facing components.
Key words: plasma facing component; divertor; high heat flux heating; ITER
© 2018 公益社団法人日本アイソトープ協会© 2018 Japan Radioisotope Association
This page was created on 2017-12-25T14:03:02.9+09:00
This page was last modified on 2018-04-06T15:55:56.494+09:00
このサイトは（株）国際文献社によって運用されています。
