7月13日に久慈サンピア日立で開催された日本原子力学会材料部会第16回夏期セミナーにて、M2堀越君とB4中村君がポスター発表を行いました。
6. 堀越(M2)
「トリチウム透過低減被覆の静置場液体リチウム鉛中腐食試験および腐食後重水素透過挙動」
7. 中村(B4)
「トリチウム透過低減用酸化イットリウム被覆に対する鉄イオン照射効果」
7月13日に久慈サンピア日立で開催された日本原子力学会材料部会第16回夏期セミナーにて、M2堀越君とB4中村君がポスター発表を行いました。
6. 堀越(M2)
「トリチウム透過低減被覆の静置場液体リチウム鉛中腐食試験および腐食後重水素透過挙動」
7. 中村(B4)
「トリチウム透過低減用酸化イットリウム被覆に対する鉄イオン照射効果」
近田がトリチウム透過部分を分担執筆した論文”Development of advanced high heat flux and plasma-facing materials”がNuclear Fusion誌に6月9日付で掲載されました。
核融合炉で高熱負荷やプラズマにさらされる先進材料の研究開発をまとめた60ページにおよぶ論文で、足掛け5年で出版に至りました。
2017年4月23~27日でオーストラリア・メルボルンにて開催されたThe Energy, Materials, and Nanotechnology (EMN) Meeting in Ceramics 2017にて、近田が”Multifunctional ceramic coating research and development for nuclear fusion reactors”というタイトルで招待講演を行いました。