高フラックス入射流による核融合炉壁候補材料表面の損耗閾値の評価とその応用

カテゴリ: 研究会(論文単位)

論文No: PST11124

グループ名: 【A】基礎・材料・共通部門 プラズマ研究会

発行日: 2011/12/17

タイトル(英語): Estimation and application of threshold values for surface erosions of nuclear fusion reactor wall candidate materials with high flux incident flows

著者名: 糟谷 紘一G(応用ながれ研究所,レーザー技術総合研究所),ムロッツ ワルデマール G (オプトエレクトロニクス研究所),鈴木 哲G(日本原子力開発機構),乗松 孝好 G (大阪大学),本越 伸二 G (レーザー技術総合研究所)

著者名(英語): Koichi Kasuya G (Institute of applied flow,Institute of laser technology),Mroz Waldemar G (Institute of Optoelectronics),Satoshi Suzuki G (Japan Atomic Energy Agency),Takayoshi Norimatsu G (Institute of Laser Energy,Osaka University),Shinji Motokoshi G (Institute of Laser Technology)

要約(日本語): 核融合反応に伴い発生する高フラックス流は、核融合炉内壁表面の損耗をもたらす。ここでは、関連する炉壁候補材料表面の損耗を評価するため、パルス電子ビームやレーザー照射実験を行った結果を報告する。もっとも重要な項目は、損耗開始の入射フラックス閾値の推定と、その異なる材料間の比較検討結果から提案可能な、従来とは異なるプラズマ対向壁材質による炉構成法である。

原稿種別: 日本語

PDFファイルサイズ: 2,109 Kバイト