Zobrazeno 1 - 10
of 190
pro vyhledávání: '"ITER divertor"'
Publikováno v:
Journal of Nuclear Engineering, Vol 4, Iss 1, Pp 193-203 (2023)
In this work we report the characterization of thin metallic coatings of interest for nuclear fusion technology through the ns double-pulse LIBS technique. The coatings, composed of a tungsten (W) or tungsten-tantalum (W-Ta) mixture were enriched wit
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/b8333d9673e64bd3be12263e1afd822d
Autor:
Salah El-Din El-Morshedy
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 28, Iss , Pp 101035- (2021)
The divertor is a fundamental component of fusion power plants, being primarily responsible for power exhaust and impurity removal via guided plasma exhaust. Due to its position and functions, the divertor has to sustain very high heat flux arising f
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/5cfa6f1df9c9496a9f6cf0f33681c0ba
Publikováno v:
Nuclear Fusion, Vol 63, Iss 1, p 016016 (2022)
Edge codes such as SOLPS coupled to neutral codes such as EIRENE have become so comprehensive and sophisticated that they now constitute, in effect, ‘code-experiments’ that, as for actual experiments, can benefit from interpretation using simple
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/fb8116c6b59a40ec921e2a4bb97c87b5
Publikováno v:
Nuclear Fusion, Vol 63, Iss 1, p 016017 (2022)
Edge codes such as SOLPS coupled to neutral codes such as EIRENE have become so comprehensive and sophisticated that they now constitute, in effect, ‘code-experiments’ that, as for actual experiments, can benefit from interpretation using simple
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/78f1ce5e8f74442a8b8308b9507eb3bd
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 9, Iss C, Pp 137-140 (2016)
The WEST (Tungsten Environment in Steady-state Tokamak) project is aimed to implement and test the ITER W divertor technology in relevant plasma operation conditions. In addition to the ITER-like W monoblock divertor target, the WEST project involves
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/6d6386772e5f44aea9d87e5d504c0e64
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Fusion Engineering and Design
Tritium (T) inventory in Plasma Facing Components (PFCs) will be one of the critical issues for ITER because of the impact tritium can have on the machine operation and safety. Laser Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) is a promising technique to a
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_dedup___::bc63d2c8a840c3cd35f512efa5092fd2
https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2019.03.109
https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2019.03.109
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.