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寺澤 知潮; 松永 和也*; 林 直輝*; 伊藤 孝寛*; 田中 慎一郎*; 保田 諭; 朝岡 秀人
Vacuum and Surface Science, 66(9), p.525 - 530, 2023/09
Au(001)表面は擬一次元周期性を持つHex-Au(001)に再構成することから、この表面にグラフェンを成長させると、その周期性がグラフェンの電子構造を変化させると予測された。特に、グラフェンとAuの軌道混成により、グラフェンにバンドギャップやスピン偏極が導入されると考えられていた。本研究では、Hex-Au(001)表面上のグラフェンの角度分解光電子分光と密度汎関数理論計算の結果を報告する。グラフェンのDiracコーンとAu 6sp軌道の交点に0.2eVのバンドギャップが観測され、バンドギャップ形成の起源がグラフェンのDiracコーンとAu 6sp軌道の混成であることが示された。この軌道混成の機構について考察し、グラフェンのDiracコーンへのスピン注入を予想した。
Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08
A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.
寺澤 知潮; 松永 和也*; 林 直輝*; 伊藤 孝寛*; 田中 慎一郎*; 保田 諭; 朝岡 秀人
Physical Review Materials (Internet), 7(1), p.014002_1 - 014002_10, 2023/01
被引用回数：7 パーセンタイル：60.36(Materials Science, Multidisciplinary)金(001)表面は、六角形の表面と正方形のバルク格子からなる複雑な再構成構造[Hex-Au(001)]を示し、擬一次元的な波状表面を形成している。この表面上にグラフェンを成長させると、波状表面の周期性がグラフェンの電子構造を変化させ、バンドギャップや新しいディラックポイントを形成することが予測された。さらに、グラフェン-金界面はバンド混成によるバンドギャップ生成やスピン注入の可能性が期待される。ここでは、Hex-Au(001)表面上のグラフェンについて、角度分解光電子分光と密度汎関数計算を行った結果を報告する。元のグラフェンとレプリカのグラフェンの
バンドの交点はバンドギャップを示さず、一次元ポテンシャルが小さすぎて電子構造を変更できないことが示唆された。グラフェンバンドとAu 
バンドの交点では0.2eVのバンドギャップが観測され、グラフェンバンドとAu バンドの混成を利用してバンドギャップが生成していることが示された。また、グラフェンとAu の混成により、グラフェンへのスピン注入が起こることが予想される。
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：7 パーセンタイル：73.20(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
舟木 泰智; 辻 英樹*; 中西 貴宏; 吉村 和也; 佐久間 一幸; 林 誠二*
Science of the Total Environment, 812, p.152534_1 - 152534_10, 2022/03
被引用回数：21 パーセンタイル：70.76(Environmental Sciences)貯水池の底質は原子力発電所事故由来の放射性物質を蓄積する傾向にあるが、嫌気的な環境下では底質から生物利用可能な形態で再移動し、それによって水生生態系の長期的な汚染が引き起こされる可能性がある。本論文では福島第一原子力発電所事故によって高濃度に汚染された底質が蓄積する2つの貯水池で、底質からの
Cs溶出の直接的な証拠となる底質間隙水の採取・分析を行った。その結果、底質と間隙水との間でのCsの再分配はCsとアンモニウムイオンとの交換が主たる要因であることを明らかにした。
Cs concentrations in east Japanese rivers辻 英樹*; 石井 弓美子*; Shin, M.*; 谷口 圭輔*; 新井 宏受*; 栗原 モモ*; 保高 徹生*; 倉元 隆之*; 中西 貴宏; Lee, S*; et al.
Science of the Total Environment, 697, p.134093_1 - 134093_11, 2019/12
被引用回数：20 パーセンタイル：56.54(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所事故の影響を受けた河川の溶存態放射性セシウム濃度の制御要因を明らかにするため、東日本66箇所の河川で調査を行った。溶存態Cs濃度について流域の平均Cs沈着量・土地利用・土壌組成・地形・水質との関連性を評価した結果、地形的な湿潤指標(TWI)が有意に正の相関を示した。ヨーロッパの河川でも同様の相関が認められるが、日本の河川では湿地帯ではなく市街地が溶存態Cs濃度に強く影響していた。
栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11
被引用回数：5 パーセンタイル：33.76(Chemistry, Analytical)福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全Cs濃度測定結果のzスコアは
2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。
高橋 博樹; 林 直樹; 西山 幸一*; 鈴木 隆洋*; 石山 達也*
Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.271 - 274, 2019/07
J-PARCにおいては機械保護システム(MPS)は、ビームロスによる損傷と機器の放射化を最小限に抑えるために特に重要なシステムである。しかしながら、J-PARC稼働初期から使用されているMPSモジュールがあるため、これらの経年化対策が必要不可欠となっている。J-PARC LinacとRCSのMPSは5種類のモジュールで構成されるが、今回、機能が重要かつ使用数が多いMPSシャーシおよび標準モジュールについて設計を行った。そして、新MPSシャーシおよびモジュールについて性能試験から、信号の伝送速度などは既存MPSと同等の性能を有し、かつ、耐ノイズ性などの一部機能については性能向上に成功したことが確認された。本件では、新モジュールの設計・製作状況とMPSの更新計画について述べる。
鶴田 忠彦; 新里 忠史; 中西 貴宏; 土肥 輝美; 中間 茂雄; 舟木 泰智; 御園生 敏治; 大山 卓也; 操上 広志; 林 誠二*; et al.
JAEA-Review 2017-018, 86 Pages, 2017/10
JAEA-Review-2017-018.pdf:17.58MB
2011年3月11日の東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所の事故以降、福島環境安全センターでは、福島の環境回復に向けた取組みとして、事故により環境中に放出された放射性物質のうち特に放射性セシウムの分布状況を評価し将来予測を行うとともに、森林から河川水系を経て海洋に至る環境や我々の生活圏での放射性セシウムの移動状況に係る調査研究「環境動態研究」に取り組んでいる。この度、最新の成果をとりまとめるとともに他機関の関連する最新の成果も参照しまとめたことから、研究成果報告書類として報告する。なお、本成果は、外部への情報発信の一つである福島部門ウェブサイトにおけるQAページを、根拠情報となる科学的知見を含め「根拠に基づく情報発信」として更新するにあたり、コンテンツとして活用されるものである。
澤邊 祐希*; 石山 達也; 高橋 大輔; 加藤 裕子; 鈴木 隆洋*; 平野 耕一郎; 武井 早憲; 明午 伸一郎; 菊澤 信宏; 林 直樹
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.647 - 651, 2016/11
J-PARCでは実機の安定運転に必要なビームスクレーパ照射試験およびレーザ荷電変換試験を実施するために3MeVリニアックを再構築した。3MeVリニアックは、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)から負水素イオンビームを取り出し、高周波四重極型リニアック(RFQ)で3MeVまでビームを加速する。3MeVリニアックを制御するには、加速器およびレーザから人への安全を確保する人的保護システム(PPS)、加速器構成機器を保護するための機器保護システム(MPS)、各機器の同期をとるタイミングステム、およびEPICSを用いた遠隔制御システムが重要となる。本発表では、これらの3MeVリニアック用制御システムについて報告する。
宮尾 智章*; 三浦 昭彦; 川根 祐輔; 田村 潤; 根本 康雄; 青 寛幸*; 林 直樹; 小栗 英知; 大内 伸夫; 真山 実*; et al.
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1338 - 1341, 2015/09
J-PARCリニアックでは、イオン源で生成した負水素イオンビームを324MHzの加速周波数をもつ加速空洞で191MeVまで加速し、ACS(Annular Coupled Structure)空洞に入射し、400MeVまで加速している。ACS空洞の加速周波数は972MHzであるため、位相方向の不安定性の原因になる。このため、ビーム位相方向のプロファイルを測定するバンチシェイプモニタ(BSM)を開発した。ACS空洞をインストールする前のビームラインにインストールし、動作確認を行ったところ、そのプロファイル測定に関する性能は十分であることが確認されたが、測定時に発生するアウトガスによりBSM近傍の真空圧力が10
Pa台まで上昇した。これは、加速空洞内で放電を起こす原因となることが考えられるため、真空試験、ベーキングを実施してきた。さらに、ビームライン設置後の真空圧力を低下を加速するために、ビームライン上でのベーキングを行うとともに、BSM本体及び周辺のビームダクトを改造して真空ポンプを増設した。その結果、測定時のBSM近傍の真空圧力が10
Paまで改善された。本発表では、これまでの真空試験の経緯をまとめるとともに、ビームライン上で実施したベーキングの結果について報告する。
若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.144_1 - P5.144_4, 2015/06
We have investigated reduction of the CS flux required in the plasma current ramp-up phase using non-inductive current drive in JT-60SA with an integrated modeling code suite (TOPICS). JT-60SA will be equipped with various types of neutral beams different in the beam trajectories and energies (85 keV and 500 keV). We have made a scenario in which the plasma current is ramped up from 0.6 MA to 2.1 MA in 150 s with no additional CS flux consumption by overdriving the plasma current (
, 
: non-inductively driven current and 
: plasma current) with neutral-beam-driven and bootstrap current. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by the lower energy neutral beam injection (85 keV) is effective. The higher energy neutral beam injection (500 keV) cannot be utilized in this early phase with a low plasma density due to a large shine through loss, while it can effectively be utilized in the later phase. We have also investigated ideal MHD instabilities using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfect conducting wall.
林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06
Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of 
2% of Alfv
n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach 
3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of 
and 
is possible at 4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.
若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(6), p.065005_1 - 065005_12, 2015/06
被引用回数：9 パーセンタイル：37.78(Physics, Fluids & Plasmas)Current ramp-up with reduced central solenoid (CS) flux consumption in JT-60SA has been investigated using an integrated modeling code suite (TOPICS) with a turbulent model (CDBM). The plasma current can be ramped-up from 0.6 MA to 2.1 MA with no additional CS flux consumption if the plasma current is overdriven by neutral-beam-driven and bootstrap current. The time duration required for the current ramp-up without CS flux consumption becomes as long as 150s. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by a lower energy neutral beam (85 keV) is effective. A higher energy neutral beam (500 keV) cannot be utilized in this early phase due to large shine through loss, while it can be effectively utilized in the later phase. Therefore, the main current driver should be switched from the lower energy neutral beam to the higher energy neutral beam during the current ramp-up phase. As a result of an intensive auxiliary heating needed to overdrive the plasma current, plasma beta becomes high. Ideal MHD stabilities of such high beta plasmas have been investigated using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfectly conducting wall at the location of the stabilizing plate and the vacuum vessel of JT-60SA and the plasma has a broader pressure profile.
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.
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：45 パーセンタイル：87.18(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.
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.
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.
鈴木 隆博; 林 伸彦; 浦野 創; 宮田 良明; 本多 充; 井手 俊介; JT-60SAチーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.136_1 - P2.136_4, 2013/00
現在建設中のトカマク装置JT-60SAは高圧力プラズマの定常運転の実証を目標としている。本研究ではJT-60SAの運転に先立ち、高圧力プラズマの定常運転に必要な実時間制御手法とそれにより実現される運転手法を数値シミュレーションにより検討した。このためにプラズマ輸送計算コードTOPICSを改良し、多変数実時間制御機能を実装した。これを用い、高圧力プラズマの維持を妨げる不安定性の発生を避けるための規格化圧力制御及び外部コイル電流が一定となる定常運転に必要な周回電圧ゼロ制御を同時に行った。規格化圧力が4-4.2の範囲で両者の制御が異なる密度領域(規格化密度88%及び52%)でも同時に達成可能であることを示し、制御のための外部加熱・電流駆動パワーのマージンは低密度の方が大きく取れることを示した。さらに、規格化圧力制御のみでは外部コイル電流が変化し続けるために定常運転は困難であることを示した。
井手 俊介; 林 伸彦; 本多 充; 浦野 創; 鈴木 隆博; 宮田 良明; 相羽 信行; 白石 淳也; 栗田 源一; 藤田 隆明
Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403131_1 - 2403131_4, 2012/09
JT-60SAでは、ITER定常運転やDEMO炉で要求される高規格化ベータプラズマの定常維持を主目標の一つとしている。原子力機構では、このような高規格化ベータプラズマの性能の評価を、種々の計算コードを用いて行っている。このようなプラズマの実現性を評価するには、プラズマ電流のフラットトップでの性能評価だけではなく、そのようなプラズマを得るためのパスがあるかどうか確かめることも重要である。このようなプラズマを得るには、プラズマ電流分布が重要であることがわかっている。本講演では、プラズマ電流立ち上げと形成できるプラズマ電流分布の形のバリエーションやその結果得られるプラズマの性能について報告を行う。
