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論文

Development of magnetic sensors for JT-60SA

武智 学; 松永 剛; 櫻井 真治; 笹島 唯之; 柳生 純一; 星 亨*; 川俣 陽一; 栗原 研一; JT-60SAチーム; Nishikawa, T.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.985 - 988, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA, which has fully super conducting coils, is under construction in order to demonstrate and develop steady-state high beta operation for supplement ITER toward DEMO. Three types of coils will be installed in the vacuum vessel for resistive wall mode (RWM) control, error field correction and also for edge localized mode (ELM) control. Biaxial magnetic sensors have been developed, because 3D information of magnetic configuration is necessary for these controls. Also, redesigned magnetic sensors for basic information of JT-60SA plasma, e.g. one-turn loop, Rogowski coils, diamagnetic loop and saddle coils have been developed, because manufacture and installation of these sensors are much more difficult for JT-60SA than those for JT-60U. The design and the specification of the magnetic sensors for JT-60SA will be reported from engineering and physics aspects.

論文

コーシー条件面(CCS)法によるプラズマ位置形状再構築

栗原 研一; 板垣 正文*; 宮田 良明; 中村 一男*; 浦野 創

プラズマ・核融合学会誌, 91(1), p.10 - 47, 2015/01

磁場閉じ込め方式におけるプラズマ位置形状の実時間制御及び平衡状態の診断は、MHD不安定性等によるプラズマの急激な変化に素早く対応し、適切な位置及び形状を維持した安全な運転やダイバータ部におけるストライクポイントの適切な制御、さらには電子サイクロトロン加熱等の共鳴位置を正確に定めるために非常に重要な課題である。コーシー条件面(CCS)を用いた境界積分方程式の解析解に基礎を置く解法(=「コーシー条件面法」。以降、CCS法と略す。)は、コイル電流、磁気センサー信号から直接位置形状を高速かつ高精度で導出する画期的な制御手法として注目を集めている。特に近年ではトカマクだけでなく、ヘリカル、逆転磁場ピンチ、球状トカマクでの応用例が示され、磁場閉じ込め核融合分野において幅広く応用されている。そこでまず、プラズマ位置形状同定の重要性とそのための逆問題としてのCCS法について、理論的背景、従来の方法との違い、利点について具体例を示しながら概説する。次に、各閉じ込め方式におけるプラズマ位置形状同定の応用例を紹介し、最後に、CCS法に関連するプラズマ位置形状同定における今後の課題を述べる。

論文

Feeder components and instrumentation for the JT-60SA magnet system

吉田 清; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治; 本田 敦; 大西 祥広; 古川 真人; 淺川 修二; 倉持 勝也; 栗原 研一

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1499 - 1504, 2013/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA装置はEUと日本の共同で、ITERのサテライト・トカマク(JT-60SA)を製作する計画である。JT-60SA用超伝導マグネットは、18個のトロイダル磁場コイルと4個の中心ソレノイド・モジュール、6個の平衡磁場コイルから構成される。超伝導コイルには、交流損失や核発熱で3.2kWの熱負荷が発生し、4.4Kの超伝導臨界ヘリウムで冷却する。そのために、冷凍機からの冷媒を、クライオスタットに取り付けたバルブボックスで分配する。また、コイル端子箱に取り付けた高温超伝導電流リードから、超伝導フィーダーを経由して各コイルに電流を供給する。クエンチ検出などの計測の設計を示す。JT-60SA用超伝導マグネット装置は、既存のJT-60U装置の改造するために、配置や空間的な制限が多く存在していた。それらの設計条件を満足する概念設計が完了したので報告する。

論文

核融合研究で開発された最先端技術の波及効果

栗原 研一; 小川 雄一*

日本原子力学会誌, 55(4), p.225 - 230, 2013/04

核融合実現に向けた課題克服を目的に研究開発された多数の最先端技術は、これまで他の産業分野へも活発に応用されてきた。現在、国際熱核融合実験炉ITER建設や原型炉を目指した幅広いアプローチ活動が技術課題と格闘しながら展開される中、本解説では、核融合研究で開発された最先端技術が、どのような機器に技術波及したか、あるいは可能性があるかについて現状を俯瞰し、科学技術創造立国の一翼を担っているとも言える核融合研究開発の新たな魅力を紹介する。

論文

臨界プラズマ試験装置JT-60; その技術史上の意義

栗原 研一

電気学会研究会資料,電気技術史研究会(HEE-12-016$$sim$$023), p.29 - 33, 2012/09

トカマク型臨界プラズマ試験装置JT-60は大規模な電気システムであり、大容量の電動発電機,大電流サイリスタ変換器,大出力マイクロ波管などの電気技術開発との相互発展のもとに建設及び実験運転され、臨界条件を達成するとともに持続的な原子核反応を高効率で発生できることを実証し、国際熱核融合実験炉ITERの建設へと道を拓いた。このJT-60について技術史における位置づけを試みる。

論文

Manufacture of the winding pack and development of key parts for the JT-60SA poloidal field coils

土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 吉田 清; 栗原 研一; 長谷川 満*; 久野 和雄*; 野元 一宏*; 堀井 弘幸*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4202304_1 - 4202304_4, 2012/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:53(Engineering, Electrical & Electronic)

日本が担当しているJT-60SAのポロイダル磁場コイルのうち、中心ソレノイド(CS)については、巻線機が完成して調整中であり、平衡磁場コイル(EF)コイルについては、一号機となるEF4コイルが製造を開始し、これまでに本コイルを構成する10個のダブルパンケーキコイル(DP)のうち4個のDPが完成している。また、3つのDPについては寸法検査も行われ、電流中心の誤差は、+2.2mmから-2.1mmの範囲であり、設計誤算範囲である$$pm$$3mmよりも十分小さくなっていることがわかった。このことから、本コイル製造は順調に進んでいるものと判断できる。一方、巻線を構成する部品である、冷媒入口部や巻線終端部の製作は、コイル巻線作業直後に行われる作業でもあるので、早急に設計を完遂する必要がある。特にCSは大きな電磁力を生じることから、設計条件が厳しくなる。まずインレットについては、この電磁力に耐えるうえに、加工時に超伝導線を傷つけないようにする設計ができた。巻線終端構造については、ITERで提案されているものに比べ簡素でありながら、フープ力に耐えつつ絶縁性能も保持する構造とすることができた。これにより、終端部の占有空間が小さくなって巻線の欠ターン数を少なくでき、プラズマ運転領域の確保に貢献した。

論文

Eddy current-adjusted plasma shape reconstruction by Cauchy condition surface method on QUEST

中村 一男*; Jiang, Y.*; Liu, X.*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 長谷川 真*; 徳永 和俊*; 図子 秀樹*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1080 - 1084, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Nuclear Science & Technology)

CCS (Cauchy Condition Surface) method is a numerical approach to reproduce plasma shape, which has good precision in conventional tokamak. In order to apply it in plasma shape reproduction of ST (Spherical Tokamak), the calculation precision of the CCS method in CPD ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.3 m, $$a$$ = 0.2 m) has been analyzed. The precision was confirmed also in ST and decided to be applied to QUEST ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.68 m, $$a$$ = 0.40 m). In present stage from the magnetic measurement, it is known that the eddy current effect is large in QUEST experiment, and there are no special magnetic measurements for eddy current now, so some proper model should be selected to evaluate the eddy current effect. The eddy current density by not only CS (Center Solenoid) coil but also plasma current is calculated using EDDYCAL (JAEA), the eddy currents are taken as unknown variables and solved together with plasma shape reconstruction. The result shows that the CCS method with eddy current adjustment achieves stable, accurate reconstruction of plasma shape in application to QUEST.

論文

Study of plasma current decay in the initial phase of high poloidal beta disruptions in JT-60U

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 岡本 征晃*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 大山 直幸; 仲野 友英; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.1302136_1 - 1302136_4, 2011/10

トカマクで発生するディスラプション時の電流減衰時間のモデルとして、プラズマインダクタンス$$L$$とプラズマ抵抗$$R$$のみで電流減衰時間を表現する$$L/R$$モデルがその簡便さから使用されている。しかし、過去の著者らの研究において、(1)JT-60Uの密度限界ディスラプションでは電流減衰初期のプラズマインダクタンスの時間変化が電流減衰時間に大きく影響を与えているため$$L/R$$モデルは実験結果を再現することができないこと、及び(2)プラズマインダクタンスの時間変化を考慮した「改良$$L/R$$モデル」を用いることにより実験結果が再現できることがわかった。また、今回、このモデルの適用範囲が拡大できるか明らかにするため、別の原因で発生したディスラプションに対してモデルの検証を行った。対象としてはJT-60Uで発生した高$$beta_p$$ディスラプションのデータを用いた。その結果、前回同様、プラズマインダクタンスの時間変化を考慮することにより実験での電流減衰時間とモデルによる予測値がよく一致することがわかった。このことは、ディスラプションの発生原因が異なる場合でもプラズマインダクタンスの時間変化を考慮した改良電流減衰モデルで電流減衰時間が記述できることを示している。

論文

はじめに; 核融合発電への鍵を握るプラズマ分布制御

栗原 研一

プラズマ・核融合学会誌, 86(9), p.517 - 518, 2010/09

核燃焼プラズマを実現する国際熱核融合実験炉ITERが南仏で建設を開始し、原型炉の設計や炉工学的な研究開発も本格化することが見込めるようになってきた。ITERを補完し原型炉に直結する先進的炉心プラズマ研究を担当するサテライトトカマクJT-60SA計画が、日欧共同の幅広いアプローチ事業の一つとして既に始動している。このような背景のもと、燃焼・高ベータプラズマは、核反応生成物であるアルファー粒子が自己加熱を行う結果、自律性が高く、不安定性を回避しプラズマ閉じ込め性能を高めるために、ポロイダル断面内での電流,密度,温度,回転速度などの分布物理量の制御が必須の克服課題である。そこで、「1章はじめに」では、今後の研究開発に道標を提供する小特集の導入として、各章の内容と重要性や意義を、困難さと面白さを交えて論述する。

論文

結びとして; 核融合発電への鍵を握るプラズマ分布制御の未来

栗原 研一

プラズマ・核融合学会誌, 86(9), P. 541, 2010/09

核燃焼プラズマを実現する国際熱核融合実験炉ITERが南仏で建設を開始し、原型炉の設計や炉工学的な研究開発も本格化することが見込めるようになってきた。ITERを補完し原型炉に直結する先進的炉心プラズマ研究を担当するサテライトトカマクJT-60SA計画が、日欧共同の幅広いアプローチ事業の一つとして既に始動している。このような背景のもと、燃焼・高ベータプラズマは、核反応生成物であるアルファー粒子が自己加熱を行う結果、自律性が高く、不安定性を回避しプラズマ閉じ込め性能を高めるために、ポロイダル断面内での電流,密度,温度,回転速度などの分布物理量の制御が必須の克服課題である。「結びとして」では、プラズマ分布制御の未来に向かっての展望を述べる。

論文

Study of current decay time during disruption in JT-60U tokamak

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 岡本 征晃*; 大野 哲靖*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 仲野 友英; 大山 直幸; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Nuclear Fusion, 50(2), p.025015_1 - 025015_7, 2010/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:73.66(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのディスラプション時のプラズマ電流の減衰時間を計測データ及び平衡解析から得られた値を用いて詳細に評価した。まず、電子温度を電子サイクロトロン放射及びヘリウムI線強度比から独立に評価し、それぞれの値から得られたプラズマ抵抗値を${it L/R}$モデルに適用して電流減衰時間を算出した。その結果、実験での電流減衰時間が長い($$sim$$100ms)領域では${it L/R}$モデルから算出した電流減衰時間は実験値と同程度であるが、電流減衰時間が短くなるにつれ${it L/R}$モデルでの値が実験値よりも大きくなり、実験での電流減衰時間が10ms程度の領域では${it L/R}$モデルでの値は1桁程度大きく評価されることがわかった。次に、内部インダクタンスをCauchy Condition Surface法により評価するとともに、内部インダクタンスの時間変化を考慮するようにモデルを改良した。その結果、広い電流減衰時間の範囲(10$$sim$$100ms)に渡り実験値と近い値が得られ、内部インダクタンスの時間変化の効果が重要であることがわかった。

論文

Conceptual design of the quench protection circuits for the JT-60SA superconducting magnets

Gaio, E.*; Novello, L.*; Piovan, R.*; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 栗原 研一; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.804 - 809, 2009/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.02(Nuclear Science & Technology)

コイルクエンチ時に超電導コイルの蓄積エネルギーを高速に取り除かなければならないJT-60SAのクエンチ保護回路の概念設計について発表を行う。クエンチ保護回路の主要部は、高速にコイル消磁を行うためにコイル電流を抵抗に転流させる直流電流スイッチで構成される。本発表では、機械スイッチと半導体スイッチの一つであるIGCT(Integrated Gate Commutated Thyristor)の並列接続で構成されたハイブリッド型電流スイッチを提案し、検討した結果について述べる。また、クエンチ保護回路の主要部のほかに、電流スイッチで電流遮断失敗した場合のバックアップ回路として直列にパイロブレーカーを接続する。提案するハイブリッド型クエンチ保護回路は、半導体スイッチの特徴である高速遮断性能とメンテナンスフリーの利点と機械スイッチの特徴である低損失の利点の両方を併せ持つ回路構成となる。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

Plasma control systems relevant to ITER and fusion power plants

栗原 研一; Lister, J. B.*; Humphreys, D. A.*; Ferron, J. R.*; Treutterer, W.*; Sartori, F.*; Felton, R.*; Br$'e$mond, S.*; Moreau, P.*; JET-EFDA Contributors*

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.959 - 970, 2008/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:16.65(Nuclear Science & Technology)

ITER建設が開始され将来の核融合発電炉に向けて一歩前進した現在、既存の大型中型トカマク装置は、残された重大な課題である「高性能プラズマ(高圧力,高自発電流割合)の生成と定常維持及び不安定性の完全回避」の方策を見いだすことが求められている。さらにその方策をITERにおける燃焼プラズマ実験で検証されることが必要である。これらの課題が発電炉への主たる障害であることはいわば共通認識であるので、ITERにおけるプラズマ制御システムは、既存のトカマク実験で得られた経験を外挿できる機能と、将来の新たな知見に柔軟に適応できる構造(制御システムの進化)という重要な2面を合わせ持たなければならない。このような趣旨から、まず現在稼働している装置におけるプラズマ制御システムの特徴や機能をソフト/ハード両面からレビューする。次にITERのCODAC設計から要求事項をサーベイする。さらに、プラズマ制御システムにおける柔軟構造の意味を、将来の要求を想定しながら議論する。最後に、将来のプラズマ制御システム像を描き出す。

論文

プラズマ実時間制御を考慮したプラズマ断面位置形状再構築システムのST装置への適用検討

栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; Wang, F.*; 中村 一男*; 御手洗 修*; 佐藤 浩之助*; 図子 秀樹*; 花田 和明*; 坂本 瑞樹*; et al.

九州大学応用力学研究所RIAMフォーラム2008講演要旨, p.66 - 69, 2008/06

JT-60で開発したプラズマ最外殻磁気面の同定法であるコーシー条件面(CCS)法は、穴の開いた特異性のある真空場の厳密解を基本とし、電磁気センサー信号を用いて精度よくプラズマの断面形状を同定できる。このCCS法を九州大学で平成20年度より稼動計画のプラズマ境界力学実験装置QUEST(Q-shu University Experiment with Steady State Spherical Tokamak)のプラズマ平衡実時間制御へ適用し、高精度にプラズマ断面形状を再構築することを確認した。本発表は、QUESTに対して、JT-60での経験に基づいた実時間制御システム構成や実時間プラズマ形状再構築手法の提案における一連の検討結果報告である。

論文

Development of the supervisory discharge operation monitoring system for JT-60

末岡 通治; 戸塚 俊之; 川俣 陽一; 栗原 研一; 関 暁之

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.283 - 286, 2008/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核融合実験装置を安全かつ効率的に運転するには、実験運転に携わる運転員にその時々でタイムリーな情報を提供する必要がある。そこで、中央制御室の前面に大型液晶モニタを新規設置し、この画面に実時間プラズマ映像や放電シーケンスの進行状況,放電スケジュール,各設備の警報の有無など、さまざまな情報画面を自動表示する全く新しいシステムを開発することとした。このシステムは放電シーケンスに従ってこれらの画面を自動的に切り替えることができ、また運転者の任意のリクエストに応じた画面を出力することもできる。本発表では、本システムの設計の現状について報告し、また機能向上など将来の実験利用に向けた展望についても触れる。

論文

Design study of the JT-60SA supervisory control system

川俣 陽一; 内藤 磨; 清野 公広; 伊丹 潔; 戸塚 俊之; 赤坂 博美; 末岡 通治; 佐藤 朋樹; 大島 貴幸; 坂田 信也; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.198 - 201, 2008/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.3(Nuclear Science & Technology)

ITERの幅広いアプローチとして超伝導化されるJT-60SAの設計が開始され、制御システムについては既存システムを最大限再利用しつつ、次の各項目それぞれに新しい考え方を創出適用し先進的な統括制御システムを構築することを目指して検討している。(1)高精度タイミングシステム,(2)先進的放電シーケンス制御システム,(3)高機能実時間制御システム,(4)ハードワイヤード保護インターロックシステム,(5)制御プログラム形式放電条件システム,(6)先進的データベースシステム。本発表では、JT-60SA統括制御システムの特徴である上記システムの重要ポイントについて概念設計の検討内容を報告する。

論文

Optimization of the viewing chord arrangement of the ITER poloidal polarimeter

山口 太樹; 河野 康則; 藤枝 浩文; 栗原 研一; 杉原 正芳*; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 50(4), p.045004_1 - 045004_15, 2008/04

国際熱核融合実験炉(ITER)における安全係数の分布計測にポロイダル偏光計測装置が用いられる。ポロイダル偏光計測装置は、レーザー光をプラズマ中に入射し、透過レーザー光の偏光面のファラデー回転角を検出するものであるが、ポート部の幾何学的な形状からレーザー視線数は15チャンネル程度に制限される。本研究では、十分な精度で安全係数分布を得るため、限られた視線数の最適配置に関する研究を行った。最外殻磁気面形状とポロイダル偏光計測装置のみの情報から安全係数分布を同定可能な平衡再構築コードを開発し、ITER運転シナリオとして予測されている平衡に対し再構築を行った。その結果、誘導運転シナリオの燃焼フェーズを解析対象とした場合、プラズマ周辺に視線がない場合には磁気軸での安全係数に35%の誤差が生じたが、上部ポートの視線をプラズマ周辺領域に配置することにより、3%の誤差にまで改善した。この視線配置を非誘導運転シナリオの燃焼フェーズ及び誘導運転シナリオのプラズマ電流3.5MAフェーズに適用した場合にも、大きな精度の劣化が生じないことを示した。

論文

Optimization of the viewing chord arrangement of the ITER poloidal polarimeter

山口 太樹; 河野 康則; 藤枝 浩文; 栗原 研一; 杉原 正芳*; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 50(4), p.045004_1 - 045004_15, 2008/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.86(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)のプラズマ中心部における安全係数分布の計測にポロイダル偏光計測装置が用いられる予定である。本研究では、精度の良い安全係数分布を同定するために適したポロイダル偏光計側装置の視線配置について、平衡再構築コードを用いた評価・検討を行った。平衡再構築コードは本研究で開発したものであり、ポロイダル偏光計測装置の計測データのみを用いてプラズマ内部の磁気面分布を評価することが可能であるという特長を持つ。結果として、ITER運転シナリオとして予測されている3つの平衡(誘導運転シナリオの燃焼フェーズ,非誘導運転シナリオの燃焼フェーズ及び誘導運転シナリオのリミターフェーズ)のそれぞれに対する最適な視線配置を得ることができ、プラズマ中心部における安全係数分布の精度として3%以内が見込まれた。さらに、誘導運転シナリオの燃焼フェーズに最適化した視線配置を他の平衡に適用し、それぞれの平衡に最適化した視線配置を用いた場合と比較して、大きな精度の劣化が生じないことを示した。誘導運転シナリオの燃焼フェーズに最適化した視線配置は、ITERポロイダル偏光計側装置の有望な視線配置であると言える。

報告書

JT-60SAにおける直流電源系の初期設計検討

島田 勝弘; 大森 栄和; 岡野 潤; 松川 達哉; 寺門 恒久; 栗原 研一

JAEA-Technology 2008-031, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-031.pdf:10.84MB

臨界プラズマ試験装置JT-60の次期装置としてJT-60SA(Super Advanced)の設計検討が進められている。JT-60SAでは、トロイダル磁場コイル(TFコイル),ポロイダル磁場コイル(PFコイル)が超伝導化され、100s以上のフラットトップを持つ長時間プラズマ運転が可能となる。このようなプラズマ運転,コイルの超伝導化に対応するために新しい直流系電源システムの構築を行う必要がある。これらの超伝導コイルに直流電力を供給する電源は、既存のJT-60電源を有効に再利用した電源機器と新規製作による電源機器を組合せた構成とし、コストの低減を図った。また、超伝導コイルを用いるため、コイルクエンチ時にコイル蓄積エネルギーを急速に消費させるクエンチ保護回路を新規に導入した。本報告書では、JT-60SAの直流系電源(TFコイル電源,PFコイル電源)の回路構成やそれらの制御手法の検討結果及びPSCAD/EMTDCを用いた設計した電源システムでの初期電源制御シミュレーション結果について報告する。

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