検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 39 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

プルトニウム燃料取扱施設の廃止措置におけるエアラインスーツを用いた解体撤去作業等の安全性向上

菊池 遼; 平野 宏志*; 北村 哲浩

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.50 - 63, 2022/03

日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所においては、プルトニウムにより汚染されたグローブボックスや機器の解体等にエアラインスーツが活用されている。エアラインスーツは、呼吸用空気供給ホース(エアラインホース)を通じて浄化された空気をエアラインスーツ作業者へ給気するとともに、放射線影響から保護する個人用保護具の一つとして、類似作業において広く導入実績を有している一方で、それら装備・設備に起因する潜在的リスクが依然として存在している。核燃料サイクル工学研究所においても、過去の放射線作業において、解体撤去作業中に作業者の放射線被ばく事象が発生しており、それら過去の被ばく事象等の反省を踏まえて、解体撤去作業中の作業者の安全確保を目的として様々な対策・改善に取り組んできた。一例としては、安定した給気ができる改良型エアラインホースへの交換や、冷却・除湿のためのコンプレッサの設置、空気供給連続監視システム等の設置を行っている。本資料では、エアラインスーツを用いた解体撤去作業を通じて取り組んできたエアラインスーツに関する改良例及びエアラインスーツ作業時の放射線管理の状況について報告するものである。

論文

Origin of magnetovolume effect in a cobaltite

Miao, P.*; Tan, Z.*; Lee, S. H.*; 石川 喜久*; 鳥居 周輝*; 米村 雅雄*; 幸田 章宏*; 小松 一生*; 町田 真一*; 佐野 亜沙美; et al.

Physical Review B, 103(9), p.094302_1 - 094302_18, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

層状ペロブスカイトPrBaCo$$_{2}$$O$$_{5.5}$$は、熱膨張のない複合材料を作るために必要な負の熱膨張(NTE)を示す。NTEは、自発的な磁気秩序と密接に関連していることがわかっていた(磁気体積効果: MVE)。今回、われわれは、PrBaCo$$_{2}$$O$$_{5.5}$$の連続的な磁気体積効果が、本質的には不連続であり、大きな体積を持つ反強磁性絶縁体(AFILV)から、小さな体積をもつ強磁性卑絶縁体(FLISV)への磁気電気的相転移に起因することを明らかにした。また、磁気電気効果(ME)は、温度,キャリアドーピング,静水圧,磁場などの複数の外部刺激に対して高い感度を示した。これは、これまでよく知られている対称性の破れを伴う巨大磁気抵抗やマルチフェロイック効果などのMEとは対照的であり、輝コバルト鉱のMEは同一の結晶構造で起こる。われわれの発見は、MEとNTEを実現するための新しい方法を示しており、それは新しい技術に応用されるかもしれない。

論文

PIRT手法によるナトリウム火災時の重要現象評価

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03

ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。

論文

Identification of important phenomena through the PIRT process for development of sodium fire analysis codes

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.44(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。

論文

Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。

論文

Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process with factor analysis in sodium-cooled fast reactor

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成25年度)

佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.

JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成24年度)

佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.

JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB

原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。

論文

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象に対する解析評価手法の開発

内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2635 - 2639, 2013/12

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象に対し、複数の数値解析コードから構成されるマルチフィジックス解析評価システムを開発している。本件では、システムの構成要素の一つであるSERAPHIMコードの液滴エントレインメント・輸送モデル、及び、TACTコードの流体-構造熱的連成解析モデル、破損判定モデルの基本検証解析を実施した。液滴エントレインメント・輸送モデルの検証では、液滴発生時の圧力変動に関する実験データの再現性を確認した。流体-構造熱的連成解析モデルの検証では、円筒を過ぎる流れの問題において円筒表面の温度分布を概ね良好に再現できることを確認した。また、内圧の負荷された伝熱管が急速加熱された場合に生じる破裂発生時刻を、破損判定モデルにより高い精度で予測できた。それぞれのモデルの妥当性を確認し、本解析評価システムにより伝熱管破損時事象を評価できる見通しを得た。

論文

Multiphysics analysis system for tube failure accident in steam generator of sodium-cooled fast reactor

内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之

Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象を評価するため、機構論に基づくマルチフィジックス評価システムを開発した。本システムは、ナトリウム側の反応ジェット挙動及びウェステージ環境を評価するSERAPHIMコード、流体から伝熱管への熱移行と伝熱管構造部の温度・応力評価及び破損判定を行うTACTコード、伝熱管内水流動を評価するRELAP5コードから構成される。SERAPHIMコードについては、ウェステージ環境評価モデルとして酸化ナトリウム生成・輸送モデルを構築した。TACTコードについては、伝熱管構造部の温度・応力解析モデル、流体-構造熱的連成解析モデル、ウェステージモデル、破損判定モデルを構築した。RELAP5コードについては、実機SGにおける伝熱管急速加熱条件に対して伝熱相関式を改良し、高温ラプチャ評価上の過度な保守性を排除した。以上により、隣接伝熱管の周囲に形成されるウェステージ環境や、伝熱管への熱移行並びに破損伝播発生の有無を評価可能とした。

論文

Numerical approach of self-wastage phenomena in steam generator of sodium-cooled fast reactor

大西 裕季*; 高田 孝*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

ナトリウム(Na)冷却高速炉蒸気発生器(SG)において、セルフウェステージ現象はNa-水反応時に生じる伝熱管亀裂拡大挙動であり、初期亀裂からの水/蒸気漏えいのトリガーとなるものである。したがって、セルフウェステージ現象の定量化がSG安全評価の点で重要となる。本研究では、セルフウェステージ現象解析手法を提案し、多次元Na-水反応コードSERAPHIMを用いて亀裂拡大挙動を検討した。解析では、原子力機構で行われたSWAT-4の実験に基づき二次元初期亀裂を仮定した。ウェステージ速度がアレニウス型を仮定した腐食式により計算され、ウェステージ量によって初期伝熱管の一部をリメッシュした。リメッシュモデルを用いて再計算し、Na-水反応生成物は周方向速度と径方向速度がセルフウェステージ挙動に寄与していることがわかった。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成23年度)

片桐 裕実; 奥野 浩; 岡本 明子; 池田 武司; 田村 謙一; 長倉 智啓; 中西 千佳; 山本 一也; 阿部 美奈子; 佐藤 宗平; et al.

JAEA-Review 2012-033, 70 Pages, 2012/08

JAEA-Review-2012-033.pdf:6.38MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法等に基づき「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国, 地方公共団体, 警察, 消防, 自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成23年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故対応について、原子力機構が実施する人的・技術的な支援活動の拠点として、原子力緊急時支援・研修センターを機能させた。各部署と連携を取りながら原子力機構の総力を挙げて、国,地方公共団体の支援要請を受け、事業者が対応する復旧にかかわる技術的検討、住民保護のためのさまざまな支援活動や、特殊車両・資機材の提供を継続して実施した。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成22年度)

片桐 裕実; 奥野 浩; 澤畑 正由; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 中西 千佳; 福本 雅弘; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2011-037, 66 Pages, 2011/12

JAEA-Review-2011-037.pdf:4.52MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成22年度においては、上記業務を実施したほか、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故に際し、指定公共機関としての支援活動を総力を挙げて行った。

論文

急熱急冷変態法Nb$$_{3}$$Alケーブル・イン・コンジット導体の安定性試験

小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 竹内 孝夫*; 伴野 信哉*; 菊池 章弘*

低温工学, 46(8), p.495 - 499, 2011/08

原子力機構と物質・材料研究機構は協力して、先進Nb$$_{3}$$Al線の実証炉への応用を目指して、16T, 80kA級Nb$$_{3}$$Al導体の開発を進めている。先進Nb$$_{3}$$Al線は、一次熱処理で約1900$$^{circ}$$Cまで加熱されるため、伸線時に安定化銅を素線へ複合することができない。そこで、一次熱処理後に銅をメッキする方法を開発した。本手法が安定性の観点から有効であることを確認するために、縮小ケーブル・イン・コンジット(CIC)導体を試作し、その安定性を評価した。その結果、従来の手法で安定化された素線を用いたCIC導体と同程度の安定性を達成できることが確認され、本手法を用いた先進Nb$$_{3}$$Al線の安定化が有効であることがわかった。これにより、先進Nb$$_{3}$$Al導体の実証炉への適用性に目途を立てた。

論文

Suppression of time-reversal symmetry breaking superconductivity in Pr(Os$$_{1-x}$$Ru$$_x$$)$$_4$$Sb$$_{12}$$ and Pr$$_{1-y}$$La$$_y$$Os$$_4$$Sb$$_{12}$$

Shu, L.*; 髭本 亘; 青木 勇二*; Hillier, A. D.*; 大石 一城*; 石田 憲二*; 門野 良典*; 幸田 章宏*; Bernal, O. O.*; MacLaughlin, D. E.*; et al.

Physical Review B, 83(10), p.100504_1 - 100504_4, 2011/03

 被引用回数:28 パーセンタイル:75.21(Materials Science, Multidisciplinary)

時間反転対称性(TRS)の破れた超伝導状態について調べるため、Pr(Os$$_{1-x}$$Ru$$_x$$)$$_4$$Sb$$_{12}$$とPr$$_{1-y}$$La$$_y$$Os$$_4$$Sb$$_{12}$$合金において零磁場ミュオンスピン緩和測定を行った。TRSは自発的な局所磁場の発生で知ることができる。両合金において磁場は最初は減少したが、Ru置換系ではLa置換系に比べて50%速い現象がみられた。この結果から、TRSは$$xgeq 0.6$$で抑制されるが、La置換系ではすべての濃度において残ることが明らかになった。この結果は結晶場励起子によるクーパー対形成によるTRSの破れた超伝導機構を支持するものである。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成21年度)

金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

論文

The Progress of R&Ds for JSFR innovative technologies

菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成20年度)

金盛 正至; 橋本 和一郎; 照沼 弘; 池田 武司; 大村 明子; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; 渡辺 文隆; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2009-023, 61 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-023.pdf:8.49MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策または武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成20年度においては、日本原子力研究開発機構の中期計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

論文

Characterization of Nb$$_{3}$$Al strands subjected to an axial-strain for fusion DEMO reactor

辺見 努; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 奥井 良夫*; 松井 邦浩; 名原 啓博; 礒野 高明; 高橋 良和; 奥野 清; 伴野 信哉*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 19(3), p.1540 - 1543, 2009/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:59.05(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Alケーブル・イン・コンジット(CIC)型導体は原型炉用超伝導マグネットの主要な候補材料として開発を行っている。CIC型導体を構成する超伝導素線の性能は電磁力及び熱処理時の熱歪によって影響される。原型炉を設計するために、急熱急冷変態法により製作されたNb$$_{3}$$Al素線の性能評価を温度,磁場及び軸方向歪をパラメータとして実施した。本論文では、Nb$$_{3}$$Al素線の性能試験結果及び評価したスケーリング則を報告する。

論文

Weak ferromagnetic ordering in the anomalous field-insensitive heavy-fermion state in SmOs$$_4$$Sb$$_{12}$$

青木 勇二*; 髭本 亘; 綱島 慶乃*; 米澤 祐樹*; 佐藤 宏樹*; 幸田 章宏*; 伊藤 孝; 大石 一城; Heffner, R. H.; 菊地 大輔*; et al.

Physica B; Condensed Matter, 404(5-7), p.757 - 760, 2009/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:22.79(Physics, Condensed Matter)

充填スクッテルダイト構造を持つSmOs$$_4$$Sb$$_{12}$$における磁場への応答の小さな重い電子状態と弱強磁性の研究のため零磁場及び横磁場中のミュオンスピン回転緩和測定($$mu$$SR)を行った。零磁場中の$$mu$$SRでは大きな振幅の回転信号が低温で観測され、弱強磁性が系全体に見られることを確認した。解析から、弱強磁性モーメントは遍歴する重い準粒子により生じることが示唆される。

39 件中 1件目~20件目を表示