2021年
原型炉の運用コスト評価に向けたシステムコードの高精度化
後藤拓也（核融合科学研究所）
電磁応力下における多重撚り導体の機械的・電磁気的現象把握と線材高強度化設計指針の構築
伴野信哉(物質・材料研究機構)
耐放射線性絶縁材料の特性データの取得
西嶋茂宏(福井工業大学)
原型炉における液体ブランケットの流路設計研究
江原真司（東北大学）
原型炉タングステンダイバータへのパルス熱負荷による溶融挙動と蒸気遮蔽効果を含めた寿命評価
伊庭野健造（大阪大学）
原型炉における電子サイクロトロン加熱・電流駆動システムの概念設計検討
小田靖久（摂南大学）
高効率レーザー装置を用いたNBI光中性化セルの開発
安藤晃(東北大学)
定常運転原型炉プラズマにおける不純物入射によるダイバータ熱負荷低減シナリオの検討
岡本敦（名古屋大学）
高温ガス炉を用いた初期装荷トリチウム確保方策の検討
松浦秀明（九州大学）
JET ILW実験におけるプラズマ対向機器表面およびダストのトリチウム蓄積特性研究
矢嶋美幸（核融合科学研究所）
原型炉における真空容器内トリチウム除染手法の構築
芦川直子（核融合科学研究所）
高温高圧トリチウム水およびトリチウム水蒸気からの金属壁を介したトリチウム移行量評価
片山一成（九州大学）
プラズマ-対向壁複合系での燃料粒子挙動とヘリウムの効果
大宅諒（九州大学）
核融合原型炉の廃止措置検討と廃棄物の減容化対策
川崎大介
（福井大学）
2020年
原型炉の運用コスト評価に向けたシステムコードの高精度化
後藤拓也（核融合科学研究所）
原型炉TFコイル導体および導体配列の概念設計検討
伊藤保之（福井工業大学）
原型炉における液体ブランケットの流路設計研究
江原真司（東北大学）
原型炉タングステンダイバータへのパルス熱負荷による溶融挙動と蒸気遮蔽効果を含めた寿命評価
伊庭野健造(大阪大学)
原型炉における電子サイクロトロン加熱・電流駆動システムの概念設計検討
小田靖久（摂南大学）
定常運転原型炉プラズマにおける不純物入射によるダイバータ熱負荷低減シナリオの検討
岡本敦（名古屋大学）
原型炉における真空容器内トリチウム除染手法の構築
芦川直子（核融合科学研究所)
JET ILW実験におけるプラズマ対向機器表面およびダストのトリチウム蓄積特性研究
時谷政行（核融合科学研究所)
高温ガス炉を用いた初期装荷トリチウム確保方策の検討
松浦秀明（九州大学）
プラズマ-対向壁複合系での燃料粒子挙動とヘリウムの効果
大宅諒（九州大学）
高温高圧トリチウム水およびトリチウム水蒸気からの金属壁を介したトリチウム移行量評価
片山一成
（九州大学）
核融合原型炉の廃止措置検討と廃棄物の減容化対策
川崎大介（福井大学）
核融合の大規模データを活用するデータ駆動型モデリング手法の研究
横山雅之（核融合科学研究所）
大容量データ遠隔レプリケーションの実証試験研究
山中顕次郎（国立情報学研究所）
2019年
原型炉タングステンダイバータの非定常熱負荷による溶融挙動と蒸気遮蔽効果
伊庭野健造（大阪大学)
原型炉における熱・粒子制御に関する物理課題の検討とモデル化
田中宏彦（名古屋大学）
原型炉の炉心プラズマの性能評価
岡本敦（名古屋大学）
原型炉における電子サイクロトロン電流駆動効率の改善と入射システムの検討
長﨑百伸 (京都大学)
原型炉における先進ブランケット初期概念の検討
田中照也(核融合科学研究所)
核融合原型炉で発生する放射性廃棄物の管理シナリオに係る検討
川崎 大介（福井大学）
原型炉におけるトリチウム蓄積量の予測および実時間トリチウム除染法の検討
芦川直子（核融合科学研究所)
高温高圧水と金属との界面における水素輸送モデルの構築と検証
大塚哲平（近畿大学）
表面制御による核融合炉材料中のトリチウム透過低減技術開発
近田拓未(静岡大学)
原型炉 TF コイル導体および導体配列の概念設計検討
伊藤 保之(福井工業大学)
サプレションプールでの水蒸気凝縮課程における非凝縮性ガスの影響
古谷 正裕(早稲田大学)
2018年
原型炉タングステンダイバータの非定常熱負荷による溶融挙動と蒸気遮蔽効果
伊庭野健造（大阪大学)
原型炉における熱・粒子制御に関する物理課題の検討とモデル化
田中宏彦（名古屋大学）
原型炉の炉心プラズマの性能評価
岡本敦（名古屋大学）
原型炉における電子サイクロトロン電流駆動効率の改善と入射システムの検討
長﨑百伸 (京都大学)
原型炉における先進ブランケット初期概念の検討
田中照也(核融合科学研究所)
核融合原型炉で発生する放射性廃棄物の管理シナリオに係る検討
川崎 大介（福井大学）
原型炉におけるトリチウム蓄積量の予測および実時間トリチウム除染法の検討
芦川直子（核融合科学研究所)
高温高圧水と金属との界面における水素輸送モデルの構築と検証
大塚哲平（近畿大学）
表面制御による核融合炉材料中のトリチウム透過低減技術開発
近田拓未(静岡大学)
原型炉 TF コイル導体および導体配列の概念設計検討
伊藤 保之(福井工業大学)
