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-Fe
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/NiO/Pt epitaxial stacksDong, B.-W.*; Baldrati, L.*; Schneider, C.*; 新関 友彦*; Ramos, R.*; Ross, A.*; Cramer, J.*; 齊藤 英治; Kl
ui, M.*
Applied Physics Letters, 114(10), p.102405_1 - 102405_5, 2019/03
被引用回数：11 パーセンタイル：52.56(Physics, Applied)We study the spin Hall magnetoresistance (SMR) in epitaxial -FeO/NiO(001)/Pt stacks, as a function of temperature and thickness of the antiferromagnetic insulating NiO layer. Upon increasing the thickness of NiO from 0 nm to 10 nm, we detect a sign change of the SMR in the temperature range between 10 K and 280 K. This temperature dependence of the SMR in our stacks is different compared to that of previously studied yttrium iron garnet/NiO/Pt, as we do not find any peak or sign change as a function of temperature. We explain our data by a combination of spin current reflection from both the NiO/Pt and -FeO/NiO interfaces and the thickness-dependent exchange coupling mode between the NiO and -FeO layers, comprising parallel alignment for thin NiO and perpendicular alignment for thick NiO.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.
Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09
被引用回数：38 パーセンタイル：86.63(Physics, Fluids & Plasmas)Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06
Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.
Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; 林 伸彦; Schneider, M.*; Artaud, J. F.*; Baruzzo, M.*; Bolzonella, T.*; Farina, D.*; Figini, L.*; 藤田 隆明; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
A coordinated Japan-EU modelling activity has started in order to provide predictive simulations of the main JT-60SA scenarios. The first results of this activity are discussed in this paper. This includes: (1) the critical comparison and benchmark of Japanese and EU H and CD codes, in particular of NBI codes for the complex injector configuration of the JT-60SA machine; (2) the validation of the main models and simulation framework used in both Japanese and EU integrated modelling suites of codes, based on selected reference discharges of JT-60U and JET, representing the main scenarios (H-mode, hybrid, advanced); (3) predictive modelling of JT-60SA scenario, using the 0.5-D code METIS.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 36F, p.P5.057_1 - P5.057_4, 2012/00
Predictive simulations for electron and ion temperatures have been carried out for JET and JT-60U plasmas in order to determine the most appropriate models to this type of plasmas. To carry out this programme, the integrated modelling codes CRONOS and TOPICS-IB are used. Results show that the H-modes are usually well simulated for both devices, whereas for the advanced regimes, as the hybrid, there are clear deviations from experimental data, mainly for JT-60U. The reasons for such discrepancies are analysed.
Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K
chl, 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.
Y
Ti
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Chang, L.-J.; Su, Y.*; Kao, Y.-J.*; Chou, Y. Z.*; 加倉井 和久; Mittal, R.*; Schneider, H.*; Br
ckel, T.*; Balakrishnan, G.*; Lees, M. R.*
Physica B; Condensed Matter, 406(12), p.2393 - 2396, 2011/06
被引用回数：1 パーセンタイル：5.37(Physics, Condensed Matter)Diffuse polarized neutron scattering studies have been carried out on single crystals of pyrochlore spin ice HoYTiO (x = 0, 0.3, and 1) to investigate the effects of doping and anisotropy on spin correlations in the system. For all the samples studied the spin flip (SF) diffuse scattering (i.e. the in-plane component) reveals that the spin correlations can be described using a nearest-neighbour spin ice model (NNSM) at higher temperatures (
= 3.6 K) and a dipolar spin ice model (DSM) as the temperature is reduced ( = 30 mK). In this paper, we focus on the experimental results of the highly doped spin ice HoYTiO and compare our results with pure spin ice HoTiO.
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.
Bonoli, P. T.*; Harvey, R. W.*; Kessel, C. E.*; Imbeaux, F.*; 及川 聡洋; Schneider, M.*; Barbato, E.*; Decker, J.*; Giruzzi, G.*; Forest, C. B.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
ITER定常運転プラズマを対象として、複数の低域混成波(LH)電流駆動計算コードを比較した。LH計算コードには2次元速度空間で定義されたFokker-Planck方程式をもとにしたコード及び1次元Fokker-Planck方程式をもとにしたコードがあり、2次元Fokker-Planckコードは最も適切な取り扱いをしていると考えられる。2次元コードは1次元コードに比べて40%程度大きいLH駆動電流を与えた。また、捕捉粒子効果の考慮も重要であることもわかった。さらに、バウンス平均したオペレータの導入が必要であり、バウンス平均していないオペレータを使った場合30%程度計算結果が異なる。また、核融合生成物である3.5MeVのアルファ粒子によるLH波の吸収を評価した。アルファ粒子の異常輸送によりLH波吸収領域でのアルファ粒子密度が増加する場合でも、LH波周波数3.7GHzにおいてアルファ粒子により吸収されるLHパワーは7.7%と小さく、LH機器の設計値である5GHzに対して周波数選択の余地があることを示した。
Kessel, C. E.*; Giruzzi, G.*; Sips, A. C. C.*; Budny, R. V.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Imbeaux, F.*; Joffrin, E.*; Schneider, M.*; Luce, T.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
国際トカマク物理活動の定常運転グループでは統合シミュレーションコードのベンチマークを始めており、CRONOS, ONETWO, TRANSP, TOPICS, ASTRAといった複数の1.5次元輸送コードを用いてITERハイブリッド運転のシミュレーションを行った。平衡配位,加熱電流駆動機器のジオメトリ、熱・粒子輸送モデル等について共通ガイドラインを設けて極力同じ計算条件となるようにしている。世界的に利用されている輸送コードのほとんどが参加したベンチマークは初めてであり、結果の違いについて結論できる段階には至っていないが、各コードにおいて改良すべき点を客観的に評価できることを明らかにした。
二宮 博正; 飛田 健次; Schneider, U.*; Martin, G.*; Heidbrink, W. W.*; Kolesnichenko, Ya. I.*
Nuclear Fusion, 40(7), p.1287 - 1291, 2000/07
被引用回数：4 パーセンタイル：80(Physics, Fluids & Plasmas)原研那珂研究所で開催された第6回IAEA「磁気閉じ込め系における高エネルギー粒子」に関する技術会合の報告書である。トカマクにおける高エネルギーイオンの理論・実験研究が中心であったこれまでのトピックスに加え、逃走電子及びトカマク以外の磁気閉じ込め方式における高エネルギー粒子研究を加えたことが今日の会合の特徴である。本会合には60人を超える参加者があり、27件の口頭発表と19件のポスター発表が行われた。これまでトカマク中心に進められていたこの領域の研究がヘリカル装置、球状トカマク等へも拡大し、閉じ込め方式によって特徴は異なるものの基本的には同じ現象が起こることを確認できた。
及川 聡洋; Park, J. M.*; Polevoi, A. R.*; Schneider, M.*; Giruzzi, G.*; Murakami, M.*; 谷 啓二*; Sips, A. C. C.*
no journal, ,
出張者は国際トカマク物理活動の統合運転シナリオに関するトピカルグループにおいて、中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)の理論コードのベンチマークを主導している。現在までに粒子軌道追跡モンテカルロコードOFMC, NUBEAM, SPOT,フォッカープランク法によるACCOME, ASTRAの計5コードの比較を行ってきた。NB入射による高速イオン生成分布は、異なるビームモデル,電離断面積モデルを使っていてもほぼ一致する。加熱分布はおおむね一致するものの細かい部分での差異が見られる。これは有限軌道幅効果によるもと考えられる。NB電流駆動分布は比較的大きな相違が見られる。OFMC, ACCOMEは高速イオンの初期ピッチ角をトロイダル磁場に対して計算しており、本来のプラズマ平衡磁場に対するピッチ角よりもずれる。このピッチ角計算の修正により、他コードとの差はある程度解消されることが期待できる。ASTRAコードは、実際のNB軌道を簡略化していること、円柱プラズマに対して導出されてフォッカープランク方程式を解いておりトロイダル効果を反映していないことが他コードとのずれの原因であることがわかった。
YTiOChang, L.-J.; Su, Y.*; Kao, Y.-J.*; Chou, Y. Z.*; Mittal, R.*; Schneider, H.*; Brueckel, T.*; Balakrishnan, G.*; Lees, M. R.*
no journal, ,
Diffuse polarized neutron scatterings have been carried out on the pyrochlore spin ice HoYTiO (x = 0, 0.3 and 1) single crystals to investigate the doping effects and anisotropy of spin correlations in the system. The crystals were aligned in the (1-10) orientation to coincide with the direction of neutron polarization. The spin flip diffuse scattering (i.e. the in-plane component) reveals an anomalous crossover in the spin correlations from the nearest-neighbor spin ice correlation to a typical dipolar spin ice correlation as the temperature is reduced for all the samples. A signature of strong antiferromagnetic correlation is observed in the non-spin flip channel (i.e. the out-of-plane component), at the same temperatures where the dipolar spin ice correlation appears in the spin flip channel.
矢本 昌平*; 星野 一生; 本間 裕貴*; 畑山 明聖*; Bonnin, X.*; Coster, D.*; Schneider, R.*
no journal, ,
To understand the impurity transport in fusion edge plasma, systematic study of the dependence of tungsten impurity transport on the background plasma conditions are needed. In this study, as the first step, the dependence of the impurity transport on the upstream plasma density has been studied by impurity transport code IMPGYRO for the fixed background plasma profiles obtained from SOLPS code in a model Tokamak geometry of JT-60U tungsten experiments. The density profiles of tungsten are compared between the low background deuterium density (Case A: n
= 
m
at core side boundary) and the high background deuterium density (Case B: n = 
m at core side boundary). The impurity density profile in the SOL is more localized at the low field side for Case B. These features are possibly explained by the force balance between the thermal force and the friction force.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Citrin, J.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; et al.
no journal, ,
An extensive exercise of physics analysis and modeling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which share characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combination of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analyzed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum simulation framework.
高原 省五; Crouail, P.*; Schneider, T.*
no journal, ,
Reference level is applied to decision making for protection of the public taking into account the prevailing circumstances of the exposures under consideration. In post accident situation, as exposure conditions and radioactivity distributions change momentarily, it may be appropriate to update the reference level in a timely manner. However, before the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, insights had been insufficient for implementing the update and the choice of reference level in post accident situation. In this study, the authors reviewed the data on evolution of the reference level and other numerical criteria which were used for making decisions on protective actions after the Fukushima accident, and also analyzed the data to get insights on confusions which were caused by the use of the reference levels. In addition, based on these insights, we made considerations about how to choose the reference level, and how to update appropriately in a timely manner.
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; 甲斐 倫明*; Schneider, T.*; Lecomte, J.-F.*
no journal, ,
算出されたリスクに基づく放射線防護基準の根拠を検討する際には、統計的なベンチマークデータが必要である。これまでは、英国王立協会のリスク評価研究がベンチマーク統計として用いられてきた。本研究では、ベースラインとなるがんの罹患率と死亡率に着目し、放射線に関連するがんリスクと比較する。ここでは、各国のがん罹患率と死亡率のデータを用いて計算した生涯死亡リスクと罹患リスク、障害調整生存年(DALYs)を発表する。結果の一つとして、各指標は国間によって異なり、生涯死亡リスクは0.12
0.30、生涯罹患リスクは0.220.54、DALYsは0.0100.044yの値を取り、放射線に関連するがんリスクと比較する際に有用なデータを提供した。
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; 甲斐 倫明*; Schneider, T.*; Lecomte, J.-F.*
no journal, ,
ICRPでは、放射線被ばくによる健康への有害な影響を定量化するために"デトリメント"という概念を利用している。デトリメントは、致死的ながんの致死割合、非致死的ながんに罹患していることによるQOLの低下、害が発生した場合の余命損失が考慮されている。デトリメントは、放射線被ばくの分野でのみ使用されている指標であり、化学分野や環境分野などで使用されている他のリスクと比較することはできない。そこで本研究では、他の分野でも利用されているリスク指標DALY(病的状態や障害、早死により失われた年数を表す)に着目し、放射線被ばく時のDALYを37か国で求めた。DALYは被ばくで生じたがんによる死亡で短くなった損失余命と、がんの症状の重さと罹患から死亡までの長さに応じて失われた健康年数の和で求めた。ここで被ばく条件は、被ばく時年齢1865歳(職業被ばく想定)、被ばく線量20mSv/y(生涯約1Sv相当)とした。その結果、DALYは0.0030.007y/人となり、諸外国の死亡率の上位である虚血性心疾患と脳卒中(0.010.1y/人程度)よりも低い値であった。
