慶應義塾研究者情報データベース

経歴 【 表示 ／ 非表示 】

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• 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 】

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• 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 】

学位 【 表示 ／ 非表示 】

• 博士（工学）, 慶應義塾大学, 課程, 2008年03月

  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 】

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 】

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• 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 】

論文 【 表示 ／ 非表示 】

• Study of plasma meniscus including surface produce negative ions by using PIC-MCC simulation

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

  Journal of Instrumentation （Journal of Instrumentation)  18 （ 6 ）  2023年06月

  研究論文（国際会議プロシーディングス）, 共著, 査読有り

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  In general, a quality of negative ion beam optics is determined by the shape of the plasma meniscus, which is an ion emitting surface. In this study, the key parameters to control the plasma meniscus and relevant physical structure in the electronegative plasma including the surface produced H- ions is investigated by using PIC-MCC simulation. The region from the source plasma up to the accelerator is modeled for a single aperture, and thus, the plasma meniscus can be obtained self-consistently. Parameter survey for the net flux of surface produced H- ion is conducted by varing the numbers of the surface produced H- ion super-particles per timestep in order to investigate the effcet of the electronegativity, that is, the ratio of the negative ion density to the electron density. It is shown that the effective distance d eff, between the plasma meniscus and the extraction grid depends on the electronegativity as well as the plasma density. Especially, the effective distance d eff, decreases with the increase of the electronegativity under the constant plasma density, which means that the shape of the plasma meniscus becomes flat or convex rather than concave. Moreover, it is also verified that the electronegativity affects the H- ion trajectories extracted from near the edge of plasma meniscus through the shape of plasma meniscus.

  • Access to Document (DOI)

• Recent progress of plasma exhaust concepts and divertor designs for tokamak DEMO reactors

  Asakura N., Hoshino K., Kakudate S., Subba F., You J.H., Wiesen S., Rognlien T.D., Ding R., Kwon S.

  Nuclear Materials and Energy （Nuclear Materials and Energy)  35 2023年06月

  研究論文（国際会議プロシーディングス）, 共著, 査読有り

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  The power exhaust concept and an appropriate divertor design are common critical issues for tokamak DEMO design activities which have been carried out in Europe, Japan, China, Korea and the USA. Conventional divertor concepts and power exhaust studies for recent DEMO designs (Pfusion = 1 – 2 GW, Rp = 7 – 9 m) are reviewed from the viewpoints of the plasma physics issues and the divertor engineering design. Radiative cooling is a common approach for the power fusion scenario. Requirements on the main plasma radiation fraction (fradmain = Pradmain/Pheat) and the plasma performance constrain the divertor design concept. Different challenges contribute to optimizing the future DEMO designs: for example, (i) increasing the main plasma radiation fraction for ITER-level Psep/Rp designs and simplifying the divertor geometry, and (ii) extending ITER divertor geometry with increasing divertor radiation (Praddiv) for larger Psep/Rp ≥ 25MWm−1 designs. Power exhaust simulations with large Psep = 150 – 300 MW have been performed using integrated divertor codes considering an ITER-based divertor geometry with longer leg length (1.6 – 1.7 m), as in a common baseline design. Geometry effects (ITER like geometry or more open one without baffle) on the plasma detachment profile and the required divertor radiation fraction (fraddiv = Praddiv/Psep) were key aspects of these studies. All simulations showed that the divertor plasma detachment were extended widely across the target plate with a reduction in the peak heat load of qtarget ≤ 10 MWm−2 for the large fraddiv = 0.7 – 0.8, while the peak qtarget location and value were noticeably different in the partially detached divertor. Simulation results also demonstrated that radial diffusion coefficients of the heat and particle fluxes were critical parameters for DEMO divertor design, and that effects of plasma drifts on outboard-enhanced asymmetry of the heat flux, suggested the need for longer divertor leg to ensure the existence of a detached divertor operation with qtarget ≤ 10 MWm−2. Integrated design of the water cooled divertor target, cassette body (CB) and cooling pipe routing has been developed for each DEMO concept, based on the ITER-like tungsten monoblock (W-MB) with Cu-alloy cooling pipes. Engineering design adequate under higher neutron irradiation condition was required. Therefore, inlet coolant temperature (Tcool) was increased. In current designs, it still shows a large potential variation between 70 °C and 200 °C. The influence of thermal softening on the Cu-alloy (CuCrZr) pipe was fostered near the strike-point when the high qtarget of ∼10 MWm−2 was studied. Improved technologies for high heat flux components based on the ITER W-MB unit have been developed for EU-DEMO. Different coolant conditions (low- and high-Tcool) were provided for Cu-alloy and reduced activation ferritic martensitic (RAFM) steel heat sink units, respectively. The high-Tcool coolant was also considered for the CB and supporting structures. Appropriate conditions for the high-Tcool coolant, i.e. 180 °C/ 5 MPa (EU-DEMO) and 290 °C/ 15 MPa (JA-DEMO, CFETR and K-DEMO), will be determined in the future optimizations of the divertor and DEMO design.

  • Access to Document (DOI)

• Transient analysis of high-Z impurity screening by additional injection of low-Z impurity using integrated divertor code SONIC

  Yamoto S., Hoshino K., Homma Y., Nakano T., Hayashi N.

  Nuclear Fusion （Nuclear Fusion)  63 （ 7 ）  2023年04月

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

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  The dynamics of the screening effect of Ar impurity by the injection of additional Ne has been studied through time-dependent analysis with the integrated divertor code SONIC. In the preceding study (Yamoto et al 2020 Plasma Phys. Control. Fusion 62 045006), the predictive simulation of JT-60SA plasma by SONIC has shown that the injection of additional Ne into Ar-seeded plasma results in lower Ar density and radiation power in the SOL and core edge than in the Ar-only seeded case. The results have demonstrated that the mixed impurity seeding of Ar and Ne may be advantageous for maintaining a high core plasma performance with a low divertor heat load. It was found that the friction force induced by the high D+ flow in the SOL towards the inner divertor (ID) region in the Ar + Ne seeded case pushes Ar impurities to the ID. However, the dynamics of D+ flow acceleration cannot be interpreted in the previous study because SONIC was a steady state code. In this study, we have developed the time-dependent version of SONIC and applied it to the transient analysis of the injection of additional Ne into Ar-seeded plasma in JT-60SA. When additional Ne is injected, Ne ions stay in the ID plasma near the X-point. As a result, the Ne radiation power increases near the X-point. The electron pressure then decreases due to the radiation cooling and the D+ flow is accelerated by the electron pressure gradient. The ion pressure also decreases due to the convection by the accelerated D+ flow by electron pressure gradient. The resulting ion pressure gradient further accelerates the D+ flow velocity towards the ID. The results suggest that both the high-performance core plasma and the low divertor heat load can be achieved by the Ar + Ne mixed impurity seeding.

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• Effect of Surface Produced H̄ Ion on the Plasma Meniscus in Negative Hydrogen Ion Sources

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

  Plasma and Fusion Research （一般社団法人 プラズマ・核融合学会)  18 （ 0 ） 1401008 - 1401008 2023年03月

  研究論文（学術雑誌）, 共著, 査読有り

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  To extract intense ion beams with good beam optics from ion sources, controlling the distance deff between the plasma meniscus (i.e., beam emission surface) and the beam extraction grid is important. This study conducts a novel investigation into the dependence of the effective distance deff on the amount of surface H̄ production SH-. For this purpose, a 3D PIC (three dimensional Particle-in-Cell) simulation is conducted to obtain a model geometry of the extraction region for a H̄ ion source with SH- as a parameter. Based on results, deff significantly depends on SH- and the H̄-electron density ratio (α = nH̄=ne) in front of the extraction aperture for the same plasma density; as SH- increases, deff decreases. The results suggest that SH- is critical for controlling deff and the resultant beam optics extracted from the negative ion source

  • Access to Document (DOI)
  • CiNii Research

• The development of a zero-dimensional collisional-radiative model for interpreting plasma emission in low temperature divertor plasmas in tokamaks

  Fox-Widdows E., Bowden M.D., Hoshino K., Hatayama A., Osawa R., Tsubotani Y.

  Frontiers in Physics （Frontiers in Physics)  11 2023年

  研究論文（学術雑誌）, 共著, 査読有り

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  Collisional-radiative models are commonly used to analyse atomic and molecular processes in low temperature plasmas by determining the distribution functions of excited states as functions of various plasma parameters. This paper outlines the improvements to a zero-dimensional collisional-radiative model, developed at Keio University, for purposes relevant to the analysis of emission measurements in low temperature hydrogen plasmas. The extension of this 0D model centres on the inclusion of additional molecular species and reactions, a calculation of emission intensity in order to directly compare with experimental work, and the addition of a simple wall model to allow for a deeper understanding of recycling of atoms and molecules in low temperature plasmas close to plasma facing components in fusion machines. Results from the improved model are then compared with both an existing CR model for benchmarking and experimental emission spectroscopy data from an inductively-coupled plasma device at the University of Liverpool. These results show how the developments to the model have increased the relevance to experimental plasmas, such as those in the power exhaust regions of fusion machines, with the ratio of the Hβ/Hα line intensities outputted from the improved CR model mirroring more closely the emission measured experimentally in the ICP device.

  • Access to Document (DOI)

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KOARA（リポジトリ）収録論文等 【 表示 ／ 非表示 】

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• 核融合境界層プラズマにおける不純物輸送に関する研究

  星野, 一生

  学事振興資金研究成果実績報告書 （慶應義塾大学)  2018年

• 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

  星野, 一生

  科学研究費補助金研究成果報告書 2017年

総説・解説等 【 表示 ／ 非表示 】

総説・解説等 【 表示 ／ 非表示 】

• イオン源の数値シミュレーション技術の進展と応用

  星野 一生, 宮本 賢治, 畑山 明聖

  プラズマ・核融合学会誌 97   568 - 596 2021年

  記事・総説・解説・論説等（学術雑誌）, 共著

  • CiNii Research

• 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

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研究発表 【 表示 ／ 非表示 】

研究発表 【 表示 ／ 非表示 】

• ダイバータプラズマにおける大角度散乱による粒子輸送 磁力線ピッチ角と中性粒子流速の影響

  梅崎大介、松浦秀明、星野一生

  第39回プラズマ・核融合学会年会, 

  2022年11月

  , 

  ポスター発表

• 原型炉プラズマ対向壁の燃料インベントリー評価とヘリウム照射効果

  大宅諒、星野一生、朝倉伸幸、坂本宜照、大野哲靖、花田和明

  第39回プラズマ・核融合学会年会, 

  2022年11月

  , 

  口頭発表（一般）

• トロイダルリップル及びRMPコイルパリティ差異に着目したJT-60SA周辺プラズマ輸送シミュレーション

  榎本昇悟、田中宏彦、河村学思、松永剛、鈴木康浩、小林政弘、星野一生、梶田信、大野哲靖

  第39回プラズマ・核融合学会年会, 

  2022年11月

  , 

  ポスター発表

• PICシミュレーションによる非接触ダイバータプラズマ解析

  星野一生、櫻井陽都、吉田旬汰

  第39回プラズマ・核融合学会年会, 

  2022年11月

  , 

  ポスター発表

• 分子の振動・回転状態を区別した水素および重水素の中性粒子輸送コードの開発

  土居健志、西分久弘、佐藤優作、上田朝陽、澤田圭司、河村思、齋藤誠紀、中村浩章、星野一生

  第39回プラズマ・核融合学会年会, 

  2022年11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 】

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• ダイバータ配位プラズマの境界層におけるプラズマ流と不純物輸送へのドリフトの効果

  2022年04月

  -

  2026年03月

  科学研究費助成事業, 藤田 隆明, 岡本 敦, 星野 一生, 基盤研究(B), 研究分担者

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  内部コイルを用いてダイバータ配位の環状プラズマを生成し、その境界層におけるプラズマ流や不純物イオンの流速などを詳細に計測する。三角形度などプラズマ断面形状を様々に変えた実験を実施し、ダイバータプラズマシミュレーションコードの結果と比較する。これにより、プラズマ流に対するイオンドリフトの効果を明らかにするとともに実験的な裏付けのある不純物輸送モデルを提案する。

• 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, 科学研究費助成事業, 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, 科学研究費助成事業, 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, 科学研究費助成事業, 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。

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担当授業科目 【 表示 ／ 非表示 】

担当授業科目 【 表示 ／ 非表示 】

• 物理情報工学特別講義

  2023年度

• 原子エネルギーの科学

  2023年度

• プレゼンテーション技法

  2023年度

• プラズマ物理学

  2023年度

• プラズマ物理

  2023年度

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所属学協会 【 表示 ／ 非表示 】

所属学協会 【 表示 ／ 非表示 】

• 日本シミュレーション学会, 

  2022年07月

  -

  継続中

• プラズマ・核融合学会, 

  2001年08月

  -

  継続中

委員歴 【 表示 ／ 非表示 】

委員歴 【 表示 ／ 非表示 】

• 2019年12月

  -

  継続中

  核融合エネルギーフォーラム専門委員

• 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