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Divertor Development for a Future Fusion Power Plant

Norajitra, Prachai

Abstract:

Nuclear fusion is considered as a future source of sustainable energy supply. Since the H-mode discovery in ASDEX experiment "Divertor I" in 1982, the divertor has been an integral part of all modern tokamaks and stellarators. The major goal of this thesis is to develop a feasible divertor design for a fusion power plant to be built after ITER. The thesis describes the approach in the conceptual development of a helium-cooled divertor and the methods of verification and validation of the design.


Volltext §
DOI: 10.5445/KSP/1000024270
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Cover der Publikation
Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Angewandte Materialien - Werkstoffprozesstechnik (IAM-WPT)
Publikationstyp Hochschulschrift
Publikationsjahr 2011
Sprache Englisch
Identifikator ISBN: 978-3-86644-738-7
ISSN: 2192-9963
urn:nbn:de:0072-242708
KITopen-ID: 1000024270
Verlag KIT Scientific Publishing
Umfang VI, 136 S.
Serie Schriftenreihe des Instituts für Angewandte Materialien, Karlsruher Institut für Technologie ; 1
Art der Arbeit Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Institut für Angewandte Materialien - Werkstoffprozesstechnik (IAM-WPT)
Prüfungsdaten 19.07.2011
Schlagwörter Fusion power plant, helium-cooled divertor, helium impingement cooling, machining and joining tungsten, high heat flux tests
Relationen in KITopen
Referent/Betreuer Kraft, O.
KIT – Die Forschungsuniversität in der Helmholtz-Gemeinschaft
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