Liquid Lithium Divertor System in a Spherical Tokamak Reactor

Author:

Nagayama Yoshio1

Affiliation:

1. National Institute for Fusion Science

Publisher

Institute of Electrical Engineers of Japan (IEE Japan)

Subject

Electrical and Electronic Engineering

Reference22 articles.

1. (1) J. Wesson: Tokamaks; 3rd. Ed, Oxford University Press, Oxford (2004)

2. (2) 西尾 敏:「STで現実的な設計は可能か —炉概念の構築に向けて—」,プラズマ.核融合学誌,Vol. 80, pp. 944-948 (2004)

3. (3) V. A. Soukhanovskii, R. Maingi, C. E. Bush, R. Raman, R. E. Bell, et al.: “Divertor heat flux reduction and detachment experiments in NSTX”, J. Nuclear Materials, Vol. 363-365, pp. 432-436 (2007)

4. (4) A. Sagara, O. Mitarai, T. Tanaka, S. Imagawa, and Y. Kozaki: “Optimization activities on design studies of LHD-type reactor FFHR”, Fusion Eng. Des. Vol. 83, 1690-1695 (2008)

5. Advanced high heat removal technologies for fusion power reactors.

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