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佐々木 道也*; 古川 恭治*; 佐藤 大樹; 嶋田 和真; 工藤 伸一*; 高木 俊治*; 高原 省五; 甲斐 倫明*
Journal of Radiation Protection and Research, 48(2), p.90 - 99, 2023/06
本論文では、日本保健物理学会で設立した「放射線被ばくに伴うがんリスク推定コードの開発専門研究会(2020-2021年度)」の活動成果である計算コードについて報告する。当該専門研究会では、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の促進を目的に、計算に使用したアルゴリズムやパラメータを含めてソースコードを明らかにし、コードの改変や再配布を許可するライセンスのもと公開することとした。計算コードはSUMRAYと名付けられ、2種類のコンピュータ言語(RおよびPython)でコーディングされた。本コードは、モンテカルロ法を用いて積算過剰リスクを95%信頼区間とともに計算できる。計算条件を合わせて、SUMRAYの結果とソースコード非公開の既存コードの結果とを比較したところ、信頼区間の範囲内で合理的に一致することを確認した。オープン・ソース・ソフトウェアであるSUMRAYは、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の共通基盤として利用されることが期待される。
安岡 由美*; 藤田 博喜; 辻 智也; 辻口 貴清*; 佐々木 道也*; 宮崎 寛之*; 橋間 俊*; 保田 浩志*; 嶋田 和真; 廣田 誠子*
保健物理(インターネット), 57(3), p.146 - 155, 2022/12
本報告は、2022年6月28日と29日の2日間にわたり開催された日本保健物理学会(JHPS)の2022年度企画シンポジウムの概要について報告するものである。なお、今回の企画シンポジウムはオンライン会場を主としつつも、希望者が集まって顔を合わせながら接続できる会場が設置されるハイブリッド開催の運びとなり、対面の良さとオンラインの手軽さの両方の利点を上手く活かせたシンポジウムであった。
嶋田 道也; 宮澤 順一*
プラズマ・核融合学会誌, 92(2), p.119 - 124, 2016/02
能動対流型の液体金属ダイバータは、原型炉における熱負荷除去やディスラプション対策などの課題を解決する選択肢として有望である。この章では、研究の動機、これまでの経過、最近の動き、将来の展望、研究の課題について概説する。
McCracken, G.*; Stott, P.*; 飯吉 厚夫*; 村岡 克紀*; 中井 貞雄*; 嶋田 道也
核融合; 宇宙のエネルギーを私たちの手に, 326 Pages, 2015/00
核変換による核融合エネルギー解放の発見の経緯、1940年代からの地上での核融合研究開発の歴史を分かりやすくまとめたものが2004年に刊行された本書の初版である(和訳、2005年刊)。日本, 欧州, 米国, ロシア, 中国, 韓国, インドの協力で南仏に核融合実験炉ITERの建設が進行し、米国のローレンスリバモア放射研究所の国立点火施設における最近の成果など大きな進展をみせている研究状況に鑑みて、2013年に第2版が出版された。本書はその和訳である。
嶋田 道也; 廣岡 慶彦*
Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12
被引用回数：43 パーセンタイル：87.04(Physics, Fluids & Plasmas)核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。
嶋田 道也; 廣岡 慶彦*; Zhou, H.*
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.O2.110_1 - O2.110_4, 2014/00
核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極に印加する電流・電圧は工学的に対処できるレベルであることを明らかにし、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。
伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12
被引用回数：20 パーセンタイル：76.27(Nuclear Science & Technology)本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。
藤枝 浩文; 杉原 正芳*; 嶋田 道也; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次; 閨谷 譲
JAEA-Research 2007-052, 115 Pages, 2007/07
JAEA-Research-2007-052.pdf:3.58MB
ITERのディスラプション時に炉内構造物や真空容器に働く電磁力や熱負荷などの影響を調べた。DINAコードにより、幾つかの代表的ディスラプションシナリオを設定した。これらのシナリオに対して、3次元有限要素法により電磁力評価を行った。その結果、電磁力は許容範囲にあることが確認されたが、そのマージンはそれほど大きくない。次に垂直位置移動現象(VDE)時や熱クエンチ時の炉内構造物への熱負荷を求めた。さらに、2次元熱伝導コードを用いてベリリウム第一壁及びタングステンダイバータバッフルの浸食量を求めた。この結果、VDE発生時の浸食量は小さく、熱クエンチ時の浸食量は上方VDE発生時で約170
m/event(Be)、下方VDE発生時で約240m/event(W)となり相当に大きい。ITERでは、これらVDEは移動時間に0.5秒程度を要するため、その間に大量ガス注入などの影響緩和手段を講じることが十分に期待できる。一方、中心位置ディスラプションでは、ディスラプション発生予測と緩和に失敗する確率をゼロにすることができないため、上部ベリリウム第一壁の浸食量は約(30-100)m/eventとなり、発生予測・緩和の失敗回数を数十回程度に抑える必要がある。
Gribov, Y.*; Humphreys, D. A.*; 梶原 健*; Lazarus, E. A.*; Lister, J. B.*; 小関 隆久; Portone, A.*; 嶋田 道也*; Sips, A. C. C.*; Wesley, J. C.*
Nuclear Fusion, 47(6), p.S385 - S403, 2007/06
被引用回数：144 パーセンタイル：97.46(Physics, Fluids & Plasmas)本稿は、国際熱核融合炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ運転と制御に関する最近7年間(1999年に発刊されたITER Physics Basis後)の世界の研究の進展をまとめたものである。プラズマ制御のうち、プラズマの初期化とプラズマ基本制御についてまとめた。DIII-DやJT-60におけるプラズマ初期化実験や理論研究に基づき、ITERでは、2MWのECRF加熱によって0.3V/mの低いトロイダル電場で初期プラズマを生成できることを示した。プラズマ電流,位置,形状の磁場制御及びプラズマの巨視的値や分布のプラズマ性能制御の基本制御について進展をまとめた。
Hender, T. C.*; Wesley, J. C.*; Bialek, J.*; Bondeson, A.*; Boozer, A. H.*; Buttery, R. J.*; Garofalo, A.*; Goodman, T. P.*; Granetz, R. S.*; Gribov, Y.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S128 - S202, 2007/06
被引用回数：1002 パーセンタイル：98.25(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、1999年の"ITER Physics Basis"の刊行以降に世界各国の装置で得られた重要な成果について記述したものであり、本章ではMHD安定性及びディスラプションに関する成果が記述されている。MHD安定性に関しては、(1)鋸歯状振動,(2)新古典テアリングモード,(3)抵抗性壁モード,(4)誤差磁場,(5)先進シナリオにおけるMHD安定性に関する成果が記述されていて、ディスラプションに関しては、(1)ディスラプションの特徴・原因・頻度,(2)サーマルクエンチによるエネルギーの損失と堆積,(3)電流クエンチのダイナミクス,(4)ディスラプションにより発生する逃走電子,(5)統合モデルとシミュレーション,(6)ディスラプションの回避・予測・緩和に関する成果が記述されている。
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：801 パーセンタイル：99.92(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。
伊尾木 公裕; Chuyanov, V.*; Elio, F.*; Garkusha, D.*; Gribov, Y.*; Lamzin, E.*; 森本 将明; 嶋田 道也; 杉原 正芳; 寺澤 充水; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
ITERの真空容器と容器内構造物について2つの重要な設計改善が行われた。一つはプラズマ放電中に位置調整可能なリミタの導入であり、もう一つはトロイダル磁場リップルをさらに軽減するための、強磁性体挿入物の配置最適化である。新しいリミタ設計では、プラズマがダイバータ配置になると、リミタを約8cm引っ込ませることができる。これにより、デスラプションやELMなどによる熱負荷を軽減し、また、ICRHのカップリングを改善できる可能性がある。強磁性体挿入物については、真空容器水平ポートにおけるNB用と通常のものとの配置の相違による複雑さのため、この周辺で設置していなかった。しかしながら、そのため、1%という比較的大きいリップル,約10mmの磁力線の波打があることが明確となり、強磁性体挿入物を追加することとした。
及川 聡洋; 嶋田 道也; Polevoi, A. R.*; 内藤 磨; Bonoli, P. T.*; 林 伸彦; Kessel, C. E.*; 小関 隆久
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03
ITER定常運転シナリオにおける低域混成波(LH)による電流駆動性能を相対論的1次元フォッカープランクコードとトロイダル光線追跡コードを用いて評価した。現在のLHランチャー設計では電流駆動効率1.8
10
AW
m
を実現し、LH駆動電流分布は周辺分布となり負磁気シア配位の形成に有利である。LHパワースペクトルのさらなる最適化についても検討した。また、中性粒子電流駆動(NBCD)について異なる計算手法を採る理論コードを使って検討した。バウンス平均したフォッカープランク方程式に基づくNBCD理論コードはトロイダル系での粒子の軌道効果を含むので、粒子軌道追跡モンテカルロコードによる結果と良い一致を示した。
鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。
嶋田 道也; 杉原 正芳; 藤枝 浩文*; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
改訂された物理指針に沿った代表的なディスラプション・シナリオ数例に基づいて、DINAコードを用いてディスラプションのシミュレーションを行い、三次元の有限要素法コードを用いて電磁力解析を行った。その結果、渦電流とハロー電流による電磁力には裕度があるものの、裕度は小さいことを明らかにした。またプラズマの垂直方向移動及び熱クェンチに伴う第一壁の熱負荷の解析も進めた。プラズマの垂直移動の間にはベリリウム壁は溶融しないが、熱クェンチの際に溶融する。しかしながら、信頼性の高い計測、及び大量ガス入射などによる緩和によってディスラプションの影響を大幅に軽減できる。軽減できなかった場合の10mm厚のベリリウム壁の溶融は、ディスラプション一回あたり30m以下であると予測される。
Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Igitkhanov, Y. L.*; Mukhovatov, V.*; Kukushkin, A. S.*; Medvedev, S. Y.*; Zvonkov, A. V.*; Ivanov, A. A.*
Nuclear Fusion, 45(11), p.1451 - 1456, 2005/11
被引用回数：33 パーセンタイル：69.17(Physics, Fluids & Plasmas)粒子閉じ込めが改善された種々の閉じ込めシナリオにおいてペレット入射が満足すべき条件を検討した。その結果ペレット入射に必要な粒子補給量は100Pam
/sで十分であることを明らかにした。この検討にはペデスタル輸送モデル,ヘリウム輸送モデル,SOL及びダイバータ輸送と整合性のある境界条件を用いた。誘導運転のHモード(HH98(y,2)=1)におけるペレット条件は衝突度が小さい領域における粒子閉じ込め改善を考慮した。ハイブリッド及び定常運転におけるペレット条件は改善閉じ込め(HH98(y,2)
1)を考慮した。粒子輸送条件が広範囲に変化してもプラズマ性能はそれほど変化しないことを示した。中性粒子電流駆動及び電子サイクロトロン電流駆動のみを用いた新しい定常運転シナリオを開発した。この運転シナリオは低域混成波電流駆動を必要としないためペレット入射による電流駆動効率の低下の問題を回避することが可能である。
鎌田 裕; 嶋田 道也; 三浦 幸俊; 小川 雄一*
プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.849 - 862, 2005/11
「小特集 2050年にトカマク型実用核融合プラントを稼動させるために」の第3章として、核融合発電実証プラントの開発に向けて必要な炉心プラズマ研究を概説する。燃焼プラズマとは、高エネルギーアルファ粒子による自己加熱が支配的な自律系であり、これは、現在までの実験で得られているプラズマとは質的に異なる。ITERによる研究は、この燃焼プラズマ研究という新たな領域を拓くものである。これに加えて、定常高ベータプラズマの開発は、核融合発電実証プラントの経済性の観点から特に重要である。核融合発電実証プラントに求められるプラズマの総合的性能を示し、それに対する現在までの達成度,ITER及びそれと平行する研究開発に関して概説する。
嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳
Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03
被引用回数：69 パーセンタイル：96.50(Materials Science, Multidisciplinary)ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。
嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn
, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。
朝倉 伸幸; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 小野 靖*; 加藤 隆子*; 河野 康則; 杉原 正芳; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 中島 徳嘉*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 80(7), P. 642, 2004/07
ITPA国際トカマク物理活動「スクレイプ・オフ層及びダイバータ物理」トピカルグループ会合が平成16年1月に、「MHD,ディスラプション及び制御」トピカルグループ会合が平成16年2月に、原研,那珂研究所で開催された。会合では、ITERでのプラズマ対向材の議論,新古典テアリングモードや抵抗性壁モード安定性の議論,大型トカマク共同実験の議論,Tokamak Physics Bases執筆の議論など行われた。本報告書は、当会合のまとめを報告する。
