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Mo/
Tc generator by (n, 
) method, 4藤田 善貴; 関 美沙紀; Ngo, M. C.*; Do, T. M. D.*; Hu, X.*; Yang, Y.*; 武内 伴照; 中野 寛子; 藤原 靖幸*; 吉永 尚生*; et al.
KURNS Progress Report 2021, P. 118, 2022/07
核セキュリティ等の観点から放射化法((n,)法)によるMo製造の研究開発が進められている。この方法をMo/Tcジェネレータに適応するためには、Mo吸着材として用いられるアルミナ(Al
O
)の特性改善が不可欠である。これまで、開発したAlO試料から得られるTc溶液の品質を評価してきたが、溶液中へのMo脱離が課題だった。本研究では、市販のジェネレータを模した形状のカラムにAlO試料を充填し、Mo脱離低減のためのいくつかの措置を施してTc溶液の品質を評価した。以前実施した、AlO試料をMo溶液に浸漬させる静的吸着の条件と比較した結果、Mo溶液をAlOカラムに流す動的吸着の適用、Mo溶液の高濃度化、Mo添加量の低減によりMo脱離量が大幅に改善された。したがって、吸着方法および吸着条件の最適化による品質向上の可能性が示唆された。今後、本結果に基づきカラム形状およびMo吸着条件の最適化を図る。
-MgAgSbLi, X.*; Liu, P.-F.*; Zhao, E.*; Zhang, Z.*; Guide, T.*; Le, M. D.*; Avdeev, M.*; 池田 一貴*; 大友 季哉*; 古府 麻衣子; et al.
Nature Communications (Internet), 11, p.942_1 - 942_9, 2020/02
被引用回数：37 パーセンタイル：89.98(Multidisciplinary Sciences)高性能の熱電材料実現には低熱伝導率が必要であり、その機構としてはフォノンの非調和によるもの、あるいは、結晶構造の動的な乱れによるフォノンの散乱によるものがあげられ、どちらも中性子散乱でその現象が明らかにされている。我々は中性子散乱と第一原理計算を組み合わせ、-MgAgSbにおいて、静的な結晶構造の乱れとフォノンの非調和性が組み合わされて極端に低い熱伝導率が実現されているということを見いだしたので、これを報告する。
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：35 パーセンタイル：83.31(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.
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.
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.
lung monitoring of enriched uranium; Results of an international comparisonBroggio, D.*; Bento, J.*; Caldeira, M.*; Cardenas-Mendez, E.*; Farah, J.*; Fonseca, T.*; Konvalinka, C.*; Liu, L.*; Perez, B.*; Capello, K.*; et al.
Radiation Measurements, 47(7), p.492 - 500, 2012/07
被引用回数：23 パーセンタイル：83.88(Nuclear Science & Technology)In order to assess the reliability of Monte-Carlo (MC) based numerical calibration of counting systems, and in order to provide training for this issue, particularly the use of voxel phantoms, the EURADOS network supported a comparison of MC simulation results of well defined experiments. 
measurements of enriched uranium in a thoracic phantom have been carried out and the needed information to simulate these measurements was distributed to participants. About half of the participants managed to simulate the measured counting efficiency without support from the organizers. Following additional support all participants managed to simulate the counting efficiencies within a typical agreement with experiment of 
5%.
鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 石田 真一; 井手 俊介; Lackner, K.*; 藤田 隆明; Bolzonella, T.*; 鈴木 隆博; 松永 剛; 吉田 麻衣子; et al.
Nuclear Fusion, 51(7), p.073011_1 - 073011_11, 2011/07
被引用回数：66 パーセンタイル：92.02(Physics, Fluids & Plasmas)The JT-60SA device has been designed as a highly shaped large superconducting tokamak with variety of plasma actuators (heating, current drive, momentum input, stability control coils, RMP coils, W-shaped divertor, fuelling, pumping etc) in order to satisfy the central research needs for ITER and DEMO. In the ITER- and DEMO-relevant plasma parameter regimes and with the DEMO-equivalent plasma shapes, JT-60SA quantifies the operation limits, plasma responses and operational margins in terms of MHD stability, plasma transport and confinement, high energy particle behaviors, pedestal structures, SOL and divertor characteristics. By integrating advanced studies in these research fields, the project proceeds "simultaneous and steady-state sustainment of the key performances required for DEMO" with integrated control scenario development applicable to the highly self-regulating burning high beta high bootstrap current fraction plasmas.
神谷 健作; 坂本 宜照; 松永 剛; 小島 有志; 浦野 創; 大山 直幸; 小出 芳彦; 鎌田 裕; 居田 克巳*; Kurki-Suonio, T.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(5), p.053009_1 - 053009_3, 2011/05
被引用回数：13 パーセンタイル：49.28(Physics, Fluids & Plasmas)高イオン温度モードにおけるイオンのダイナミックスについて、2段階で閉じ込め改善モードへ遷移する現象を新しいCXRSシステムで測定した。異なる電場強度を持つ2状態が観測され、一方は大きなポロダル回転なしでイオン温度勾配が大きい状態で中間状態の電場構造、他方は大きなポロイダル回転によって深い電場が形成される。中間状態から完全状態への遷移には径電場シアによる乱流の抑制が本質的である可能性がある。
and Au+Au collisions at 
= 200 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.
Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04
被引用回数：9 パーセンタイル：49.6(Physics, Nuclear)重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。
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.
Stober, J.*; Jackson, G. L.*; Ascasibar, E.*; Bae, Y.-S.*; Bucalossi, J.*; Cappa, A.*; Casper, T.*; Cho, M. H.*; Gribov, Y.*; Granucci, G.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ECRH assisted plasma breakdown is foreseen with full and half magnetic field in ITER. As reported earlier, the corresponding O1- and X2-schemes have been successfully used for pre-ionisation and breakdown assist in present day devices. This contribution reports on common experiments studying the effect of toroidal inclination of the ECR beam, which is 
in ITER. All devices could demonstrate successful breakdown assist also for this case, although in some experiments the necessary power was almost a factor of two higher compared to perpendicular launch. Differences between the devices with regard to the required power and vertical field are discussed and analysed. In contrast to most of these experiments, ITER will build up loop voltage prior to the formation of the field null due to the strong shielding by the vessel. Possible consequences of this difference are discussed.
武智 学; Bolzonella, T.*; Baruzzo, M.*; 井手 俊介; 松永 剛; JT-60SAチーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 34A, p.P2.192_1 - P2.192_4, 2010/00
To achieve a steady-state high beta plasma, suppression of RWM is necessary. Therefore, the RWM active control system for JT-60SA is being designed. The matter of mode-rigidity is very important for JT-60SA, because the coverage area of plasma surface with coils is very small. There are two issues connected to mode non-rigidity. One is mode deformation and the other is the destabilization of side-band modes which are marginally stable without the control coils. We performed some experiments on the RFX-mod device with reduced sets of coils for mode-rigidity study. The active control system of RFX-mod has 192 coils each with an independent amplifier and successfully controls RWMs. For example, by using only 48 coils in the top poloidal section one can control the RWM. The dependence of mode control efficiency, mode deformation derived by magnetic sensors and amplifier current on coverage area of the coils during mode control will be shown.
Sips, A. C. C.*; Casper, T.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.
Nuclear Fusion, 49(8), p.085015_1 - 085015_11, 2009/08
被引用回数：53 パーセンタイル：87.16(Physics, Fluids & Plasmas)ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流立ち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界
0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。
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.
Sips, A. C. C.*; Casper, T. A.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流たち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界
0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。
G
mez-Ros, J.-M.*; de Carlan, L.*; Franck, D.*; Gualdrini, G.*; Lis, M.*; Lpez, M. A.*; Moraleda, M.*; Zankl, M.*; Badal, A.*; Capello, K.*; et al.
Radiation Measurements, 43(2-6), p.510 - 515, 2008/02
被引用回数：25 パーセンタイル：82.43(Nuclear Science & Technology)本報告は、欧州線量評価委員会が膝などの骨格に長期残留するアメリシウム計測法の向上を目的として実施したCONRADプロジェクト"膝ファントム中アメリシウム体外計測に関するモンテカルロモデリングの国際相互比較"の結果を述べたものである。本相互比較の結果、シミュレーションによりゲルマニウム検出器の波高分布を評価する場合、検出器のディメンジョン,材質,密度のみならず、ジオメトリや線源についても詳細な情報をもとにモデル化することが必要であることを確認した。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：71.15(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06
被引用回数：749 パーセンタイル：99.93(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。
Gormezano, C.*; Sips, A. C. C.*; Luce, T. C.*; 井手 俊介; Becoulet, A.*; Litaudon, X.*; 諫山 明彦; Hobirk, J.*; Wade, M. R.*; 及川 聡洋; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S285 - S336, 2007/06
被引用回数：322 パーセンタイル：75.44(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)におけるプラズマ開発に向けた物理的基盤について最近の研究の国際的な進展についてまとめたものである。この章ではITERにおける定常運転に関して、以下の点に重点を置いて記述する。統合運転シナリオ, 運転シナリオの最近の開発状況について、定常運転のための加熱/電流駆動装置、定常運転へ向けた制御の課題について、ITERにおける定常運転とハイブリッド運転のシミュレーション。
Rice, J. E.*; Ince-Cushman, A.*; de Grassie, J. S.*; Eriksson, L.-G.*; 坂本 宜照; Scarabosio, A.*; Bortolon, A.*; Burrell, K. H.*; Fenzi-Bonizec, C.*; Greenwald, M. J.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
多くのトカマクで観測される自発的なトロイダル回転速度のパラメータ依存性を検討し、将来の装置への外挿を試みた。JET, Alcator C-Mod, Tore Supra, DIII-D, JT-60U, TCVでは共通して自発回転速度が蓄積エネルギーに比例することがわかった。また、幾つかの装置ではプラズマ電流に反比例する傾向を示した。これらの依存性を無次元パラメータで表現すると、マッハ数が規格化ベータ値に比例すると解釈できる。この傾向だけでは、バルーニング不安定性のようなMHD現象が回転を駆動する乱流過程に作用すると結論づけることはできない。しかしながら、この依存性から規格化ベータ=2.6のITERでは自発回転速度のマッハ数が0.02に達すると予測されるため、外部からの運動量入力がなくても自発回転だけで抵抗性壁モードの安定化が期待されると解釈できる。
