CFETR（CFETR）は、核融合・プラズマ物理学の装置。中国の核融合開発計画でITERとDEMOの間を埋める次期トカマク装置であり、フェーズIで最大200MW、フェーズIIで1GW級の核融合出力とトリチウム自給を目指す。超伝導磁石や増殖ブランケット、ダイバータ等の工学設計と統合モデリングによる運転シナリオ開発が進められている。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは333本ある。比重が最も大きかったのは2020–2024年で、その期間の論文の1.89%を占めた。直近の2025–2029年では0.64%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは2010年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
China Fusion Engineering Test Reactor
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研究の変遷
2005–20145本 · 0.03%
概念設計と中性子解析の出現
2005-2014年では、CFETRはコーパス全体の0.03%と極めて小規模でありながら、超伝導磁石システム、遮蔽、中性子解析、増殖ブランケットといった設計基盤を扱う5件の論文が現れる。例えば2013年の「Concept design of CFETR superconducting magnet system based on different maintenance ports」や「Neutronics analysis of inboard shielding capability for a DEMO fusion reactor CFETR」が代表的である。
同時に語られた主題遮蔽、中性子工学、磁石システム、増殖ブランケット
この時代の論文から
- Concept design of CFETR superconducting magnet system based on different maintenance portsFusion Engineering and Design 2013
- Neutronics analysis of inboard shielding capability for a DEMO fusion reactor CFETRFusion Engineering and Design 2013
- An electro-hydraulic servo control system research for CFETR blanket RHFusion Engineering and Design 2014
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文62本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない