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CoSi山内 宏樹; Sari, D. P.*; 安井 幸夫*; 坂倉 輝俊*; 木村 宏之*; 中尾 朗子*; 大原 高志; 本田 孝志*; 樹神 克明; 井川 直樹; et al.
Physical Review Research (Internet), 6(1), p.013144_1 - 013144_9, 2024/02
-Mn-type family alloys Mn
have three-dimensional antiferromagnetic (AFM) corner-shared triangular network. The antiferromagnet MnRhSi shows magnetic short-range order (SRO) over a wide temperature range of approximately 500 K above the N
el temperature 
= 190 K. MnCoSi has the smallest lattice parameter and the lowest in the family compounds. The quantum critical point (QCP) from AFM to the quantum paramagnetic state is expected near a cubic lattice parameter of 6.15 
of MnCoSi is only 140 K, quantum critical behavior is observed in MnCoSi as the enhancement of the electronic specific heat coefficient 
. We study how the magnetic SRO appears in MnCoSi by using neutron scattering, 
SR, and physical property measurements. The experimental results show that the neutron scattering intensity of the magnetic SRO does not change much regardless of the suppressed magnetic moment in the long-range magnetic ordered state compared to those of MnRhSi. The initial asymmetry drop ratio of SR above becomes small, and the magnetic SRO temperature 
is suppressed to 240 K. The results suggest that the MnCoSi is close to the QCP in the Mn system.
民井 淳*; Pellegri, L.*; S
derstrm, P.-A.*; Allard, D.*; Goriely, S.*; 稲倉 恒法*; Khan, E.*; 木戸 英治*; 木村 真明*; Litvinova, E.*; et al.
European Physical Journal A, 59(9), p.208_1 - 208_21, 2023/09
被引用回数：2 パーセンタイル：64.66(Physics, Nuclear)光核反応は原子核構造の観点からも応用の観点からも重要であるにも関わらず、その反応断面積は未だに不定性が大きい。近年、超高エネルギー宇宙線の起源を探るために、鉄よりも軽い原子核の光核反応断面積を正確に知る必要が指摘されている。この状況を打破するため、原子核物理の実験、理論、宇宙物理の共同研究となるPANDORAプロジェクトが始まった。本論文はその計画の概要をまとめたものである。原子核実験ではRCNP、iThembaによる仮想光子実験とELI-NPによる実光子実験などが計画されている。原子核理論では、乱雑位相近似計算、相対論的平均場理論、反対称化分子動力学、大規模殻模型計算などが計画されている。これらで得られた信頼性の高い光核反応データベースと宇宙線伝搬コードを組み合わせ、超高エネルギー宇宙線の起源の解明に挑む。
scattering length from 
photoproduction on the proton near the reaction threshold石川 貴嗣*; 藤村 寿子*; 深澤 宏司*; 橋本 亮*; He, Q.*; 本多 佑記*; 保坂 淳; 岩田 高広*; 甲斐田 俊*; 笠木 治郎太*; et al.
Physical Review C, 101(5), p.052201_1 - 052201_6, 2020/05
被引用回数：4 パーセンタイル：44.35(Physics, Nuclear)Photoproduction of the omega meson on the proton has been experimentally studied near the threshold. The total cross sections are determined at incident energies ranging from 1.09 to 1.15 GeV. The 1/2 and 3/2 spin-averaged scattering length 
and effective range 
between the CO meson and proton are estimated from the shape of the total cross section as a function of the incident photon energy: = (-0.97 
+ 
(0.07 
) fm and = (+2.78 
) + (-0.01 
) fm, resulting in a repulsive force. The real and imaginary parts for and are determined separately for the first time. A small 
-wave contribution does not affect the obtained values.
稲葉 良知; Lee, T.*; 植田 祥平; 笠原 清司; 本多 友貴; Lee, H.*; Kim, E.*; Cho, M.*; Bae, K.*; 坂場 成昭
JAEA-Review 2015-043, 96 Pages, 2016/03
JAEA-Review-2015-043.pdf:79.27MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、韓国原子力研究所(KAERI)と「韓国原子力研究所と日本原子力研究開発機構との間の原子力平和利用分野における研究協力実施取決め」を締結し、高温ガス炉と原子力水素技術の開発に関する研究協力計画の下で、高温ガス炉と熱化学法ISプロセスによる水素製造技術開発を効率的に進めるために、両者による情報交換会議を2015年11月5日
6日に大洗研究開発センターにおいて実施した。会議は公開情報に基づき、双方の研究者により、日本及び韓国における高温ガス炉開発及び原子力水素研究開発の現状と将来計画が議論された。本報は、本会議における論文集である。
佐甲 博之; Ahn, J. K.*; Baek, K. H.*; Bassalleck, B.*; Fujioka, H.*; Guo, L.*; 長谷川 勝一; Hicks, K.*; Honda, R.*; Hwang, S. H.*; et al.
Journal of Instrumentation (Internet), 9(4), p.C04009_1 - C04009_10, 2014/04
被引用回数：3 パーセンタイル：15.93(Instruments & Instrumentation)(
,
)反応によるHダイバリオン探索実験(J-PARC E42)のためのTPCの開発を行っている。TPCにおいてHが2個の
と2個の
に崩壊する事象を測定する。TPCのドリフト体積は50cm直径、55cmドリフト長を持つ8角柱構造をしておりAr-CH
ガスを使用する。増幅部には3層のGEMを使用する。荷電粒子の運動量測定のためTPCにはドリフト電場と平行に鉛直方向の1Tの双極磁場を超伝導ヘルムホルツ型磁石によりかける。H崩壊のアクセプタンスを最大にするためダイアモンド標的がTPC内部の筒状の穴に設置される。さらに、超高レートのビームをTPCに直接照射するため陽イオンフィードバックを極力抑制必要がある。このためTPCにGEMとgating gridを採用した。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Kchl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08
被引用回数：35 パーセンタイル：80.49(Physics, Fluids & Plasmas)In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the 
dynamics within 
0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of 
MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.
村上 和功*; Park, J. M.*; Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; Doyle, E. J.*; 福山 淳*; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Recent progress on ITER steady-state scenario modeling by the ITPA-IOS group is reviewed. Code-to-code benchmarks as the IOS group's common activities for the two steady-state scenarios (weak shear scenario and internal transport barrier scenario) are reviewed. These are discussed in terms of transport and kinetic profiles, heating and CD sources using various transport codes.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。
Giruzzi, G.*; Park, J. M.*; Murakami, M.*; Kessel, C. E.*; Polevoi, A.*; Sips, A. C. C.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
The modeling of the steady-state ITER scenarios is reviewed, as a subject of common work of the ITPA-SSO group. Focus is made not only on the basic physics issues, resulting from theory and experiments, but also on the difficulties and the needs of integrated modeling. Specific issues connected with high bootstrap fraction in the long pulse operation are addressed. Bootstrap current can be enhanced either by large pedestal temperatures, or by Internal Transport Barriers (ITB). Recent simulations for both high-pedestal scenarios and ITB scenarios are compared. Results of code benchmarking for typical parameters of ITER scenarios are also analyzed, and prospects for improvement of the integrated modeling capability will be discussed.
-element-enhanced metal-poor star BS 16934-002青木 和光*; 本田 敏志*; Beers, T. C.*; 比田井 昌英*; 岩本 信之; 冨永 望*; 梅田 秀之*; 野本 憲一*; Norris, J. E.*; Ryan, S. G.*
Astrophysical Journal, 660(1, Part1), p.747 - 761, 2007/05
被引用回数：45 パーセンタイル：72.2(Astronomy & Astrophysics)以前の元素組成解析で、MgとScが非常に豊富であることが知られていた超金属欠乏星BS16934-002に対して、さらに詳しい元素組成解析を行った。典型的な金属欠乏星であるHD122563の組成との比較から、BS16934-002は、O, Na, Mg, Al、並びにScの過剰が明らかとなった。しかしながら、炭素,窒素、及び-元素の過剰で知られる超金属欠乏星CS22949-037とCS29498-043とは異なり、炭素と窒素の過剰は見られなかった。このような特異な組成を持った星の元素組成の起源を説明できるモデルはこれまで存在しなかったので、この研究では超新星爆発を起こす前に多くの外層質量を失った大質量星モデルを仮定し、超新星爆発後の元素合成結果との比較及び議論をしている。
木津 要; 細金 延幸; 平塚 一; 市毛 尚志; 笹島 唯之; 正木 圭; 宮 直之; 本田 正男; 岩橋 孝明*; 佐々木 昇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.331 - 335, 2001/11
被引用回数：16 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)JT-60Uではプラズマの高密度化を目的とした遠心加速方式のペレット(固体重水素)入射装置本体の開発を実施した。さらに、従来のトーラス外側からの入射に加えて、トーラスの内側からの入射を可能とするガイド管も開発した。本装置の開発では、ペレットの射出方向をばらつかせる原因の一つである重水素昇華ガスを効率的に取り除くようにした。さらに、ペレットの壁との衝突による破壊モデルを考慮した管径、テーパー角度、曲率を持ったガイド管を設計した。これらにより1.9mm立方体のペレットを周波数10Hz、速度600m/sの条件で8割以上の高効率での連続射出が可能となった。本装置を用いたプラズマへのペレット入射実験の結果、ガスパフでの供給に比べよりプラズマ中心側への燃料供給が可能なこと、100m/sのペレットであればガイド管を通してのトーラス内側からの入射が可能であることを確認した。
角舘 聡; 岡 潔; 吉見 卓*; 田口 浩*; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 小原 建治郎; 多田 栄介; 松本 泰弘*; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52(1-4), p.993 - 999, 2000/11
被引用回数：9 パーセンタイル：54.09(Nuclear Science & Technology)ブランケットを保守する遠隔機器は、高い放射線環境下で大重量・大型の炉内機器を安定にかつ、高い位置・姿勢精度でハンドリングする遠隔技術が要求される。これまで、4トンの可搬性能を有する実規模ブランケット遠隔保守システムの構造・機構設計及び製作・試験を実施し、重量物を安定に、かつ高い設置精度で取り扱う基本要件を満足するブランケット交換を実証した。本報では、ブランケット(4トン)の着脱動作時に生じる衝撃力を抑制する新しい制御手法を明示すると共に、本制御手法を実機に適用し、プランケット着脱動作時の急激な荷重変動をほとんどゼロに制御することが実験的に実証されたので報告する。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
no journal, ,
One of the main goals of JT-60SA project is to achieve steady-state sustainment of a high normalized pressure (
) plasma, which is required in the ITER steady-stat operation and DEMO. Plasma control plays a key role to accomplish this goal. Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high plasma in JT-60SA has been carried out using TOPICS with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
