研究課題
国際核融合実験炉ITERで代表される標準的トカマリ炉のスケールを小型化することを目的として,プラズマ半径a,トーラス半径R等が,閉じ込め改善度H_Lパラメーター,オーム加熱コイル磁束パラメータξ,プラズマとトーラス・コイル導体との距離Δ,非円形度κ,最大超伝導コイル磁場の大きさB_<Max>に対してどのような依存性を示すかを系統的に解析した。そして核勇往燃焼条件を滿たすトカマク炉を小型化するための方策を体系的に調べた。
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