星野 一生 (ホシノ カズオ)

Hoshino, Kazuo

写真a

所属(所属キャンパス)

理工学部 物理情報工学科 (矢上)

職名

准教授

HP

外部リンク

経歴 【 表示 / 非表示

  • 2008年04月
    -
    2011年03月

    独立行政法人日本原子力研究開発機構, 核融合研究開発部門, 博士研究員

  • 2011年04月
    -
    2016年03月

    独立行政法人日本原子力研究開発機構, 核融合研究開発部門, 研究員

  • 2016年04月
    -
    2016年06月

    国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構, 核融合エネルギー研究開発部門, 主任研究員

  • 2016年07月
    -
    2018年03月

    国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構, 核融合エネルギー研究開発部門, 主幹研究員

  • 2018年04月
    -
    継続中

    慶應義塾大学, 理工学部, 准教授

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学歴 【 表示 / 非表示

  • 1998年04月
    -
    2002年03月

    慶應義塾大学, 理工学部, 物理情報工学科

    大学, 卒業

  • 2003年04月
    -
    2005年03月

    慶應義塾大学, 理工学研究科, 基礎理工学専攻

    大学院, 修了, 博士前期

  • 2005年04月
    -
    2008年03月

    慶應義塾大学, 理工学研究科, 基礎理工学専攻

    大学院, 修了, 博士後期

学位 【 表示 / 非表示

  • 博士(工学), 慶應義塾大学, 課程

    トカマクにおける境界層プラズマ流の構造と重金属不純物輸送に関する研究

 

研究分野 【 表示 / 非表示

  • エネルギー / プラズマ科学

  • エネルギー / 核融合学

研究キーワード 【 表示 / 非表示

  • プラズマ

  • 計算機シミュレーション

  • 核融合

  • ダイバータプラズマ

  • イオン源プラズマ

 

論文 【 表示 / 非表示

  • Power exhaust concepts and divertor designs for Japanese and European DEMO fusion reactors

    Nobuyuki Asakura and Kazuo Hoshino and Satoshi Kakudate and Fabio Subba and Christian Vorpahl and Yuki Homma and Hiroyasu Utoh and Youji Someya and Yoshiteru Sakamoto and Ryoji Hiwatari and Satoshi Suzuki and Jeong-Ha You and Mattia Siccinio and Gianfranco Federici

    Nuclear Fusion ({IOP} Publishing)  61 ( 12 )  2021年10月

    研究論文(学術雑誌), 共著, 査読有り,  ISSN  00295515

     概要を見る

    Concepts of the power exhaust and divertor design have been developed, with a high priority in the pre-conceptual design phase of the Japan-Europe broader approach DEMO design activity (BA DDA). Common critical issues are the large power exhaust and its fraction in the main plasma and divertor by the radiative cooling (P radtot/P heat 0.8). Different exhaust concepts in the main plasma and divertor have been developed for Japanese (JA) and European (EU) DEMOs. JA proposed a conventional closed divertor geometry to challenge large P sep/R p handling of 30-35 MW m-1 in order to maintain the radiation fraction in the main plasma at the ITER-level (f radmain = P radmain/P heat ∼ 0.4) and higher plasma performance. EU challenged both increasing f radmain to ∼0.65 and handling the ITER-level P sep/R p in the open divertor geometry. Power exhaust simulations have been performed by SONIC (JA) and SOLPS5.1 (EU) with corresponding P sep = 250-300 MW and 150-200 MW, respectively. Both results showed that large divertor radiation fraction (P raddiv/P sep 0.8) was required to reduce both peak q target (10 MW m-2) and T e,idiv. In addition, the JA divertor performance with EU-reference P sep of 150 MW showed benefit of the closed geometry to reduce the peak q target and T e,idiv near the separatrix, and to produce the partial detachment. Integrated designs of the water cooled divertor target, cassette and coolant pipe routing have been developed in both EU and JA, based on the tungsten (W) monoblock concept with Cu-alloy pipe. For year-long operation, DEMO-specific risks such as radiation embrittlement of Cu-interlayers and Cu-alloy cooling pipe were recognized, and both foresee higher water temperature (130 °C-200 °C) compared to that for ITER. At the same time, several improved technologies of high heat flux components have been developed in EU, and different heat sink design, i.e. Cu-alloy cooling pipes for targets and RAFM steel ones for the baffle, dome and cassette, was proposed in JA. The two approaches provide important case-studies of the DEMO divertor, and will significantly contribute to both DEMO designs.

  • Simulation studies of divertor detachment and critical power exhaust parameters for Japanese DEMO design

    Asakura N., Hoshino K., Homma Y., Sakamoto Y.

    Nuclear Materials and Energy (Nuclear Materials and Energy)  26 2021年03月

    研究論文(学術雑誌), 共著, 査読有り

     概要を見る

    © 2020 The Author(s) Handling of a large thermal power exhausted from the confined plasma is one of the most important issues for ITER and DEMO. A conventional divertor, which has the closed geometry similar to that of ITER and longer leg of 1.6 m, was proposed for the Japanese (JA) DEMO reactor (Rp/ap = 8.5/2.42 m). A radiative cooling scenario of Ar impurity seeding and the divertor performance have been demonstrated by SONIC simulation, in order to evaluate the power exhaust in JA-DEMO 2014 (primary design with Psep ~ 283 MW) and JA-DEMO with higher plasma elongation (a revised design with Psep ~ 235 MW). The divertor operation with the peak qtarget ≤ 10 MWm−2 was determined in the low nesep of 2–3 × 1019 m−3 under the severe conditions of reducing radiation loss fraction, i.e. f*raddiv = (Pradsol + Praddiv)/Psep, and diffusion coefficients (χ and D). The divertor geometry and reference key parameters (f*raddiv ~ 0.8, χ = 1 m2/s and D = 0.3 m2/s) were so far consistent with the power exhaust concepts in the nesep range, and the revised JA-DEMO design has advantages of wider nesep range and enough margin for the divertor operation. For either severe assumption of f*raddiv ~ 0.7 or χ and D to the half value, higher nesep operation was required for the primary design in order to control the peak qtarget ≤ 10 MWm−2, i.e. the operation window was reduced. Applying the two severe assumptions, the divertor operation was difficult in the low nesep range for the both designs.

  • Study of numerical error of a Eulerian-Lagrangian scheme in the presence of particle source

    Ryoko Tatsumi and Kazuo Hoshino and Akiyoshi Hatayama

    Computer Physics Communications (Elsevier {BV})  264   107960 2021年03月

    研究論文(学術雑誌), 共著, 査読有り,  ISSN  00104655

     概要を見る

    Eulerian–Lagrangian (EL–LG) scheme is a numerical scheme that tracks pseudo particles in Eulerian cells. It is widely used in the computational fluid dynamics, however, numerical errors associated with a particle source term has not yet been investigated much. Hence this study focuses on numerical errors of EL–LG caused by particle sources. The purposes are: (i) to clarify causes and situations that bring larger numerical errors by source terms and (ii) to suggest an idea to reduce them. For those purposes, we focus on the particle continuity equation and carry out systematic analysis of the numerical error by setting the following three simple cases: Case (A) No source, Case (B) Constant source, and Case (C) source with arbitrary spatial profile. For each case, we have obtained a theoretical expression of the numerical error. It has been clarified that the errors become relatively large when (i) the spatial profile of the particle source has a large gradient and (ii) the source is localized in the region with high flow-velocity. These were caused by the treatment of the particle source: If pseudo particles due to the source are added in a simple way at the start or the end of the time step, this can lead to larger numerical errors. To reduce those errors, a time-averaging scheme has been suggested. Although the analyzed cases are simple, the results obtained in this study would give important knowledge and insight into numerical errors associated with particle sources in EL–LG schemes.

  • Numerical Simulation Study of the Magnetic Flux Tube Expansion on the Divertor Plasma Parameters by the LINDA Code

    ISLAM Md. Shahinul, NAKASHIMA Yousuke, ISHIGURO Seiji, HOSHINO Kazuo, HATAYAMA Akiyoshi, HASEGAWA Hiroki, SAKAMOTO Mizuki

    Plasma and Fusion Research (一般社団法人 プラズマ・核融合学会)  16 ( 0 ) 2403049 - 2403049 2021年

    研究論文(学術雑誌), 共著, 査読有り

     概要を見る

    <p>In this research, we investigate the effect of magnetic flux tube expansion on the divertor plasma parameters by using the fluid code "LINDA". A comparison between the cylindrical flux tube (without the magnetic flux expansion) and the expansion magnetic flux tube has been undertaken. The aim of the study is to understand the impact of magnetic field expansion on the divertor physics by using the LINDA fluid code. The plasma density (<i>n</i><sub>i</sub>) is decreased and parallel velocity is increased (<i>u</i><sub>i||</sub>) toward the target plate with the expansion of magnetic field lines near the target plate. The heat and particle fluxes are reduced significantly on the target plate in the case of the expansion mesh configuration. For the case of cylindrical mesh, advection becomes stronger with the decreasing distance from the target plate. In the case of expansion mesh, diffusion is stronger with the decreasing distance from the target plate. These outcomes clearly indicate the effect of the magnetic field structure on the divertor plasma parameters.</p>

  • Impact of neutral gas puffing on the divertor power exhaust and particle control in GAMMA 10/PDX by the LINDA-KNMC code

    Islam M.S., Nakashima Y., Hatayama A., Hoshino K., Sakamoto M.

    Contributions to Plasma Physics (Contributions to Plasma Physics)  2021年

    研究論文(学術雑誌), 共著, 査読有り,  ISSN  08631042

     概要を見る

    This paper numerically investigates the impact of neutral gas puffing on the divertor power exhaust and particle control in GAMMA 10/PDX applying the plasma fluid code LINDA and the kinetic neutral code KMNC. The LINDA code is applied to GAMMA 10/PDX plasmas for understanding the physics of detachment and energy loss processes. The LINDA code is coupled with a Monte–Carlo neutral code for describing the hydrogen (H and H2) neutral particles. The plasma ion temperature (Ti) is reduced towards the target plate with the increment of H2 Gas-Puff rate. This paper also numerically investigates the impact of recombination processes on the detached formation. The ionization, charge–exchange, and recombination of H have been included as a particle and an energy sink and source parts of the fluid equations. The reaction rate coefficient of molecular activated recombination (MAR) has been recently introduced in the LINDA code. In this paper, we study numerically the effect of MAR on the detached plasma. The MAR plays a dominant role in making the detached plasma. The simulation clarified that H neutral particles injection can effectively generate the detached plasma by enhancing the plasma-neutral collisions processes.

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KOARA(リポジトリ)収録論文等 【 表示 / 非表示

総説・解説等 【 表示 / 非表示

  • 小特集統合コードによる磁場閉じ込め核融合プラズマシミュレーションの現状と今後の展望: 2.統合コードを構成する物理モジュール群

    村上定義,本多充,相羽信行,松山顕之,林伸彦,星野一生,藤田隆明,福山淳,横山雅之

    プラズマ・核融合学会誌 95 ( 09 ) 427 - 436 2019年09月

    記事・総説・解説・論説等(学術雑誌), 共著

  • 小特集 原型炉に向けてのダイバータの研究開発課題ー現状と展望ー: 2.日本における原型炉ダイバータ概念の現状と開発課題

    朝倉伸幸、星野一生

    プラズマ・核融合学会誌 92 ( 12 ) 870 - 876 2016年12月

    記事・総説・解説・論説等(学術雑誌), 共著

  • 小特集 原型炉に向けてのダイバータの研究開発課題ー現状と展望ー:3 非接触プラズマと熱・粒子処理に関するダイバータ実験研究およびモデリングの現状と研究開発課題 3.2 ダイバータモデリング研究

    星野一生

    プラズマ・核融合学会誌 92 ( 12 ) 882 - 885 2016年12月

    記事・総説・解説・論説等(学術雑誌), 単著

  • 小特集 DEMOに向けた直線型装置を用いた境界プラズマ、プラズマ・壁相互作用研究: 1.直線型プラズマ生成装置の現状と原型炉ダイバータ設計における課題

    坂本瑞樹、大野哲靖、朝倉伸幸、星野一生

    プラズマ・核融合学会誌 90 ( 08 ) 473 - 479 2014年08月

    記事・総説・解説・論説等(学術雑誌), 共著

  • 小特集 核融合プラズマおよびダイバータにおけるタングステン研究の進展と課題: 4. タングステン不純物輸送モデリングの進展と課題

    星野一生

    プラズマ・核融合学会誌 87 ( 09 ) 600 - 606 2011年09月

    記事・総説・解説・論説等(学術雑誌), 単著

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研究発表 【 表示 / 非表示

  • Effect of negative ion sheath on beam extraction in negative hydrogen ion sources

    K. Hayashi, K. Hoshino, K. Miyamoto, A. Hatayama

    International Conference on Ion Sources, 

    2021年09月

    口頭発表(一般)

  • Investigation of neutral-neutral collision model in the DEMO level divertor by SONIC simulation

    K. Hoshino, S. Tokunaga, S. Yamoto, Y. Homma, N. Asakura

    The 18th International Workshop on Plasma Edge Theory in Fusion Devices, 

    2021年09月

    ポスター発表

  • Improvement of Neutral Transport Model in SONIC toward DEMO

    M. Nakano, S. Yamoto, Y. Homma, N. Asakura

    The 18th International Workshop on Plasma Edge Theory in Fusion Devices, 

    2021年09月

    ポスター発表

  • Detached helium plasma simulation with collisional-radiative model

    H. Tanaka, I. Saeki, N. Ohno, S. Kajita, T. Ido, H. Natsume, A. Hatayama, K. Hoshino, K. Sawada, M. Goto

    The 40th JSST Annual International Conference on Simulation Technology, 

    2021年09月

    口頭発表(一般)

  • Plasma Exhaust and Divertor Designs in Japan and Europe Broader Approach, DEMO Design Activity

    N. Asakura, K. Hoshino, Y. Homma, C. Vorpahl, F. Subba, H. Utoh, Y. Someya, S. Kakudate S. Suzuki, Y. Sakamoto, R. Hiwatari, M. Siccinio, G. Federici, J.-H. You

    28th IAEA Fusion Energy Conference (online) , 

    2021年05月

    ポスター発表

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競争的研究費の研究課題 【 表示 / 非表示

  • 消えるプラズマの時空間構造を支配する物理・化学機構の解明と制御

    2020年04月
    -
    2024年03月

    名古屋大学, 大野 哲靖、梶田 信, 澤田 圭司, 荒巻 光利, 星野 一生, 田中 宏彦, 基盤研究(A), 補助金,  研究分担者

     研究概要を見る

    プラズマプロセッシングや核融合研究において重要な課題となっている気相中で消えるプラズマの物性を明らかにする。電子・イオン再結合(三体再結合,放射再結合)が主要な過程となる再結合プラズマ中の非熱平衡性,電位構造に関連した熱・粒子輸送過程を,直線型高密度プラズマ発生装置を用いた基礎実験とシミュレーションとの相補的な研究により明らかにする。また,振動励起水素分子により駆動される再結合(分子駆動再結合)プラズマ生成に関して,固体壁で生成される振動・回転励起水素分子の影響と同位体効果を明らかにする。さらに,再結合プラズマのパルス応答を高時間分解で調べ,時空間変化を決定する物理・化学過程を明らかにする。

  • 重水素負イオン源における同位体効果の物理メカニズムの理論的解明

    2019年04月
    -
    2022年03月

    鳴門教育大学, 宮本 賢治、畑山 明聖, 星野 一生, 基盤研究(C), 研究分担者

     研究概要を見る

    本研究は重水素負イオン源について、運動論的粒子モデルに基づく数値計算シミュレーションにより、負イオン源のドライバー領域から引出・加速部までを総括的にモデリングし、「研究の目的」に挙げた同位体効果と呼ばれる水素の場合と異なる物理特性のメカニズムを解明することが目的である。そして得られた知見により、核融合や医療用加速器等において、研究開発が進められている重水素負イオン源の実現に貢献する。

  • 運動論的統合モデリングによる非接触ダイバータプラズマの動的応答特性の解明

    2019年04月
    -
    2022年03月

    慶應義塾大学, 星野 一生、林 伸彦, 基盤研究(C), 研究代表者

     研究概要を見る

    核融合原型炉に向けた最重要課題であるダイバータにかかる熱・粒子負荷の低減には、非接触ダイバータプラズマの形成と制御が必須である。本研究課題では、この非接触ダイバータプラズマの物理機構と動的応答特性の解明を目的とする。まず、プラズマPIC(Particle in Cell)モデルと先進的中性粒子輸送コードを用いて、ダイバータプラズマの基本的な動特性の理解を進める。その後、これらのモデルを結合した運動論的統合シミュレーションコードを開発する。開発した統合コードを用いて、非接触ダイバータプラズマの動的応答特性について総合的な理解を進め、その物理機構を明らかにする。

  • 核融合周辺プラズマの運動論的モデリングとデタッチメントプラズマの動的特性の解明

    2015年04月
    -
    2018年03月

    慶應義塾大学, 畑山 明聖、宮本 賢治, 林 伸彦, 星野 一生, 深野 あづさ, 澤田 圭司, 津守 克嘉, 小島 有志, 村上 泉, 中村 浩章, 中嶋 洋輔, ジャッキー レトリー, 基盤研究(B), 補助金,  研究分担者

     研究概要を見る

    本研究では核融合周辺プラズマを対象として新しい運動論的数値シミュレーションモデルの構築を試みた。とくにELM(Edge Localized Mode)時の電子エネルギー分布関数の非平衡性・非定常性を考慮し、デタッチメントプラズマおよび水素原子・分子反応過程の動的モデリングを行った。ELM時には、分子活性化再結合(MAR)に重要な振動励起分子の生成が効果的に行われ、その結果、ELM通過後、MARの反応レート増大の可能性が示された。また、ELM前後ではコアプラズマ周辺部に急峻な密度・温度勾配が存在し、新古典輸送効果が重要となる。この効果を考慮した新しい運動論的不純物輸送モデルの開発にも成功した。

  • 超高熱流環境下における非接触ダイバータプラズマ特性の解明とその制御に関する研究

    2015年04月
    -
    2018年03月

    国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 星野 一生, 若手研究(B), 補助金,  研究代表者

     研究概要を見る

    非接触ダイバータプラズマの制御とそれによるダイバータ熱負荷の低減は、核融合原型炉設計において最重要課題の一つである。本研究では、統合ダイバータシミュレーションコードSONICを用いて、実験解析により非接触ダイバータプラズマの理解を深めると共に、原型炉ダイバータの予測解析に向けたコード改良を行った。そして、原型炉における不純物を用いた非接触ダイバータ及びダイバータ熱負荷の制御について解析を行い、今後の原型炉設計研究に資する指針を得た。

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担当授業科目 【 表示 / 非表示

  • 原子エネルギーの科学

    2022年度

  • プレゼンテーション技法

    2022年度

  • プラズマ物理学

    2022年度

  • プラズマ物理

    2022年度

  • 基礎理工学課題研究

    2022年度

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所属学協会 【 表示 / 非表示

  • プラズマ・核融合学会, 

    2001年08月
    -
    継続中

委員歴 【 表示 / 非表示

  • 2019年07月
    -
    継続中

    炉心プラズマ共同企画委員会 理論シミュレーション専門部会 専門委員, 量子科学技術研究開発機構

  • 2017年07月
    -
    2019年06月

    編集委員, プラズマ・核融合学会