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報告書

Update of JAEA-TDB; Update of thermodynamic data for zirconium and those for isosaccahrinate, tentative selection of thermodynamic data for ternary M$$^{2+}$$-UO$$_{2}$$$$^{2+}$$-CO$$_{3}$$$$^{2-}$$ system and integration with JAEA's thermodynamic database for geochemical calculations

北村 暁

JAEA-Data/Code 2018-018, 103 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2018-018.pdf:5.66MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix1(DVD-ROM).zip:0.14MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix2(DVD-ROM).zip:0.15MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix3(DVD-ROM).zip:0.19MB

最新の熱力学データのレビューを行い、選定された値を高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)に収録した。今回のレビューでは、(1)ジルコニウムの水酸化物および加水分解種の熱力学データについて、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が公開した熱力学データベースと比較しつつ熱力学データを選定した。また、(2)金属イオンのイソサッカリン酸錯体の熱力学データについては、最新のレビュー論文を基に、選定値のレビューと内部整合性の確認を行ったうえで採用した。さらに、(3)アルカリ土類元素、ウラン(VI)イオンおよび炭酸イオンから構成される三元錯体の熱力学データについて、文献情報を暫定的に追加した。そして、(4)地球化学計算用に整備された熱力学データベースとの統合を実現させた。選定値の内部整合性は著者が確認した。更新したJAEA-TDBを有効活用するために、PHREEQCおよびGeochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。

論文

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

論文

Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%$$Delta$$k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.

論文

Impact of impurity in transmutation cycle on neutronics design of revised accelerator-driven system

菅原 隆徳; 方野 量太; 辻本 和文

Annals of Nuclear Energy, 111, p.449 - 459, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究では、分離変換サイクル中の各プロセスにおける不純物の加速器駆動核変換システム(ADS)核特性に対する影響を評価した。また、不純物影響評価とあわせて、ADSの未臨界度設定や燃料集合体仕様等の見直しを行った。不純物の影響評価については、高レベル廃液からのアクチノイド回収プロセスでプルトニウムに付随するウランと、マイナーアクチノイド(MA)に付随するレアアース(RE)、ADS用MA燃料の乾式再処理工程におけるREの影響を解析し、各プロセスで許容される不純物の上限を評価した。その結果、アクチノイド回収プロセスにおいては、プルトニウム重量に対して最大20wt.%のウラン、およびMA重量に対して5wt.%のREの随伴が許容されることを示した。また乾式再処理におけるREについては、除染係数DF=10程度であれば、核設計に対して大きな影響がないことを示した。さらに燃料組成の精度の影響についても検討を行った結果、陽子ビーム出力を最小化するためには、MA燃料中のZrN量の不確かさを0.2%以下にする必要があることを示した。これらの評価結果により、ADS核設計の観点から分離変換サイクルを構成する各プロセスにおける不純物除去に関する条件を明示した。

論文

Prediction of chemical effects of Mo and B on the Cs chemisorption onto stainless steel

Di Lemma, F. G.; 山下 真一郎; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦

Energy Procedia, 127, p.29 - 34, 2017/09

 パーセンタイル:100

シビアアクシデント時における炉内のステンレス鋼へのセシウム(Cs)化学吸着挙動に関して、Csと化合物を形成すると考えられるモリブデン(Mo)及びホウ素(B)の影響を評価した。化学平衡計算を用いてCs化学吸着により生成される化合物の安定性を評価し、Mo及びBの影響を予測した。Moが存在する場合、一部はCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$として吸着する可能性が示された。一方、Cs化学吸着に与えるBの影響は小さいことが示された。以上の予測結果より、今後の研究においてMoの影響に対する考慮が必要であることがわかった。

論文

Study on the distribution of boron in the in-vessel fuel debris in conditions close to Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

池内 宏知; Piluso, P.*; Fouquart, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Brackx, E.*

Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 12 Pages, 2017/05

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ中のホウ素(B)の分布や含有量に係る情報は、取出し時の機械的特性や取出し後の未臨界を担保の検討を行う上で重要な情報と考えられる。本発表では、仏国CEAとの協力のもと、圧力容器内燃料デブリ中のBの挙動を、解析的および実験的に推定した結果について概要を報告する。2号機に対して想定される事故進展シナリオから、材料組成、温度、および酸化量の変遷を推定し、これらの情報を入力とする熱力学計算により、Bの化学形の推定を行った。計算に用いた熱力学データベース(NUCLEA)ではB-O系の実験データが不足しており、これにより酸素濃度が低い条件での制御棒(B-C-Fe-O系)の溶融・凝固過程の計算結果には大きな不確かさを含むと考えられる。不確かさを低減し計算結果の妥当性を検証するため、Fe, B$$_{4}$$C, B$$_{2}$$O$$_{3}$$, Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$を高温で溶融・混合させる小規模試験を実施し、凝固後の試料の相状態を分析した。その結果、凝固後の相が金属相(Feリッチな相)と酸化物相(BとOがリッチな相)に分かれ、Fe, Bがそれぞれの相に一定の割合で分配されることが分かった。このような元素の分配挙動は、酸素ポテンシャルを適切に設定した条件で、NUCLEAデータベースによる熱力学計算結果により説明できることが分かった。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MB
JAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

論文

Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water

柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C$$_{0}$$, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I$$_{S0}$$ were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

Calculations of safe distance from the point of a severe accident during transportation of a package containing spent nuclear fuels

渡辺 文隆; 奥野 浩

Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/09

本論文は、核燃料物質輸送の過酷事故に伴う放射性物質放出の影響に関する計算を示す。フランスで用いられている使用済核燃料輸送物TN12を対象とした過酷事故の隔離距離の追計算、「原子力施設等の防災対策について」の追計算、さらに、日本で使用されている使用済核燃料輸送物NFT-14Pを対象に、フランス論文に記された事故想定で計算した。隔離距離の計算結果は30m程度になった。上記の計算は、米国で開発されたHotSpotコードを用いた。日本で開発・利用されているEyesActとの比較計算も行った。

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

Validation of MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

小嶋 健介

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3283 - 3292, 2016/05

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、実験値との比較により、MOSRA-SRACの適用性を検証した。実験値としては、照射後試験SFCOMPO 99-5を選定した。この試験では、東京電力福島第二原子力発電所で使用された8$$times$$8BWR燃料集合体から引き抜かれたUO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$燃料棒の主要な重核種と核分裂生成物の組成が測定されている。比較の結果、実験値とMOSRA-SRACによる計算値はよく一致することがわかった。ウランおよびプルトニウム核種については、$$^{238}$$Puを除き、5%以内で一致した。$$^{238}$$Puは30%の過大評価となったが、これは燃料棒のボイド率履歴が不明であるためであると考えられる。核分裂生成物は、約10%以内で一致した。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

報告書

MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Possible oxygen reduction reactions for graphene edges from first principles

池田 隆司; Hou, Z.*; Chai, G.-L.*; 寺倉 清之*

Journal of Physical Chemistry C, 118(31), p.17616 - 17625, 2014/08

 被引用回数:30 パーセンタイル:16.64(Chemistry, Physical)

窒素をドープした炭素ベースのナノ材料が固体高分子形燃料電池の非白金電極触媒として非常に興味がもたれている。この研究では、第一原理計算に基づいたシミュレーションにより窒素をドープしたグラフェン端が電子供与性・受容性、および塩基性を制御することにより高い酸素還元活性を示し、これらの制御により酸性条件下でそれぞれ内圏型と外圏型電子移動による高い4電子還元選択性をもつことを示した。我々のシミュレーションからジグザグ端でカルボニル酸素の隣にピリジン様窒素が存在する場合に2電子還元が選択的に起きることもわかった。この研究により酸素還元反応に対するグラフェン状物質にドープされた窒素の役割が明らかとなった。

論文

Structure of GaAs(001)-c(4$$times$$4); Comparison of X-ray diffraction and first-principles calculation

高橋 正光; Kratzer, P.*; Penev, E.*; 水木 純一郎

Surface Science, 600(18), p.4099 - 4102, 2006/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:91.99(Chemistry, Physical)

GaAs(001)-c(4$$times$$4)表面構造をシンクロトロンを用いたX線回折で調べた。原子座標と温度因子を表面第6層目まで決定した。その結果は、Ga-As非対称ダイマーの形成を示すものであった。求められた原子座標を、第一原理計算の結果と比較した。理論的には単位胞あたり1つのGa-Asダイマーを含む構造が安定であることが示されているにもかかわらず、実験結果は3つのGa-Asダイマーを含む構造ともっともよく一致した。3つのGa-Asダイマーからなる構造が形成される理由を、2$$times$$4からc(4$$times$$4)への構造変化と関係付けて議論する。

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