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論文

High-energy nuclear data uncertainties propagated to MYRRHA safety parameters

Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; $c{C}$elik, Y.*; Van den Eynde, G.*

Annals of Nuclear Energy, 120, p.207 - 218, 2018/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

高エネルギー核データの不確かさ伝播による加速器駆動システムMYRRHAの安全に関する核特性パラメータの影響を調査した。既存の高エネルギー核データライブラリ及び高エネルギー核反応モデルを用いて断面積データの共分散マトリックスを作成し、これを用いて、全炉心出力及び鉛ビスマスに蓄積される放射能の高エネルギー核データに起因する不確かさをランダムサンプリング法に基づいて評価した。本評価手法は、粒子輸送計算を直接行う必要がなく、最良推定値に対するサンプル平均の収束性を調査することが可能である。本手法により、全炉心出力に対する信頼性のある不確かさを得るには300程度のランダムサンプル数が必要であることを示し、その不確かさは14%と評価した。さらに、陽子・中性子照射により蓄積される放射能濃度の不確かさの評価値は、5%から60%に及ぶことがわかった。トリチウム等のいくつかの核種に対しては、信頼性のある不確かさを得るのに数千のランダムサンプル数が必要であることが明らかになった。

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

Local structure analysis of (Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$ synthesized by malic acid complex solution method

米田 安宏; 高田 愛梨*; 長井 遥*; 菊池 丈幸*; 森下 正夫*; 小舟 正文*

Japanese Journal of Applied Physics, 56(10S), p.10PB07_1 - 10PB07_7, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.22(Physics, Applied)

錯体重合法を用いて作製した(Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$の単射晶相を放射光を用いて構造解析した。(Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$の平均構造は単射晶構造であるが、局所構造はKNbO$$_3$$と同じ菱面体晶構造モデルで再現することができた。この結果から平均構造の単射晶構造は菱面体晶がdisorderして変調されて観測されたと考えられる。

論文

原子力機構における研究開発

辻本 和文

エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/09

加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。

論文

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E$$>$$0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{-2}$$、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.2$$times$$10$$^{24}$$/m$$^{-2}$$であった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

論文

Development of radiation detectors for in-pile measurement

武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦

KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00

開発中の鉛エミッタ自己出力型$$gamma$$線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って$$gamma$$線照射試験を行った。200$$sim$$6000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で$$gamma$$線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は$$gamma$$線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。

論文

ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03

施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。

論文

Design optimization of ADS plant proposed by JAERI

斎藤 滋; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 水本 元治; 大内 伸夫; 武井 早憲; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.646 - 649, 2006/06

 被引用回数:19 パーセンタイル:16.65(Instruments & Instrumentation)

原研ではオメガ計画の下、高レベル廃棄物中のマイナーアクチニド(MA)を核変換するための加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている。原研が提案するADSプラントは、熱出力800MW,鉛ビスマス共晶合金(LBE)冷却のタンク型概念を採用している。未臨界炉心にはMA+Pu窒化物燃料が装荷され、LBEは冷却材と核破砕ターゲットを兼ねている。このADSプラントでは年間約250kgのMAを核変換できる。実効増倍係数は安全性などを考慮し、0.97とした。未臨界炉心の構造に関しては、核破砕ターゲット周りの熱流動解析を行い、定常状態の陽子ビームに対して健全性を確保できる見込みの構造が得られた。同様に過渡状態の陽子ビームに対する構造健全性評価や予備的な事故評価も行った。

論文

Effect of ion species on the production and thermal evolution of implantation induced defects in ZnO

Chen, Z. Q.; 前川 雅樹; 河裾 厚男; 境 誠司; 楢本 洋*

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.232 - 234, 2006/01

水熱合成した酸化亜鉛に対して、ドナー不純物(B,Al),アクセプター不純物(N,P,Li),自己元素(O),水素(H),ヘリウム(He)を注入した場合の、その後の熱処理に伴う欠陥構造の形成過程と消失過程を陽電子ビームに基づく陽電子消滅法と理論計算によって詳しく調べるとともに、電気特性発現との関係を研究した。その結果、特にAlイオン注入では、直径1nm程度のマイクロボイドが形成するが、1000$$^{circ}$$C以下の熱処理でそれらは完全に消失し、注入されたAlがほぼ100%電気的に活性な状態になること、及び結晶性が注入以前よりも向上することが明らかになった。Nイオン注入では、高温の熱処理後も欠陥が残留するうえ、熱的に形成されたZn欠損がN不純物によって固定され、このためN不純物はアクセプターとして活性化されない。また、理論的に期待されているNとAlの共注入でも、改善は見られない。Oイオン注入では、欠陥は速やかに回復し、その後注入層が半絶縁化することが明らかになった。Hイオン注入では、バブル形成と昇温脱離に伴い、マイクロボイドが形成することが明らかになった。

論文

Benthic front and the Yamato Basin Bottom Water in the Japan Sea

千手 智晴*; 磯田 豊*; 荒巻 能史*; 乙坂 重嘉; 藤尾 伸三*; 柳本 大吾*; 鈴木 崇史; 久万 健志*; 森 康輔*

Journal of Oceanography, 61(6), p.1047 - 1058, 2005/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:83.36(Oceanography)

日本海,日本海盆から大和海盆にかけて底層付近の詳細な水塊構造を観測した。観測は研究船白鳳丸KH03-3次航海(2002年10月14日$$sim$$19日)で行った。大和海盆の底層付近では0.085度以上の、日本海盆では0.070度以下の海水が分布しており、これらの海水は両海盆間の境界付近でestuary型のフロントを形成しながら会合していた。フロントの構造から、底層での日本海盆から大和海盆への流入と、その上層での大和海盆からの流出が示唆された。また、日本海盆から流入した底層水は、大和海盆内の時計回りの循環に捕捉され、鉛直拡散,海底加熱,酸素消費の過程を通して、大和海盆底層水に変質されると推測された。ボックスモデルにより大和海盆底層水の熱収支を解析した結果、海底加熱は鉛直拡散の約70パーセントの大きさを持ち、これらによって日本海盆からの冷たい底層水の移流効果が打ち消されていることがわかった。さらに、大和海盆底層水の平均滞留時間は9.1年であると見積もられた。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

論文

Interaction of nitrogen with vacancy defects in N$$^{+}$$-implanted ZnO studied using a slow positron beam

Chen, Z. Q.; 前川 雅樹; 河裾 厚男; 鈴木 良一*; 大平 俊行*

Applied Physics Letters, 87(9), p.091910_1 - 091910_3, 2005/08

 被引用回数:26 パーセンタイル:28.7(Physics, Applied)

N$$^+$$, O$$^+$$イオンを酸化亜鉛結晶に注入、あるいは共注入した。これにより空孔集合体が導入されることが陽電子消滅法により示された。800$$^{circ}$$Cでアニールを行うと、N$$^+$$イオン注入によって発生した空孔集合体はその一部が消失するに留まるのに対し、酸素イオン注入の場合には全量が消失する。これは、窒素と空孔集合体の間には強い相互作用があることを示している。空孔欠陥を検出限界以下とするためには1250$$^{circ}$$Cでの高温アニールが必要である。さらに、窒素はアクセプタとして作用すると思われたが、実際にはn型の伝導型を示すことがホール測定により示された。一方、O$$^+$$/N$$^+$$イオンの共注入ではほとんどの空孔集合体が800$$^{circ}$$Cで消失する。これは窒素-酸素複合体の形成のために酸素が窒素を捕獲し、空孔集合体の消失が促進されるためであると考えられる。これはO$$^+$$/N$$^+$$イオン共注入により、非常によく補償された半絶縁層を形成できることを示している。

論文

Characterization of homoepitaxial and heteroepitaxial ZnO films grown by pulsed laser deposition

Chen, Z. Q.; 山本 春也; 河裾 厚男; Xu, Y. H.; 関口 隆史*

Applied Surface Science, 244(1-4), p.377 - 380, 2005/05

 被引用回数:16 パーセンタイル:39.93(Chemistry, Physical)

酸化アルミ及び酸化亜鉛単結晶基板を用いて、パルスレーザー沈殿法により、ホモ及びヘテロエピタキシャル酸化亜鉛薄膜を作製した。原子間力顕微鏡により観測された表面ラフネスは基板材料に依存していることがわかった。すなわち、ヘテロエピ膜の表面ラフネスの方が、極めて大きいことがわかった。陽電子消滅の結果は、ホモエピ膜の方がより高濃度に結晶欠陥を含むことを示した。ラマン散乱測定は閃亜鉛構造に由来する437cm$$^{-1}$$のピークを示した。いずれの膜も非常に強い紫外発光を示し、それらが優れた光学特性を持つことが明らかになった。

報告書

核変換実験施設の概念検討,2; ADSターゲット試験施設の概念検討

佐々 敏信; 梅野 誠*; 水林 博*; 森 恵次郎*; 二川 正敏; 斎藤 滋; 甲斐 哲也; 中井 公一*; 雑候 章*; 笠原 芳幸*; et al.

JAERI-Tech 2005-021, 114 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-021.pdf:9.66MB

日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)にかかわる技術の研究開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を検討している。核変換実験施設は、ADSの未臨界炉心に関する物理的特性の実験的研究を行う核変換物理実験施設と、ADSを設計するための材料データベース構築及び核破砕ターゲットの工学的特性の試験を行うADSターゲット試験施設から構成される。本報告は、ADSターゲット試験施設について、施設の目標,実用ADSと本実験施設との関連について述べ、台車搭載型核破砕ターゲットを採用した実験施設の検討結果についてまとめたものである。

報告書

黒鉛パイルを用いた熱中性子校正場の特性評価

内田 芳昭*; 三枝 純; 梶本 与一; 谷村 嘉彦; 清水 滋; 吉澤 道夫

JAERI-Tech 2005-012, 31 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-012.pdf:4.58MB

日本原子力研究所東海研究所・放射線標準施設棟には、中性子個人線量計やサーベイメータを校正するための熱中性子校正場が整備されている。この校正場では、中性子源を黒鉛パイル内に設置し、中性子を減速させることによって熱中性子場を得ている。2003年1月に行った黒鉛パイルの更新及びサイズの変更に伴い、熱中性子フルエンス率及び中性子エネルギー分布を測定した。また、平行場における個人線量当量を求めるため、熱中性子入射角度分布を計算により評価した。金箔放射化法を用いた測定により、等方場及び平行場の熱中性子フルエンス率を決定した。また、ボナー球型スペクトロメータを用いて、平行場における中性子エネルギー分布を評価した結果、全エネルギーに対する熱外中性子の割合は線量当量で南側校正場が9%であり、西側校正場が12%であることがわかった。平行場における個人線量当量を評価する際、熱中性子が平行に入射すると仮定した場合と、入射する熱中性子の角度を考慮した場合で、前者が後者に比べて約40%高い値であることがわかった。

論文

粗さ計による黒鉛タイルの段差測定手法の開発,2

八木澤 博; 新井 貴; 後藤 純孝*

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の真空容器内にはプラズマによる容器壁の損傷を防ぐ目的から形状の異なる多数のプラズマ対向タイル(以下「タイル」と称す)が取付けられている。実験運転後のタイル表面には真空容器内の特にダイバータ部において数$$mu$$mから数十$$mu$$m位の損耗箇所や堆積層の蓄積箇所のあることが各種分析から確認されている。この表面分析調査の一環として損耗・堆積層の分布状態を調査することを目的に特殊な溝加工を施したタイルを真空容器内に設置した。Phase1の報告では真空容器内に入れる前の段階でタイル表面の段差(差分)の測定方法と結果を紹介した。測定の最終的な目的は、実験運転後にプラズマに晒されたタイル表面の段差測定を実施し、実験運転前の差分データと比較することにより損耗・堆積層を明確にすることである。実験運転後のタイルはトリチウムで汚染されているため非管理区域に設置されているPhase1で使用した装置の利用はできず、さらに相当性能を有する測定装置は管理区域内に設置されていない。そのため新たに管理区域内専用の装置の開発が必要となった。今回、汚染したタイルを管理区域内の環境で効率よく測定でき、かつコストを抑えた粗さ測定装置(三次元測定器)の開発を行ったのでそのシステムの概要を報告する。

論文

Microvoid formation in hydrogen-implanted ZnO probed by a slow positron beam

Chen, Z. Q.; 河裾 厚男; Xu, Y.; 楢本 洋*; Yuan, X. L.*; 関口 隆史*; 鈴木 良一*; 大平 俊行*

Physical Review B, 71(11), p.115213_1 - 115213_8, 2005/03

 被引用回数:88 パーセンタイル:6.25(Materials Science, Multidisciplinary)

20-80keVに加速させた水素イオンを、総量4.4$$times$$10$$^{15}$$cm$$^{-2}$$までZnO結晶に注入した。陽電子消滅測定により、水素原子で満たされた亜鉛空孔が形成されることがわかった。200-500$$^{circ}$$Cのアニール後、この空孔は水素バブルへと発展する。600-700$$^{circ}$$Cのさらなるアニールにより、バブルから水素が脱離し、多量のマイクロボイドが残る。これらのマイクロボイドは、1000$$^{circ}$$Cの高温で消失する。カソードルミネッセンス測定から、水素イオンは、サンプルから脱離する前に、深いレベルの発光中心も不活性化し、紫外光の放出を促すことがわかった。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

論文

X-ray structural analysis of molten PbCl$$_2$$

岡本 芳浩; 岩舘 泰彦*; 福島 和子*; 松浦 治明*; 湊 和生

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.452 - 455, 2005/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:66.45(Chemistry, Multidisciplinary)

PbCl$$_2$$融体の構造を、X線回折(XRD)及びX線吸収端微細構造(XAFS)を使って調べた。XRDデータのフーリエ変換から最近接Pb$$^{2+}$$-Cl$$^-$$対が6$$sim$$7配位であることがわかったが、比較的強固な4配位構造と、それをとりまくやや長距離の2, 3配位の2種類の相関があることがわかった。短い相関に敏感なXAFSでは4配位構造の存在を示す結果が得られた。

論文

Production and recovery of defects in phosphorus-implanted ZnO

Chen, Z. Q.; 河裾 厚男; Xu, Y.; 楢本 洋; Yuan, X. L.*; 関口 隆史*; 鈴木 良一*; 大平 俊行*

Journal of Applied Physics, 97(1), p.013528_1 - 013528_6, 2005/01

 被引用回数:121 パーセンタイル:3.67(Physics, Applied)

リンイオンを、50-380keVのエネルギーで、10$$^{13}$$-10$$^{15}$$cm$$^{-2}$$の線量でZnO結晶に注入した。注入後、空孔クラスターが形成することが、陽電子消滅測定により示された。600$$^{circ}$$Cのアニール後、これらの空孔クラスターはマイクロボイドに発展し、1100$$^{circ}$$Cで消失する。ラマン分光測定により、酸素空孔(V$$_O$$)の生成が示された。これらは、700$$^{circ}$$Cまでに空孔クラスター集合の形成を伴って、アニールされる。ZnOの発光は、注入により導入した非発光中心により抑えられる。光放出の回復は、600$$^{circ}$$Cより上で起こる。陽電子により検出した空孔型欠陥は、非発光中心の一部であると思われる。またホール測定は、リン注入したZnO層において、n型伝導性を示す。これはリンが両性不純物であることを示唆している。

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