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論文

Overview of plasma-material interaction experiments on EAST employing MAPES

Ding, F.*; Luo, G.-N.*; Pitts, R.*; Litnovsky, A.*; Gong, X.*; Ding, R.*; Mao, H.*; Zhou, H.*; Wampler, W. R.*; Stangeby, P. C.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.710 - 716, 2014/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:8.23(Materials Science, Multidisciplinary)

A movable material probe system (Material and Plasma Evaluation System: MAPES) with an independent pumping system and a sample exchange chamber has been developed and installed on a horizontal port of the EAST tokamak for studies of plasma material interaction (PMI). In the 2012 experimental campaign, deposition and erosion were studied for three samples: mock-up of the outer first wall panels (FWPs) in ITER, castellated tungsten, and molybdenum mirrors. The FWPs with carbon deposition layer were exposed to helium plasmas. The maximum erosion rate of the carbon was valuated to be 8 nm/s. The castellated tungsten with rectangular cells and roof-like shaped cells was exposed to deuterium plasmas to compare amount of deposits on the gap surface. The amount of carbon and boron impurities on the gap surface of the roof-like shaped cells were reduced to less than 30% compared with that of the rectangular cells. The molybdenum mirrors of which protective ducts are installed in front were exposed to deuterium plasmas in order to investigate effects of length of the ducts. It was found that the reflectivity of the mirrors with 60 mm-long protective ducts is kept the initial reflectivity.

論文

Investigation of carbon dust accumulation in the JT-60U tokamak vacuum vessel

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 福本 正勝

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S659 - S663, 2013/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:86.47(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおけるダイバータ改造後12年の運転を経て容器内で収集されたダスト粒子の分析結果を発表する。ダスト収集は、運転開始6年後にプラズマが直接照射されるタイル表面や直接に照射されないダイバータやバッフルの裏部についてトロイダル一か所で行われたが(初回)、今回は複数のトロイダル箇所で実施され比較が行われた。タイル表面では、炭素の堆積層が多く観測される内側ダイバータでのエリア密度が高い。最も多くのダストはダイバータ下の排気経路に蓄積されることが、初回の結果と同様に観測された。トロイダル方向異なる場所の試料を分析した結果、それぞれのポロイダル位置におけるトロイダル方向の非対称性はファクター3程度であった。同じ収集位置におけるダスト蓄積量を初回と今回とで比較した結果、実験運転期間後半での蓄積量が大きく1放電の放電時間の延長が要因と考えられる。ダスト粒子の大きさや形状の特性は、顕微鏡画像解析により評価を行い、直径20マイクロm以下のダスト粒子数は統計分布を持つこと、20マイクロm以上の大きなダストは堆積層の一部が放出された可能性が高く総体積や重量に大きく寄与することなどが明らかとなった。

論文

Characteristics of tungsten and carbon dusts in JT-60U and evaluation of hydrogen isotope retention

芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 福本 正勝; 林 孝夫; 上田 良夫*; 室賀 健夫*

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S664 - S667, 2013/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:52.48(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uで採取されたダストに対し、炭素主成分中のタングステン(W)含有量及びダストに含まれる水素同位体保持量の分析結果を発表する。Wタイルが設置されたダイバータ周辺で収集したダスト中のW含有量を評価した結果、ドーム下の3か所にてW含有ダストが検出された。微量であるダスト粒子の成分(さらにW含有量は1%以下)を分析するため、インジウムペーストにダストを固定し真空中でX線光電子分光法により分析する手法を確立した。ダストはプラズマ対向面で成長・生成したと考えられ、その場所はIMPGYROコードによる蓄積位置と比較するとよく一致しており、Wダイバータ配位時の堆積層からダストが生成されたと考えられる。さらに、ダストの水素同位体保持量については昇温脱離法で分析した。バルクタイルにおける蓄積量と比較すると単位質量あたりの保持量は1桁多く、1000K以上の高い温度にてピークを持つ特徴があり、これはダスト中の炭素構造に起因していると考えられる。

論文

炉内トリチウム

上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09

特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから$$^{13}$$CH$$_{4}$$を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上に$$^{13}$$Cが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及び$$^{13}$$CとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわち$$^{13}$$CH$$_{x}$$, x=1$$sim$$4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。

論文

Measurements of carbon dust property in experiment and post-campaign sampling on JT-60U Tokamak

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 波多江 仰紀; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1572 - 1575, 2011/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uにおける実験中及び実験終了後に容器内で収集されたダスト粒子の測定結果を発表する。レーザー散乱によりダスト粒子からの散乱光の分布測定し、プラズマ放電中は周辺部で多くのダストが昇華されることを明らかにした。散乱光強度からダスト粒子の大きさを評価した。さらに、実験期間後に収集されたダストの分析結果から、特にダイバータ下の排気経路部分に多くのダストが蓄積され、粒子の大きさや形状の特性も定量的に評価を行い水素同位体の蓄積量の評価を行った。堆積したダストに蓄積される水素同位体量を、ダスト内部及び表面に蓄積される場合について推定評価を行った。

論文

Measurement of dust quantity and distribution collected from JT-60U

林 孝夫; 朝倉 伸幸; 芦川 直子*; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1548 - 1551, 2011/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.93(Nuclear Science & Technology)

JT-60U(臨界プラズマ試験装置)の真空容器内に堆積したダストをエリアごとに収集し、電子天秤を用いた重量測定を実施することにより真空容器内のダストの重量分布を評価した。ダストはJT-60U真空容器内でフィルターと真空ポンプを用いて収集した。JT-60Uにおけるトロイダル方向の全18セクションのうち、ポートセクション16のダイバータ及びバッフル領域のダスト収集及び分析を実施した。プラズマ対向面に加えてタイルの下やダイバータの下からもダストを収集した。ダスト収集には、0.1$$mu$$mの小孔の空いたポリマーフィルムを用いた。ダストの量を定量化するため、ダスト収集前後にフィルターの重量を電子天秤(最小読み取り値:0.01mg)により測定した。収集されたダストの面密度が最も大きかったのは、プラズマ対向面では内側ダイバータ(610mg/m$$^{2}$$)で、非プラズマ対向面ではドーム下部(5,100g/m$$^{2}$$)であった。またトロイダル方向に均等に分布すると仮定すると、真空容器内全体ではプラズマ対向面で1.3g、非プラズマ対向面で22.2gのダストが堆積していることがわかった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,33

朝倉 伸幸; 芦川 直子*; 上田 良夫*; 大野 哲靖*; 田辺 哲朗*; 仲野 友英; 増崎 貴*; 伊丹 潔; 河野 康則; 川端 一男*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 87(7), p.485 - 486, 2011/07

2011年の5月に2つのITPAトピカルグループの会合が開催された。「スクレイプオフ層とダイバータ物理」トピカルグループはフィンランドで、及び「計測」トピカルグループはオランダで、それぞれ単独で会合を開催した。日本側ITPA委員から合計8名が出席し、活発な議論を行った。それぞれのトピカルグループの次回会合予定(それぞれ2012年1月、及び2011年10月)もあわせて示した。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,28

朝倉 伸幸; 仲野 友英; 増崎 貴*; 芦川 直子*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*; 大野 哲靖*

プラズマ・核融合学会誌, 86(2), P. 124, 2010/02

第13回ITPA「SOLダイバータ物理」トピカルグループ会合の概要を報告した。

論文

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開,3; 核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発

大宅 薫*; 井内 健介*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 川島 寿人; 星野 一生; 畑山 明聖*; 藤間 光徳*; 冨田 幸博*; 河村 学思*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.695 - 703, 2009/10

平成19年度より採択された文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」の中の6研究項目の一つである「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発」に関して、研究目的,研究開発の現状及び今後の課題について述べる。特に、(1)炉内プラズマ中のトリチウム輸送と対向壁への蓄積と放出,(2)ダスト粒子の炉内プラズマ中の挙動とトリチウム蓄積,(3)プラズマ対向材料のトリチウム蓄積と放出にかかわるモデル構築,コード開発及びシミュレーションの現状を紹介する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,24

井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12

2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。

論文

Research and development of imaging bolometers

Peterson, B. J.*; 木島 滋; Kostryukov, A. Y.*; Seo, D. C.*; Liu, Y.*; Miroshnikov, I. V.*; 芦川 直子*; Parchamy, H.*; 川島 寿人; 岩間 尚文*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1018_1 - S1018_4, 2007/11

イメージングボロメータの核融合炉への適用性展望と開発研究の概要を報告する。磁場閉じ込めの高温プラズマが放射や中性粒子を通じて失う損失パワーの測定は、これまで伝統的に1次元に配列した抵抗型ボロメータを用いて行われてきた。抵抗型ボロメータは、プラズマ放射を受けて変化した吸収薄膜の温度を抵抗線の抵抗値の温度依存性を利用して電気的に検出する方法である。多数の信号線を必要とする抵抗型ボロメータの場合、真空境界での取り合いや容器内の接続部で接触不良を生じる恐れのあることが核融合炉レベルの中性子照射試験により明らかとなった。一方、赤外イメージングボロメータは、金属吸収薄膜の放出する赤外放射を真空窓を経て中性子遮蔽の外まで信号を伝送する。抵抗型ボロメータ数百チャンネル分に相当する画像測定が可能で、将来の代替計測として期待される測定法である。核融合炉環境下での有効性を実証するためにイメージングボロメータを試作してJT-60Uトカマクに設置した。JT-60Uプラズマ放射の映像データと併せて核融合炉計測としての開発計画を示す。また、較正方法,トモグラフィー処理,新しい薄膜の開発やその他の応用などについても述べる。

論文

Spatial variation of the foil parameters from in situ calibration of the JT-60U imaging bolometer foil

Araghy, H. P.*; Peterson, B. J.*; 林 浩己*; 木島 滋; 芦川 直子*; Seo, D. C.*; JT-60Uチーム

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1116_1 - S1116_4, 2007/11

JT-60Uイメージングボロメータの受光薄膜の較正実験を行い、黒化処理した厚さ2.5ミクロン,有効面積9cm$$times$$7cmの金薄膜について、膜面各点での熱拡散係数や膜厚と熱伝導率との積などパワー算出やトモグラフィー解析に必要な物性値を求めた。較正実験は真空窓の外からHe-Neレーザーを用いて薄膜を局所加熱し、その赤外放射像を赤外カメラで測定する「その場試験」で行った。膜の各点の物性値は、有限要素法を用いた各点の温度分布モデルと実測値が整合するように決定した。ここでは求めた物性値の膜面内の変化について報告する。レーザー照射による温度上昇の測定データが膜面各点で比較的大きく変化しているため膜厚と熱伝導率との積が一様でない結果を得た。黒化処理に用いた炭素皮膜あるいは金薄膜自身の不均一を示唆するものであるが、現在原因の分析と併せて詳しい解析を行っている。

論文

Dynamics of deuterium implanted in boron coating film for wall conditioning

中畑 俊彦*; 吉河 朗*; 小柳津 誠*; 大矢 恭久*; 石本 祐樹*; 木津 要; 柳生 純一; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 宮 直之; et al.

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1170 - 1174, 2007/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.36(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにて行われているボロニゼーションを模擬し、静岡大学のP-CVDにて膜調整を行った高純度ボロン膜に対して飽和量の重水素を照射した後、加熱とSIMS測定を繰り返し行い、膜中に捕捉された水素同位体放出過程に関する以下の知見を得た。重水素脱離を支配する要素は試料温度である。第1期、すなわち573K以下では、B-D-B結合からの重水素の脱離が支配的であり、その温度領域においては、拡散が律速過程であった。573Kを上回ると、重水素はBD結合からおもに脱離し、その温度領域においては、再結合が律速過程であった。BD結合として捕捉された重水素の実効的な再結合定数は等温加熱実験によって算出した。

論文

Observation of divertor and core radiation in JT-60U by means of bolometric imaging

Peterson, B. J.*; 木島 滋; Parchamy, H.*; 金子 昌司*; 大森 俊道*; Seo, D. C.*; 芦川 直子*; 助川 篤彦; JT-60チーム

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.412 - 415, 2007/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.57(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合科学研究所との研究協力としてJT-60Uで実施している「核燃焼トカマク実験用イメージング・ボロメータの開発」に関する最新の研究成果を報告する。この計測法は、プラズマの放射をピンホールを介して薄膜に投影し、その結果生じる薄膜上の温度変化を赤外カメラの画像として測定する方法である。接線方向に広角の視野を持つ所から、ダイバータを含む全ポロイダル断面のトーラス1/4周にわたる広い範囲の観測が可能である。昨年開始した予備試験では高加熱入力の重水素放電時に赤外カメラの誤動作が発生したため、中性子,$$gamma$$線並びに漏洩磁場に対する遮蔽をさらに強化し、併せて画像信号伝送系の改造を行った。この改造により、強磁場で高パワー加熱の重水素放電での測定が可能となり、赤外カメラのデータから薄膜上に写影された放射強度を1秒間に30コマの映像として観測できるようになった。不純物を入射して放射損失を過大にした時のプラズマ崩壊の様子を視覚的に捉える、など幾つかの初期結果を得た。感度較性,2次元放射パワー分布の算出など測定・検討結果を報告する。

論文

Comparison of boronized wall in LHD and JT-60U

芦川 直子*; 木津 要; 柳生 純一; 中畑 俊彦*; 信太 祐二; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 石本 祐樹*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.1352 - 1357, 2007/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.68(Materials Science, Multidisciplinary)

LHD真空容器内で主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝された。ステンレス(SS316)サンプル、及び同様にJT-60U真空容器ポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された。SS316サンプル表面の元素分布状態をX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析し、LHDとJT-60Uの結果を比較した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較するとJT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素による堆積層がトーラス方向に非均一であることが考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。

論文

The Effect of argon and helium glow discharge cleaning on boronized surface in LHD

木津 要; 柳生 純一; 石本 祐樹*; 仲野 友英; 都筑 和泰*; 宮 直之; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 相良 明男*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2005 - March 2006, P. 65, 2006/11

核融合科学研究所の大型ヘリカル装置(LHD)では、近年、金属壁へのヘリウム(He)蓄積を避けるために、Heグロー放電(He-GDC)ばかりでなく、Neグロー放電(Ne-GDC)も積極的に行っている。そこで、ヘリウムより大きな原子番号を持つ希ガスを用いたグロー放電のボロナイゼーション壁に対する影響を調査した。静岡大学でボロナイゼーションした試料(Si, F82H)をLHDのHe-及びAr-GDCに6時間,12時間(Arは6.5及び13時間)さらす前後でSIMS深さ分析を行ったところ、Heグローでは最大24nm程度しかボロン膜は損耗しなかったが、Arグローの場合は、6.5時間では平均150nm、13時間では平均190nmの膜厚の減少が観測された。LHDのグロー放電の条件では、ArとHeによる物理スパッタは同程度であるが、今回両者で大きな差異が出たことは、ArとHeグロー放電では電流密度の分布が異なり、局所的に大きなスパッタリングが起こっていることを示している。

論文

Detailed ${it in situ}$ laser calibration of the infrared imaging video bolometer for the JT-60U tokamak

Parchamy, H.*; Peterson, B. J.*; 木島 滋; 林 浩己*; Seo, D. C.*; 芦川 直子*; JT-60Uチーム

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E515_1 - 10E515_4, 2006/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:41.69(Instruments & Instrumentation)

JT-60Uトカマク用赤外イメージング・ボロメータは、受光部として黒化処理した厚さ2.5ミクロン,有効面積9cm$$times$$7cmの金薄膜を用いている。赤外カメラで測定した温度分布データから、プラズマの放射損失パワー分布を求めるには、薄膜各部の特性値が必要である。薄膜の各点での熱拡散係数$$kappa$$,熱伝導率kと膜厚tの積ktなどを既知とする2次元熱拡散方程式により、温度分布から入熱分布を求めることができる。われわれは2006年2月に、He-Neレーザーを用いて測定に使用した薄膜の特性値を求めるその場較正試験を行った。あらかじめ強度分布を測定しておいたレーザー光を放射源として薄膜に照射し、照射点の温度分布とその減衰時定数を赤外カメラで測定する。薄膜面上の約100点についてレーザー光照射による温度分布と減衰時定数の測定を行った。現在、有限要素法を用いて測定結果の解析を行っている。分布情報から$$kappa$$を、また時定数からktを求めることができる。また、赤外カメラ(Indigo社-Omega)の感度は、ほぼ同じ輻射率を持ち温度制御が可能な模擬薄膜を用いて較正試験を行った。赤外カメラのデータはStefan-Boltzmann則と良い一致を示している。会議ではこれら測定の詳細と解析結果を報告する。

論文

Radiated power profile observed by a tangentially viewing IR imaging bolometer in JT-60U tokamak

木島 滋; Peterson, B. J.*; 芦川 直子*; 三浦 幸俊; JT-60チーム

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 29C, 4 Pages, 2005/00

イメージング・ボロメータは広い視野が取れるなど核燃焼トカマク実験装置の放射損失計測法として有望である。2003-2004年に接線方向にも視野を持つ赤外イメージング・ボロメータをJT-60トカマクに設置した。2.5ミクロンの受光薄膜の耐久性はこれまで2年間の運転で確かめられた。測定装置としてはまだ未完成であるが、これまでの予備試験で幾つかの興味ある観測結果が得られた。ディスラプション時には受光膜に明瞭な温度上昇が観測され、温度分布は既存の抵抗型ボロメータの測定結果と矛盾しない。さらに、トーラスに沿って弧状に分布するダイバータ部の放射損失を初めてとらえることにも成功した。得られた温度上昇のアナログ画像データをディジタル処理し、既存のボロメータの結果との比較検討を開始した。放射損失のトロイダル分布など新しい知見も得られると期待している。

論文

Imaging bolometer for a burning plasma experiment

Peterson, B. J.*; 芦川 直子*; 木島 滋; Ingesson, L. C.*; Walker, C. I.*

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00

赤外カメラを用いて温度上昇を直接測定するイメージング・ボロメータが核融合科学研究所で開発されている。一方、金薄膜を用いる従来の抵抗型ボロメータは中性子照射にぜい弱であることも明らかになってきた。JT-60Uトカマク用イメージング・ボロメータの設計や国際熱核融合実験への適合性の検討を開始した。感度,分解能,長時間特性などについてイメージング・ボロメータの燃焼トカマク実験への適用の検討結果を報告する。

口頭

Imaging bolometer development for application to fusion reactor diagnostics

Peterson, B. J.*; Alekseyev, A. G.*; 木島 滋; 芦川 直子*; Parchamy, H.*; 笹尾 真実子*; 三浦 幸俊

no journal, , 

プラズマの放射する広い波長範囲の電磁波や高エネルギー粒子のエネルギーを薄膜で吸収することがイメージング・ボロメータの基本原理である。エネルギー吸収の結果発生した薄膜の温度変化を真空容器の外に設けた赤外線カメラによって測定する。核融合炉に必要な放射損失や損失$$alpha$$粒子計測への適用を目指してイメージング・ボロメータの開発を行っている。放射損失計測の場合、ピンホールカメラの背後に置いた薄膜には放射損失分布の二次元画像が映し出される。損失$$alpha$$粒子の計測の場合には、薄膜の一方向で多重膜の厚さを変化させてエネルギーの弁別を行い、残る一方向でピッチ角の分解を行う。大型ヘリカル装置及びJT-60Uトカマクにおけるイメージング・ボロメータ計測,較正実験,イオンビーム装置を用いた損失$$alpha$$粒子計測検出部の予備実験、及びITER用イメージング・ボロメータと損失$$alpha$$粒子計測の設計などを中心に報告する。

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