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論文

Antiferromagnetic NiO thickness dependent sign of the spin Hall magnetoresistance in $$gamma$$-Fe$$_2$$O$$_3$$/NiO/Pt epitaxial stacks

Dong, B.-W.*; Baldrati, L.*; Schneider, C.*; 新関 友彦*; Ramos, R.*; Ross, A.*; Cramer, J.*; 齊藤 英治; Kl$"a$ui, M.*

Applied Physics Letters, 114(10), p.102405_1 - 102405_5, 2019/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:50.44(Physics, Applied)

We study the spin Hall magnetoresistance (SMR) in epitaxial $$gamma$$-Fe$$_2$$O$$_3$$/NiO(001)/Pt stacks, as a function of temperature and thickness of the antiferromagnetic insulating NiO layer. Upon increasing the thickness of NiO from 0 nm to 10 nm, we detect a sign change of the SMR in the temperature range between 10 K and 280 K. This temperature dependence of the SMR in our stacks is different compared to that of previously studied yttrium iron garnet/NiO/Pt, as we do not find any peak or sign change as a function of temperature. We explain our data by a combination of spin current reflection from both the NiO/Pt and $$gamma$$-Fe$$_2$$O$$_3$$/NiO interfaces and the thickness-dependent exchange coupling mode between the NiO and $$gamma$$-Fe$$_2$$O$$_3$$ layers, comprising parallel alignment for thin NiO and perpendicular alignment for thick NiO.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$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:35 パーセンタイル:80.68(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 $$l_i$$ dynamics within $$pm$$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 $$I_p = 15$$ 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.

論文

The Temperature evolution of the magnetic correlations in pure and diluted spin ice Ho$$_{2-x}$$Y$$_{x}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$

Chang, L.-J.; Su, Y.*; Kao, Y.-J.*; Chou, Y. Z.*; 加倉井 和久; Mittal, R.*; Schneider, H.*; Br$"u$ckel, T.*; Balakrishnan, G.*; Lees, M. R.*

Physica B; Condensed Matter, 406(12), p.2393 - 2396, 2011/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:5.41(Physics, Condensed Matter)

Diffuse polarized neutron scattering studies have been carried out on single crystals of pyrochlore spin ice Ho$$_{2-x}$$Y$$_{x}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$ (x = 0, 0.3, and 1) to investigate the effects of doping and anisotropy on spin correlations in the system. For all the samples studied the spin flip (SF) diffuse scattering (i.e. the in-plane component) reveals that the spin correlations can be described using a nearest-neighbour spin ice model (NNSM) at higher temperatures ($$T$$ = 3.6 K) and a dipolar spin ice model (DSM) as the temperature is reduced ($$T$$ = 30 mK). In this paper, we focus on the experimental results of the highly doped spin ice HoYTi$$_{2}$$O$$_{7}$$ and compare our results with pure spin ice Ho$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

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.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

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, 2010/10

ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。

論文

Integrated modeling of steady-state scenarios for ITER; Physics and computational challenges

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.

論文

Benchmarking of lower hybrid current drive codes with application to ITER-relevant regimes

Bonoli, P. T.*; Harvey, R. W.*; Kessel, C. E.*; Imbeaux, F.*; 及川 聡洋; Schneider, M.*; Barbato, E.*; Decker, J.*; Giruzzi, G.*; Forest, C. B.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

ITER定常運転プラズマを対象として、複数の低域混成波(LH)電流駆動計算コードを比較した。LH計算コードには2次元速度空間で定義されたFokker-Planck方程式をもとにしたコード及び1次元Fokker-Planck方程式をもとにしたコードがあり、2次元Fokker-Planckコードは最も適切な取り扱いをしていると考えられる。2次元コードは1次元コードに比べて40%程度大きいLH駆動電流を与えた。また、捕捉粒子効果の考慮も重要であることもわかった。さらに、バウンス平均したオペレータの導入が必要であり、バウンス平均していないオペレータを使った場合30%程度計算結果が異なる。また、核融合生成物である3.5MeVのアルファ粒子によるLH波の吸収を評価した。アルファ粒子の異常輸送によりLH波吸収領域でのアルファ粒子密度が増加する場合でも、LH波周波数3.7GHzにおいてアルファ粒子により吸収されるLHパワーは7.7%と小さく、LH機器の設計値である5GHzに対して周波数選択の余地があることを示した。

論文

Simulation of the hybrid and steady state advanced operating modes in ITER

Kessel, C. E.*; Giruzzi, G.*; Sips, A. C. C.*; Budny, R. V.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Imbeaux, F.*; Joffrin, E.*; Schneider, M.*; Luce, T.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

国際トカマク物理活動の定常運転グループでは統合シミュレーションコードのベンチマークを始めており、CRONOS, ONETWO, TRANSP, TOPICS, ASTRAといった複数の1.5次元輸送コードを用いてITERハイブリッド運転のシミュレーションを行った。平衡配位,加熱電流駆動機器のジオメトリ、熱・粒子輸送モデル等について共通ガイドラインを設けて極力同じ計算条件となるようにしている。世界的に利用されている輸送コードのほとんどが参加したベンチマークは初めてであり、結果の違いについて結論できる段階には至っていないが、各コードにおいて改良すべき点を客観的に評価できることを明らかにした。

口頭

Benchmarking of neutral beam current drive codes as a basis for the integrated modeling for ITER

及川 聡洋; Park, J. M.*; Polevoi, A. R.*; Schneider, M.*; Giruzzi, G.*; Murakami, M.*; 谷 啓二*; Sips, A. C. C.*

no journal, , 

出張者は国際トカマク物理活動の統合運転シナリオに関するトピカルグループにおいて、中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)の理論コードのベンチマークを主導している。現在までに粒子軌道追跡モンテカルロコードOFMC, NUBEAM, SPOT,フォッカープランク法によるACCOME, ASTRAの計5コードの比較を行ってきた。NB入射による高速イオン生成分布は、異なるビームモデル,電離断面積モデルを使っていてもほぼ一致する。加熱分布はおおむね一致するものの細かい部分での差異が見られる。これは有限軌道幅効果によるもと考えられる。NB電流駆動分布は比較的大きな相違が見られる。OFMC, ACCOMEは高速イオンの初期ピッチ角をトロイダル磁場に対して計算しており、本来のプラズマ平衡磁場に対するピッチ角よりもずれる。このピッチ角計算の修正により、他コードとの差はある程度解消されることが期待できる。ASTRAコードは、実際のNB軌道を簡略化していること、円柱プラズマに対して導出されてフォッカープランク方程式を解いておりトロイダル効果を反映していないことが他コードとのずれの原因であることがわかった。

口頭

Observations of the novel magnetic correlations in the Y doping dipolar spin ice Ho$$_{2-x}$$Y$$_{x}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$

Chang, L.-J.; Su, Y.*; Kao, Y.-J.*; Chou, Y. Z.*; Mittal, R.*; Schneider, H.*; Brueckel, T.*; Balakrishnan, G.*; Lees, M. R.*

no journal, , 

Diffuse polarized neutron scatterings have been carried out on the pyrochlore spin ice Ho$$_{2-x}$$Y$$_{x}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$ (x = 0, 0.3 and 1) single crystals to investigate the doping effects and anisotropy of spin correlations in the system. The crystals were aligned in the (1-10) orientation to coincide with the direction of neutron polarization. The spin flip diffuse scattering (i.e. the in-plane component) reveals an anomalous crossover in the spin correlations from the nearest-neighbor spin ice correlation to a typical dipolar spin ice correlation as the temperature is reduced for all the samples. A signature of strong antiferromagnetic correlation is observed in the non-spin flip channel (i.e. the out-of-plane component), at the same temperatures where the dipolar spin ice correlation appears in the spin flip channel.

口頭

ダイバータープラズマの特徴的温度領域におけるタングステン不純物輸送の系統的評価

矢本 昌平*; 星野 一生; 本間 裕貴*; 畑山 明聖*; Bonnin, X.*; Coster, D.*; Schneider, R.*

no journal, , 

To understand the impurity transport in fusion edge plasma, systematic study of the dependence of tungsten impurity transport on the background plasma conditions are needed. In this study, as the first step, the dependence of the impurity transport on the upstream plasma density has been studied by impurity transport code IMPGYRO for the fixed background plasma profiles obtained from SOLPS code in a model Tokamak geometry of JT-60U tungsten experiments. The density profiles of tungsten are compared between the low background deuterium density (Case A: n$$_{D+}$$ = $$2.0 times 10^{19}$$ m$$^{-3}$$ at core side boundary) and the high background deuterium density (Case B: n$$_{D+}$$ = $$3.0 times 10^{19}$$ m$$^{-3}$$ at core side boundary). The impurity density profile in the SOL is more localized at the low field side for Case B. These features are possibly explained by the force balance between the thermal force and the friction force.

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