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論文

Time-controlled synthesis of the 3D coordination polymer U(1,2,3-Hbtc)$$_{2}$$ followed by the formation of molecular poly-oxo cluster {$rm U$_{14}$$} containing hemimellitate uranium(IV)

Dufaye, M.*; Martin, N. P.*; Duval, S.*; Volkringer, C.*; 池田 篤史; Loiseau, T.*

RSC Advances (Internet), 9(40), p.22795 - 22804, 2019/07

4価ウラン(U(IV))のヘミメリット酸との配位化合物がアセトン+水溶媒中で2種類合成され、構造同定された。水分量を調整したアセトン溶媒中では、U(IV)の加水分解はゆっくりと起こり、その結果、{$rm U$_{12}$$}$ $や{$rm U$_{14}$$}$ $といった特異なポリオキソ-U(IV)クラスターが生成していることを確認した。

論文

Provenance of uranium particulate contained within Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1 ejecta material

Martin, P. G.*; Louvel, M.*; Cipiccia, S.*; Jones, C. P.*; Batey, D. J.*; Hallam, K. R.*; Yang, I. A. X.*; 佐藤 志彦; Rau, C.*; Mosselmans, J. F. W.*; et al.

Nature Communications (Internet), 10(1), p.2801_1 - 2801_7, 2019/06

二次イオン質量分析(SIMS)測定とシンクロトロン放射(SR)分析技術を福島第一原子力発電所(FDNPP)の1号機原子炉由来のサブミリメートル粒状物質に対して分析を行った。これらの方法によりより大きなSiベースの放出物に含まれるミクロンスケールのU微粒子の分布、状態および同位体組成を調査することが可能であった。SRマイクロフォーカスX線蛍光(SR-micro-XRF)と吸収コントラストSRマイクロフォーカスX線トモグラフィー(SR-micro-XRT)を組み合わせることにより、U微粒子は粒子の外周の周りに位置することがわかった。高多孔質粒子これらの捕捉された粒子のいくつかのシンクロトロン放射マイクロフォーカスX線吸収端近傍構造(SR-micro-XANES)分析により、U(IV)酸化状態で存在することを明らかにした。このUが原発由来であることの確認は、FDNPPの1号機からの出所に特徴的な同位体濃縮比を有する二次イオン質量分析(SIMS)分析によって検証された。これらの結果は、使用済み燃料放出物が存在するという事象シナリオ(炉心1号機からある程度の炉心細分化および放出が起こったこと)の明確な証拠である。このUが環境や健康への危害を表す可能性は低いと予想されるが、将来的に母材であるSi含有バルク粒子の分解が生じると推定される。

論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese JAEA/MFBR/MHI and French CEA simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dost$'a$l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.

論文

Super-absorbent polymer valves and colorimetric chemistries for time-sequenced discrete sampling and chloride analysis of sweat via skin-mounted soft microfluidics

Kim, S. B.*; Zhang, Y.*; Won, S. M.*; Bandodkar, A. J.*; 関根 由莉奈; Xue, Y.*; Koo, J.*; Harshman, S. W.*; Martin, J. A.*; Park, J. M.*; et al.

Small, 14(12), p.1703334_1 - 1703334_11, 2018/03

This paper introduces super absorbent polymer valves and colorimetric sensing reagents as enabling components of soft, skin-mounted microfluidic devices designed to capture, store and chemically analyze sweat released from eccrine glands. The valving technology enables robust means for guiding the flow of sweat from an inlet location into a collection of isolated reservoirs, in a well-defined sequence. Analysis in these reservoirs involves a color responsive indicator of chloride concentration with a formulation tailored to offer stable operation with sensitivity optimized for the relevant physiological range. Evaluations on human subjects with comparisons against ex situ analysis illustrate the practical utility of these advances.

論文

The Martian surface radiation environment; A Comparison of models and MSL/RAD measurements

Matthi$"a$, D.*; Ehresmann, B.*; Lohf, H.*; K$"o$hler, J.*; Zeitlin, C.*; Appel, J.*; 佐藤 達彦; Slaba, T. C.*; Martin, C.*; Berger, T.*; et al.

Journal of Space Weather and Space Climate (Internet), 6, p.A13_1 - A13_17, 2016/03

 被引用回数:25 パーセンタイル:3.61(Astronomy & Astrophysics)

2012年8月6日以降、Mars Science Laboratory (MSL)に搭載された複合型放射線検出器(RAD)を用いて火星表面による放射線環境の測定が続けられている。本研究では、GEANT4, PHITS, HZETRN/OLTARISなど様々なコードを用いて火星表面における放射線環境を推定し、その結果とRADによる測定値を比較した。その結果、計算結果は測定値と概ねよい一致を示すものの、場合によっては大きく解離することが分かった。また、RADのデータは放射線輸送計算について、最適なインプットパラメータや物理モデルの最適な選択に役立つことも確認された。今回の解析結果は、今後、有人火星ミッションを計画する際、その被ばく線量評価や宇宙機遮へい設計などに活用することができる。

論文

Comparative modeling of an in situ diffusion experiment in granite at the Grimsel Test Site

Soler, J. M.*; Landa, J.*; Havlova, V.*; 舘 幸男; 蛯名 貴憲*; Sardini, P.*; Siitari-Kauppi, M.*; Eikenberg, J.*; Martin, A. J.*

Journal of Contaminant Hydrology, 179, p.89 - 101, 2015/08

 被引用回数:22 パーセンタイル:9.05(Environmental Sciences)

マトリクス拡散現象は結晶質岩中の核種移行遅延プロセスとして重要である。スイスのグリムゼル原位置試験場において花崗岩マトリクス中の原位置長期拡散(LTD)試験を行った。試験孔内にHTO, Na $$^{+}$$, Cs $$^{+}$$を含むトレーサ溶液を循環させ、2年半の間、トレーサ濃度の減衰が観測された。拡散期間終了後に、オーバーコアリングによって、岩石中のトレーサ分布が分析された。岩石中の拡散深さは、HTOで20cm、Na $$^{+}$$で10cm、Cs $$^{+}$$で1cm程度であった。これらのデータセットに対し、拡散・収着モデルによる解釈が、複数のチームによって、異なるコードを用いて実施され、実効拡散係数(De)と岩石容量因子($$alpha$$)が導出された。複数のチームによる評価結果は、観測データを概ね再現可能であり、掘削影響による表面部分のDeと$$alpha$$の値が、岩石マトリックス部に比べて大きいことを示唆した。一方で、HTOの結果は実験データと解析結果に大きな乖離が認められ、この点は今後の詳細な検討が必要である。

論文

IAEA NAPRO Coordinated Research Project; Physical properties of sodium

Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05

The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.

論文

Modeling of an in-situ diffusion experiment in granite at the Grimsel Test Site

Soler, J. M.*; Landa, J.*; Havlova, V.*; 舘 幸男; 蛯名 貴憲*; Sardini, P.*; Siitari-Kauppi, M.*; Martin, A. J.*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1665, p.85 - 91, 2014/09

マトリクス拡散現象は結晶質岩中の核種移行遅延プロセスとして重要である。スイスのグリムゼル原位置試験場において花崗岩マトリクス中の原位置長期拡散(LTD)試験を行った。試験孔内にHTO, Na$$^{+}$$, Cs$$^{+}$$を含むトレーサ溶液を循環させ、2年半の間、トレーサ濃度の減衰が観測された。拡散期間終了後に、オーバーコアリングによって、岩石中のトレーサ分布が分析された。岩石中の拡散深さは、HTOで20cm、Na$$^{+}$$で10cm、Cs$$^{+}$$で1cm程度であった。これらのデータセットに対し、拡散・収着モデルによる解釈が、複数のチームによって、異なるコードを用いて実施され、実効拡散係数(De)と岩石容量因子($$alpha$$)が導出された。複数のチームによる評価結果は、観測データをおおむね再現可能であり、掘削影響による表面部分の$$D$$eと$$alpha$$の値が、岩石マトリクス部に比べて大きいことを示唆した。一方で、HTOの結果は実験データと解析結果に大きな乖離が認められ、この点は今後の詳細な検討が必要である。

論文

LTD experiment; Postmortem modelling of monopole I

Soler, J. M.*; Landa, J.*; Havlov$'a$, V.*; 舘 幸男; 蛯名 貴憲*; Sardini, P.*; Siitari-Kauppi, M.*; Martin, A.*

Nagra NAB 12-53, 80 Pages, 2013/02

スイスのグリムゼル原位置試験場において原位置長期拡散(LTD)試験が行われた。パッカーで区切られた試験孔内にHTO, $$^{22}$$Na$$^{+}$$, $$^{134}$$Cs$$^{+}$$を含むトレーサ溶液を循環させ、2年半の間、トレーサ濃度の減衰が観測された。拡散期間終了後に、オーバーコアリングによって、岩石中のトレーサ分布が分析された。溶液中のトレーサ濃度変化はCsの減衰が顕著であった。また、濃度分布の進展深さは、HTOで20cm、Na$$^{+}$$で10cm、Cs$$^{+}$$で1cm程度であった。これらのデータセットに対し、拡散・収着モデルによる解釈が、複数のチームによって、異なるコードを用いて実施され、実効拡散係数($$D$$$$_{e}$$)と岩石容量因子($$alpha$$)が導出された。複数のチームによる評価結果は、観測データをおおむね再現可能であり、掘削影響による表面部分の$$D$$$$_{e}$$$$alpha$$の値が、岩石マトリクス部に比べて大きいことを示唆した。一方で、HTOの結果は実験データと解析結果に大きな乖離が認められ、この点は今後の詳細な検討が必要である。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用と補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹; Martin, L.*

検査技術, 16(3), p.24 - 30, 2011/03

高速増殖炉(FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点からFBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉Phenixの二次系配管で使用された経年化溶接継手(304SS-304SS)並びに上記条件で使用された経年化材(304SS)に新材(316LSS)を溶接した補修溶接継手(304SS-316LSS)の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

論文

Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.

論文

Defining the infrared systems for ITER

Reichle, R.*; Andrew, P.*; Counsell, G.*; Drevon, J.-M.*; Encheva, A.*; Janeschitz, G.*; Johnson, D. W.*; 草間 義紀; Levesy, B.*; Martin, A.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10E135_1 - 10E135_5, 2010/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:32.35(Instruments & Instrumentation)

ITER will have wide angle viewing systems and a divertor thermography diagnostic which shall provide infrared coverage of the divertor and large parts of the first wall surfaces with spatial and temporal resolution adequate for operational purposes and higher resolved details of the divertor and other areas for physics investigations. We propose specifications for each system such that they jointly respond to the requirements. Risk analysis driven priorities for future work concern mirror degradation, interfaces with other diagnostics, radiation damage to refractive optics, reflections and the development of calibration and measurements methods for varying optical and thermal target properties.

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用及び補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Martin, L.*

保全学, 9(1), p.32 - 38, 2010/04

高速増殖炉(以下、FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点から、FBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉(Phenix)の二次系配管で526-545$$^{circ}$$Cで約88,000h使用された304SS-304SS溶接継手並びに上記条件で使用された304SSに新材の316LSSを溶接した補修溶接継手の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

論文

Power requirement for accessing the H-mode in ITER

Martin, Y. R.*; 滝塚 知典; ITPA CDBM H-mode Threshold Database Working Group*

Journal of Physics; Conference Series, 123, p.012033_1 - 012033_11, 2008/00

 被引用回数:232 パーセンタイル:0.06

ITERにおける低密度時及び密度上昇時にHモードに到達するための必要な入力パワーを、国際Hモード遷移パワーデータベースの統計解析により調べた。最近提供されたデータを加え、遷移パワー比例則を改善した。ITERの重水素プラズマで密度が5$$times$$10の19乗のとき必要パワーは約52MWと評価した。ITERのHモード標準運転での密度10の20乗のときは、約86MWになる。個々の装置の密度依存性を調べると、サイズの増加と磁場の増加に伴い、密度依存性は強くなっている。一方、Hモード遷移パワーが最小となるときの密度最適値は、サイズが大きくなると低下するが磁場の増加とともに上昇することがわかった。これらの効果を考慮して、ITERにおけるHモード到達条件を検討した。さらに閉じ込めデータベースを解析した結果、良好な閉じ込めのHモードは加熱パワーが遷移パワーの1.5倍以上のときに保持されているデータが多いけれども、1以上の閉じ込め改善ファクターは加熱パワーが遷移パワーに近いときでも十分に達成できていることが、明らかになった。

論文

Space environmental effects on MoS$$_{2}$$ and diamond-like carbon lubricating films; Atomic oxygen-induced erosion and its effect on tribological properties

田川 雅人*; 横田 久美子*; 松本 康司*; 鈴木 峰男*; 寺岡 有殿; 北村 晃*; Belin, M.*; Fontaine, J.*; Martin, J. M.*

Surface & Coatings Technology, 202(4-7), p.1003 - 1010, 2007/12

 被引用回数:34 パーセンタイル:18.04(Materials Science, Coatings & Films)

低軌道宇宙環境における5eV原子状酸素の影響を、二硫化モリブデンスパッタ膜並びにダイヤモンドライクカーボン潤滑剤に対して実験的に検証した。X線光電子分光の結果から、二硫化モリブデン表面のモリブデンの酸化と、硫黄の気化が顕著であることが示された。深さ方向分析の結果、これらの変化は表面から3nmと極めて浅い領域で生じていることが示された。これは表面で酸化したモリブデンが保護膜の役目を果たし、酸素原子の影響を防いでいるためであると考えられる。このような組成変化は摩擦係数にも影響を及ぼすが、表面層が磨耗によって除去されるとその影響は見られない。しかし、モリブデン酸化物のアブレシブ磨耗の結果、原子状酸素照射のある条件下では二硫化モリブデンの寿命が極端に低下することが示された。一方、ダイヤモンドライクカーボンでは表面の炭素の酸化状態は原子状酸素によっても大きく変化しないことが放射光光電子分光から明らかになったが、ラザフォードバックスキャッタリングの結果、膜自体の気化劣化が激しいことが示され、宇宙環境におけるDLCの利用には保護膜形成等の措置が必要である。

論文

X-ray spectroscopic diagnostics of ultrashort laser-cluster interaction at the stage of the nonadiabatic scattering of clusters

Faenov, A. Y.; Magunov, A. I.*; Pikuz, T. A.*; Skobelev, I. Y.*; Giulietti, D.*; Betti, S.*; Galimberti, M.*; Gamucci, A.*; Giulietti, A.*; Gizzi, L. A.*; et al.

JETP Letters, 86(3), p.178 - 183, 2007/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.99(Physics, Multidisciplinary)

X-ray spectroscopy diagnostics of laser-cluster interactions at a stage of non-adiabatical cluster expansion and formation of the spatially homogeneous plasma channel is carried out for the first time. It is shown, that X-ray line emission spectra of light elements, allows to determine parameters of the plasma formed at the time moment 10 ps from the beginning of femtosecond laser with relatively high plasma temperature Te 100 eV iand electron density Ne about 10$$^{19}$$ - 10$$^{20}$$ cm$$^{-3}$$.

論文

Progress in the ITER physics basis, 2; Plasma confinement and transport

Doyle, E. J.*; Houlberg, W. A.*; 鎌田 裕; Mukhovatov, V.*; Osborne, T. H.*; Polevoi, A.*; Bateman, G.*; Connor, J. W.*; Cordey, J. G.*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S18 - S127, 2007/06

本稿は、国際熱核融合実験炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ閉じ込めと輸送に関する最近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。輸送物理一般、プラズマ中心部での閉じ込めと輸送,Hモード周辺ペデスタル部の輸送とダイナミクス及び周辺局在化モード(ELM)、そして、これらに基づいたITERの予測について、実験及び理論・モデリングの両面から体系的に取りまとめる。

論文

Recent progress on the development and analysis of the ITPA global H-mode confinement database

McDonald, D. C.*; Cordey, J. G.*; Thomsen, K.*; Kardaun, O. J. W. F.*; Snipes, J. A.*; Greenwald, M.*; Sugiyama, L.*; Ryter, F.*; Kus, A.*; Stober, J.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(3), p.147 - 174, 2007/03

 被引用回数:35 パーセンタイル:77.78(Physics, Fluids & Plasmas)

国際トカマク物理活動(ITPA)全体的Hモード閉じ込めデーターベースの第3版(DB3)に関し1994年から2004年の期間に行われた更新と解析について、この論文は記述する。エネルギー閉じ込め時間とその制御パラメータの巨視的データを、異なったサイズと形状の次の18装置から集めた。ASDEX, ASDEX Upgrade, C-Mod CoMPASS-D, DIII-D, JET, JFT-2M, JT-60U, MAST, NSTX, PBX-M, PDX, START, T-10, TCV, TdeV, TFTR及びUMAN-3M。このDB3データベースに基づき、幅広い物理研究が行われた。特に中心部と周辺部の振る舞いの分離,無次元解析、及びデータベースと1次元輸送コードとの比較に進展があった。データーベースは、ITERのような次期装置の閉じ込め特性の基盤を評価することを主要な目的としており、この論文でも解析結果を踏まえて次期装置を議論する。

論文

Scattering of $$^{11}$$Be halo nucleus from $$^{209}$$Bi at coulomb barrier

Mazzocco, M.*; Signorini, C.*; Romoli, M.*; De Francesco, A.*; Di Pietro, M.*; Vardaci, E.*; 吉田 光一*; 吉田 敦*; Bonetti, R.*; De Rosa, A.*; et al.

European Physical Journal A, 28(3), p.295 - 299, 2006/06

 被引用回数:35 パーセンタイル:10.58(Physics, Nuclear)

弱く束縛されたハロー核 $$^{11}$$Beの$$^{209}$$Bによる散乱を40MeVで測定した。低強度・低エミッタンスの放射性ビームによる実験であったが、8個のSiテレスコープからなる大立体角($$sim$$2$$pi$$ sr)かつコンパクトな検出器により測定が可能となった。$$^{9,11}$$Beの散乱角度分布と相対的な核反応断面積は、似たような振る舞いであることがわかった。このことは、クーロン障壁近傍におけるハロー構造あるいは弱く束縛された系の反応機構に与える影響は余り大きくないことを示唆するものである。

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