Zobrazeno 1 - 10
of 1 605
pro vyhledávání: '"J.W. Davis"'
Autor:
J.A. Lantaigne, J.W. Davis
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 33, Iss , Pp 101288- (2022)
Silicon carbide is a low-Z material seen as a possible alternative to graphite for some plasma-facing components in magnetic confinement fusion reactors. In this study, we have looked at the deuterium content of C-Si codeposits created by sputter dep
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/9d6b0f33817242ae86d00f3d95424aa8
Publikováno v:
Safety and Health at Work, Vol 13, Iss , Pp S32- (2022)
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/91810636737847bcaab993a2d0acb038
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 18, Iss , Pp 212-215 (2019)
Argon is one of the candidates for impurity seeding in the ITER divertor; however, few studies exist on either Ar retention in W, or its effect on D retention in W. The current study investigates the effects of simultaneous (SIM) and sequential (SEQ)
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/577b4cba8ffc4da3a223315426926a71
Autor:
M.E. Goodland, J.W. Davis
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 26, Iss , Pp 100928- (2021)
Nitrogen is a candidate for impurity seeding to reduce the edge plasma temperature for ITER’s tungsten divertor. Radiation characteristics and plasma performance are improved with N compared to other candidates neon and argon, however questions rem
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/0c14b20342cd472c8c66795be13734b9
Publikováno v:
European Urology Open Science, Vol 19, Iss , Pp e1924- (2020)
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/a6d0f957904a4951b4ece5d47a8e5e53
Deuterium retention in recrystallized tungsten irradiated with simultaneous deuterium–neon ion beams
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 12, Iss , Pp 1288-1293 (2017)
Although neon has been considered for impurity seeding in the ITER tungsten divertor, there have been few studies on its effects on deuterium retention in tungsten. We investigate the effects of simultaneous (SIM) D-2.5% Ne ion beam irradiation on D
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/ece6f1e07213446c8b3e5d07fbc3f3b3
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 12, Iss , Pp 736-743 (2017)
Thermo-oxidation is a technique where O2 gas is used to remove carbon co-deposits at elevated temperatures from plasma-facing materials of fusion devices. Following thermo-oxidation, the reaction products produced will need to be managed by a reactor
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/fee4976d0c4e414f9aa3c9a427af03b6
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.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.