Ändra sökning
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

Direktlänk
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annat format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annat språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Assessment of cleaning methods for rst mirrors tested in JET for ITER
KTH, Skolan för elektro- och systemteknik (EES), Fusionsplasmafysik.
CCFE/EURATOM Fusion Association, Culham Science Centre.
Association EURATOM–TEKES, VTT, Espoo.
Department of Physics, University of Basel.
Visa övriga samt affilieringar
(Engelska)Artikel i tidskrift (Övrigt vetenskapligt) Submitted
Nationell ämneskategori
Fusion, plasma och rymdfysik
Identifikatorer
URN: urn:nbn:se:kth:diva-105161OAI: oai:DiVA.org:kth-105161DiVA, id: diva2:570137
Anmärkning

QS 2012

Tillgänglig från: 2012-11-16 Skapad: 2012-11-16 Senast uppdaterad: 2012-11-16Bibliografiskt granskad
Ingår i avhandling
1. Plasma-Facing Components in Tokamaks: Material Modification and Fuel Retention
Öppna denna publikation i ny flik eller fönster >>Plasma-Facing Components in Tokamaks: Material Modification and Fuel Retention
2012 (Engelska)Doktorsavhandling, sammanläggning (Övrigt vetenskapligt)
Abstract [en]

Fuel inventory and generation of carbon and metal dust in a tokamak are perceived to be serious safety and economy issues for the steady-state operation of a fusion reactor, e.g. ITER. These topics have been explored in this thesis in order to contribute to a better understanding and the development of methods for controlling and curtailing fuel accumulation and dust formation in controlled fusion devices. The work was carried out with material facing fusion plasmas in three tokamaks: TEXTOR in Forschungszentrum Jülich (Germany), Tore Supra in the Nuclear Research Center Cadarache (France) and JET in Culham Centre for Fusion Energy (United Kingdom). Following issues were addressed: (a) properties of material migration products, i.e. co-deposited layers and dust particles; (b) impact of fuel removal methods on dust generation and on modification of plasma-facing components; (c) efficiency of fuel and deposit removal techniques; (d) degradation mechanism of diagnostic components - mirrors - and methods of their regeneration.

Ort, förlag, år, upplaga, sidor
Stockholm: KTH Royal Institute of Technology, 2012. s. xiv, 58
Serie
Trita-EE, ISSN 1653-5146 ; 2012:058
Nyckelord
magnetic confinement fusion, plasma-facing components, plasma-facing materials, fuel inventory, erosion and deposition
Nationell ämneskategori
Fusion, plasma och rymdfysik
Identifikatorer
urn:nbn:se:kth:diva-105099 (URN)978-91-7501-567-5 (ISBN)
Disputation
2012-12-12, F3, Lindstedtsvagen 26, KTH, Stockholm, 10:00 (Engelska)
Opponent
Handledare
Anmärkning

QC 20121116

Tillgänglig från: 2012-11-16 Skapad: 2012-11-16 Senast uppdaterad: 2012-11-16Bibliografiskt granskad

Open Access i DiVA

Fulltext saknas i DiVA

Sök vidare i DiVA

Av författaren/redaktören
Ivanova, Darya
Av organisationen
Fusionsplasmafysik
Fusion, plasma och rymdfysik

Sök vidare utanför DiVA

GoogleGoogle Scholar

urn-nbn

Altmetricpoäng

urn-nbn
Totalt: 43 träffar
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

Direktlänk
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annat format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annat språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf