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SbTe
thin films; An X-ray absorption studyFons, P.*; Kolobov, A.*; 富永 淳二*; 片山 芳則
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 238(1-4), p.160 - 162, 2005/08
被引用回数：5 パーセンタイル：40.25(Instruments & Instrumentation)超高分解能(SR)メディアは通常のDVDメディアより面積あたりの記憶密度を10倍まで引き上げることができる。SRはすでに実現されているが、主要な光学記憶要素であるGeSbTe(GST)の構造及び電子状態の外的摂動による変化のさらに深い理解が強く要求されている。SRディスクの記録では、気泡の生成がおき、それがGST層に強い応力を与える。この論文で、われわれはほぼ静水圧的(0-10GPa)な圧縮応力によって誘起されるGSTの準安定結晶相の構造変化のXAFSについて報告する。解析によって、常温での歪んだ岩塩構造によるGe-Te結合長の分裂は、圧力6GPaまで小さいがゼロではない値へと減少することがわかった。この結果が、提案されている強誘電的カタストロフによるスーパーレンズ読み取り機構に対して持つ意味を議論する。
中山 武*; 阿部 充志*; 田所 孝広*; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 佐藤 正泰; 仙石 盛夫
プラズマ・核融合学会誌, 74(3), p.274 - 283, 1998/03
核融合炉構造材の候補材として、低放射化材であるフェライト鋼が有力視されている。しかし、フェライト鋼は強磁性体であるために、磁場閉じ込め装置であるトカマク装置の真空容器として用いると、大きな誤差磁場を発生することが懸念されている。この研究では、フェライト鋼であるF82Hを日立製作所所有の小型トカマクHT-2装置に組み込み、フェライト鋼の作る磁場を実測するとともに3次元磁場解析コードMAGFiCで評価した。フェライト鋼のポート開口部付近の磁気軸で作る主半径方向磁場は約50Gと評価される。この磁場は、トロイダル磁場リップルを打ち消す方向の磁場である。
高橋 知之; 森澤 眞輔*; 井上 頼輝*
Int. Conf. on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste,Conf. Proc., 0, p.4.107 - 4.116, 1996/00
重みつき線形回帰モデルをフォールアオウト
Sr及び
Csの米中濃度の推定に適用した。本モデルの独立変数は放射性核種沈着フラックス及び水田土壌中放射性核種濃度、従属変数は玄米あるいは白米中放射性核種濃度であり、定数項は含まない。本研究により、線形モデルが米中Sr及びCs濃度の評価に有効であることを確認し、移行パラメータであるNSA値及び土壌-植物移行係数値を各核種について算出した。また、これらのパラメータ値を用いて玄米中放射性核種の白米部位への分配率を移行経路毎に推定し、移行経路及び核種により分配率が大きく異なることを明らかにした。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*
Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00
ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。
Hu, Q. H.*; Zhang, T.*; Shen, Y. Q.*; 舘 幸男; 深津 勇太; Borglin, S.*; Chang, C.*; Hampton, J.*
no journal, ,
In a deep geological repository of high-level nuclear wastes, the near-field systems consist of waste packages, buffer materials, and natural barrier systems. It is expected that the initial thermal loading after waste emplacement will last several hundred years. It is important to investigate the effects of this thermal loading on the near-field components under in situ stress conditions, in terms of thermal-hydrological-mechanical-chemical (THMC) processes and subsequent radionuclide retention and migration. Preliminary tests have been performed via integrated combinations of buffer materials and host rocks, at nm-dm scales, subjected to a range of elevated temperatures under true-triaxial conditions, which is complemented by a suite of nano-petrophysical characterization approaches such as small-angle neutron/X-ray scattering techniques to quantify total pore space and sample size-dependent effective porosity. For multiple-approach radionuclide retention and migration tests before- and after-THMC experiments, a complementary range of tests will include batch, column, and gas diffusion for granular samples, as well as gas/liquid diffusion and fractured core transport tests for intact rock samples under different temperature and pressure conditions.
