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SbLechner, S.*; 宮城 宇志*; Xu, Z. Y.*; Bissell, M. L.*; Blaum, K.*; Cheal, B.*; Devlin, C. S.*; Garcia Ruiz, R. F.*; Ginges, J. S. M.*; Heylen, H.*; et al.
Physics Letters B, 847, p.138278_1 - 138278_9, 2023/12
被引用回数：5 パーセンタイル：73.33(Astronomy & Astrophysics)不安定核を含むアンチモン同位体Sbの磁気モーメントと電気的四重極モーメントをレーザー分光を用いて測定した。現象論的な相互作用と有効演算子を用いた殻模型計算によって測定値をよく再現することができた。第一原理に基づいたVS-IMSRG法による殻模型計算では、磁気モーメントは現象論的な有効演算子を用いればよく実験値を再現するものの、電気的四重極モーメントについては有効電荷を用いても現象論的な相互作用を用いた計算ほどには実験値を再現することができなかった。
Arokiaswamy, J. A.*; Batra, C.*; Chang, J. E.*; Garcia, M.*; Herranz, L. E.*; Klimonov, I. A.*; Kriventsev, V.*; Li, S.*; Liegeard, C.*; Mahanes, J.*; et al.
IAEA-TECDOC-2006, 380 Pages, 2022/00
IAEAの共同研究プロジェクト「シビアアクシデント条件下におけるプロトタイプナトリウム冷却高速炉からの放射性物質の放出」は、シビアアクシデント条件下における、リファレンスとなるナトリウム冷却高速炉の施設内における放射性物質および燃料粒子の存在量の、異なる時間スケールにおける現実的な数値シミュレーションを目的として実施された。解析のスコープは3つに分割され、3つのワークパッケージ(WP)として定義された:(1)炉内ソースターム評価、(2)一次系/格納容器系境界のソースターム評価、および(3)格納容器内の現象分析。WP-1の参加機関の結果を比較すると、希ガスおよび放射性セシウムの放出割合、およびカバーガスへの放射性核種の放出割合はよく一致した。共通の圧力履歴を用いたWP-2の解析では、各機関の解析結果はよく一致し、いずれの機関の解析手法も同程度の精度を有することが示された。先行するWPにおける解析と分離するため、放出割合をあらかじめ設定したスタンドアロンケースがWP-3にて定義された。WP-3の全参加機関によるスタンドアロンケースの解析結果は全般的に一致した。
-violation studies on superheavy molecules; Theoretical and experimental perspectivesMitra, R.*; Prasannaa, V. S.*; Garcia Ruiz, R. F.*; 佐藤 哲也; 阿部 穣里*; 酒見 泰寛*; Das, B. P.*; Sahoo, B. K.*
Physical Review A, 104(6), p.062801_1 - 062801_9, 2021/12
被引用回数：3 パーセンタイル：26.17(Optics)ローレンシウムを含む二原子分子における電子電気双極子モーメント(eEDM)および核-電子スカラー-擬スカラー相互作用の理論的研究をおこなった。反転に対する感度をさまざまな中性およびイオン分子について調べたところ、これらの系の実効電場が、eEDM実験が行われている他の既知の分子よりも約3
4倍大きいことがわかった。同様に、これらの超重元素分子は、に違反するスカラー-擬スカラー核-電子相互作用に対して3倍以上の増強を示す。Woods-Saxon核モデルを用いて検討した結果、これらがLr核内の拡散表面相互作用に敏感であることが示唆された。
Guido-Garcia, F.; 坂本 文徳; David, K.*; 香西 直文; Grambow, B.
Chemosphere, 279, p.130511_1 - 130511_10, 2021/09
被引用回数：1 パーセンタイル：3.75(Environmental Sciences)森林環境における放射性セシウム(Cs)循環機構解明に資するため、しいたけによるCs蓄積挙動を調べた。しいたけは、生体必須元素であるKを吸収するときにCsを吸収すること、しいたけ中にはCsを選択的に蓄積するサイトがないことがわかった。しいたけが吸収したCsのほとんどは、しいたけの枯死後に容易に水に溶け出し、溶け出たCsは粘土鉱物に吸着した。これらの結果は、しいたけ中のCsが水溶性の陽イオンとして含まれることを示す。
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：41 パーセンタイル：85.86(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 Rodriguez, D.; 榊原 安英*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
高速増殖原型炉もんじゅのエルボーの高温(400
C)における面内曲げでの低サイクル疲労き裂進展の挙動を3つの段階に分けて評価した。初めに、実寸法の試験片を用いた実験の測定値を評価した。この実験は、最大応力が生じる部位に、人工的な欠陥を設け、変位制御下で行われた。次に、FEAを用い、負荷されたエルボーの実際の応力分布をシミュレーションした。最後に、FEAデータを用いてJ積分基準の確定論的疲労き裂進展を行い、その結果と実験データを比較した。
Garcia Rodriguez, D.; 松原 慎一郎
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
もんじゅ高速増殖炉の炉心支持取付台周辺のき裂の構造的信頼性についてFEAを用いて解析する。解析に用いる3Dシェルモデルは3Dソリッドモデルを用いた炉心支持取付台挙動の解析結果を用いて定める。初めに、弾塑性静的解析において、通常運転状況の下で、全体構造物が炉心支持取付け部すべてを失っても耐えることができることを示す。次に、地震荷重を推定する2倍弾性勾配法は、全周の50%以上のき裂を表現することを保証できることを示す。
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.
Garcia Rodriguez, D.
保全学, 12(4), p.45 - 47, 2014/01
私が日本に来てからの4年間で得られた経験について掲載する。2005年に日欧産業協力プログラムで初めて来日し、日立GEニュークリアエネルギーで8か月の研修を受けた。その後、フランス原子力庁(CEA)で博士号を取得し、2010年に日本原子力研究開発機構の職員となり再来日した。この合わせて4年間で得られた日本での経験を国際人の視点から簡単に紹介する。
Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12
被引用回数：41 パーセンタイル：86.37(Physics, Fluids & Plasmas)The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher 
than the ITER baseline scenario (
) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in 
and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.
山本 道好; Arbeiter, F.*; 横峯 健彦*; 若井 栄一; Theile, J.*; Garcia, A. S.*; Rapisarda, D. S.*; Casal, N. I.*; Mas, A. S.*; Gouat, P.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.746 - 750, 2013/10
被引用回数：14 パーセンタイル：69.86(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)はBA協定に基づき2007年半ばから実施されている。IFMIFは加速器, リチウムターゲット設備及び試験設備の3つの主要設備から構成される。現在のEVEDAフェーズではIFMIFの統合設計を目的にしており、その中間報告書は2013年半ばに完成が予定されている。IFMIFの主要な目標であるDEMO炉や将来炉用の設計用の材料データを整備するために、高照射試験モジュール(HFTM、起動時モニターモジュール)、中照射試験モジュール(クリープ疲労試験モジュール, トリチウム試験モジュール, 液体増殖モジュール)及び低照射試験モジュールを用いた照射試験を長期間安定して実施する必要がある。本報告はEVEDAフェーズにおいて複数の協力機関で実施中のこれら各試験のモジュールの工学設計の進捗状況を統合設計の観点で統合したものである。また、中間報告書以後のフェーズにおいて解決すべき技術課題についてまとめる。
Garcia Rodriguez, D.; Mihalache, O.; 上田 雅司
Proceedings of 16th International Symposium on Applied Electromagnetics and Mechanics (ISEM 2013), p.219 - 220, 2013/07
This work presents the development of a new approach to EMAT finite element method (FEM) simulations by using a coupled electromagnetic-mechanical equation system. Validation is performed within the limits of the un-coupled equations using commercially available FEM codes. The advantages and drawbacks of the new method versus the traditional un-coupled approach are evaluated for various EMAT time-transient patterns. Numerical FEM analyses using either a sparse direct solver or an iterative one are investigated with both implicit and explicit time integration methods.
K and 
K; Establishing the 1/2
and 3/2 level ordering beyond 
= 28Papuga, J.*; Bissell, M. L.*; Kreim, K.*; Blaum, K.*; Brown, B. A.*; De Rydt, M.*; Garcia Ruiz, R. F.*; Heylen, H.*; Kowalska, M.*; Neugart, R.*; et al.
Physical Review Letters, 110(17), p.172503_1 - 172503_5, 2013/04
被引用回数：40 パーセンタイル：83.24(Physics, Multidisciplinary)CERNのISOLDEにて、中性子過剰のカリウム同位体を生成,分離し、レーザー核分光によってK及びKの基底状態のスピン及び磁気モーメントを初めて測定した。カリウム同位体は陽子数が19であるため、低励起状態に陽子の一空孔状態が観測されると考えられ、基底状態の量子数から陽子の殻構造の情報が引き出される。これまで、中性子数28の同位体までの基底状態が測定されており、中性子数20から28まで変化させると、基底状態が3/2から1/2へと変化するという準位の逆転現象が知られていた。今回の実験で、Kの基底状態は1/2, Kの基底状態は3/2であることが確定し、陽子準位が再逆転することを観測した。この再逆転現象は、標準的なポテンシャル模型では理解されず、殻模型計算によって、有効相互作用が殻構造の変化をもたらすのに本質的であることを明らかにした。
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.
Giruzzi, G.*; Artaud, J. F.*; Joffrin, E.*; Garcia, J.*; 井手 俊介; JT-60SA Research Plan Contributors; JT-60SAチーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 36F, p.P5.018_1 - P5.018_4, 2012/00
Here, sets of simulations of the main JT-60SA operation scenarios performed with the 0.5-D code METIS will be presented and discussed. METIS computes the time evolution of the global plasma quantities for given waveforms of the control parameters. It solves the current diffusion equation taking into account an approximate equilibrium evolution. Simplified treatment of the sources and of spatial dependences allow simulation of a discharge in a CPU time of the order of one minute, while keeping account of all the main non-linearities of the evolution. This approach allows completing the 0-D analysis with radial profiles and time evolutions. Evaluation of scalar parameters of a few JT-60SA scenario such as the normalized beta by METIS is found to be close those evaluated by ACCOME.
Dunham, B.*; Benson, S.*; Hernandez-Garcia, C.*; Suleiman, R.*; 西森 信行; Rao, T.*; 山本 将博*
Proceedings of 50th ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on Energy Recovery Linacs (ERL '11) (Internet), p.10 - 29, 2011/10
This paper summarizes the recent progress made with DC photoemission electron sources for high average power energy recovery linac-based light sources (ERL) and free electron lasers (FEL). The progress during the past two years is discussed along with the remaining technical challenges for producing reliable, high-brightness, high average-power electron injectors.
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：38 パーセンタイル：80.41(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.
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.
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.
