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論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:58.8(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am with ANNRI at J-PARC

寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of $$^{241}$$Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of $$^{241}$$Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of $$^{241}$$Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.

論文

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:5.17(Nuclear Science & Technology)

To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the $$alpha$$-fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the $$alpha$$-fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.

論文

Activation experiments for verification of neutron capture cross section of $$^{237}$$Np using variable neutron field at KURRI-LINAC

高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05

放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am,そして$$^{243}$$Am核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、$$^{237}$$Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。

論文

Validation of Pb nuclear data by Monte Carlo analyses of sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:7.09(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と$$^{27}$$Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については$$^{238}$$Uと$$^{27}$$Alについて差があることを明らかにした。

論文

Accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences, 93, p.06001_1 - 06001_5, 2015/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:14.51

核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に資することを目的に、原子力システム研究開発事業として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」を平成25年10月より開始した。本研究開発では、高精度化を実現するために、J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用するとともに、4つの異なる研究分野である核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の研究者が相互に協力し、独立手法による測定結果の相互比較を行うことで系統誤差要因の理解を深め、信頼性を高める。本プロジェクト研究の背景、全体計画及び研究進捗を概説する。

論文

Neutronic characteristics of lead-bismuth in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 大泉 昭人; 北村 康則; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチノイド(MA)を核変換することを目的として、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究を行っている。原子力機構で検討しているADSは、鉛ビスマス(LBE)冷却型ADSである。LBE冷却型ADSの核特性解析においては、核変換の対象であるMAだけでなく、冷却材のPbの核データの影響が大きいことが指摘されている。そこで本研究では、京都大学原子炉実験所臨界集合体KUCAのA架台において、AlのプレートをPbもしくはLBEプレートに置換した際のサンプル価値反応度を測定し、計算値との比較を行った。Pb同位体およびBiの核データの検証を目的に実験と解析結果を比較したところ、Pbの反応度価値に関してはJENDL-4.0を使用した解析結果が実験値を良く再現することがわかった。一方、Biについては、LBEのサンプル反応度価値の値が非常に小さく、解析値との比較が困難であった。今後、Biを対象とした同様の実験を行う場合には、置換するプレート枚数を増やすなどの対応が必要である。

論文

Neutronic characteristics of lead in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2012, P. 212, 2013/10

原子力機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)として、鉛ビスマス冷却型の概念を検討している。近年、核データライブラリとしてJENDL-4.0が公開されたが、鉛の同位体についてJENDL-3.3のデータから大幅な変更がなされ、ADSの核設計に対して大きな影響を与えている。そこで鉛核データの検証を目的に、京都大学原子炉実験所臨界集合体(KUCA)A架台において、アルミニウムから鉛に置換した場合の置換反応度測定実験を行い、JENDL-4.0及びJENDL-3.3を用いて解析を行った。解析の結果、実験値と解析値に差が生じたものの、全体的な傾向として、JENDL-4.0を用いた解析結果の方が、実験結果に近いことが示された。

論文

Measurement of neutron generation time by pulsed neutron source

西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

KURRI Progress Report 2011, P. 221, 2012/10

これまでのわれわれの研究では、未臨界体系におけるパルス中性子実験の中性子束時間変化の測定データに対して最尤法を用いた解析を適用して、未臨界度の測定を行ってきた。今回の研究では、未臨界度とともに中性子生成時間も同時に解析する方法を開発し、KUCAの実験結果に適用した。異なる周波数のパルス中性子を用いて実験を行い、得られた中性子生成時間を検証した結果、従来の方法よりも整合性の高い結果が得られた。

論文

Investigation on the TPR prediction accuracy in blanket neutronics experiments with reflector at JAEA/FNS

近藤 恵太郎; 八木 貴宏*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 大西 世紀; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2184 - 2187, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構のFNS施設で、ITERのテストブランケットモジュールのため、$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いて行われたブランケット核特性実験で、中性子源をステンレス316の反射体で囲んだ場合、トリチウム生成率(TPR)の計算値が実験値をおよそ10%系統的に過大評価する傾向が見られていた。しかし、最近実施した天然組成のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いたブランケット核特性実験では、反射体はTPRの予測精度に影響を及ぼさなかった。過去の実験値について詳細に調べた結果、測定されたTPR分布に物理的におかしな点があることがわかった。過去の実験値に問題があったかどうかを確かめるため、過去の実験と同じ体系を用いたブランケット核特性実験を再度実施した。その結果、TPRの測定値は測定誤差6%の範囲内で計算値とよく一致した。以上の結果から、過去の実験データには何らかの問題があった可能性が高く、反射体によるTPRの予測精度の悪化は起こらないと結論した。

論文

DT neutronics benchmark experiment on lead at JAEA-FNS

落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 大西 世紀; 高倉 耕祐; 佐藤 聡; 阿部 雄一; 今野 力; 鈴木 ちひろ*; 八木 貴宏*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1953 - 1956, 2011/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.43(Physics, Multidisciplinary)

鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として重要な候補材料の一つである。われわれはDT中性子源施設である原子力機構FNS施設で、DT中性子による鉛のベンチマーク実験を実施し、鉛の評価済み核データの妥当性検証を実施した。45.3cm立方体の鉛体系に距離20cmの位置からDT中性子を照射した。鉛体系内の中性子場の評価として、$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na, $$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{rm 92m}$$Nb, $$^{90}$$Zr(n,2n)$$^{89}$$Zr及び$$^{115}$$In(n,n')$$^{rm 115m}$$In反応による放射化箔法と2MeV以上の中性子スペクトル測定を行った。検証した核データはJENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1及びFENDL-2.1で、モンテカルロコードMCNPを用いて、上記の反応率と中性子スペクトルを計算し、実験値との比較を行った。その結果、ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1及びFENDL-2.1による計算結果は実験と良い一致を示した。一方、JENDL-3.3を用いた計算結果は実験と明らかな不一致があり、JENDL-3.3の(n,2n)及び非弾性散乱断面積データがこの不一致に大きく寄与していることを明らかにした。

論文

Integral experiment on beryllium with DD neutrons for nuclear data benchmarking

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 立部 洋介; 八木 貴宏; 大西 世紀; 高倉 耕祐; 佐藤 聡; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.61 - 64, 2011/02

原子力機構の核融合中性子源施設FNSでは、DT中性子による核融合炉材料の積分実験が数多く実施され、核データの精度検証に大きな成果を挙げてきた。DD中性子に起因する核データをより効果的に検証するため、われわれは新たにFNSのDD中性子源を用いた積分実験を開始した。本会議ではDD中性子によるベリリウム積分実験について報告する。実験では直径63cm,厚さ45cmのベリリウム疑似円筒体系をDD中性子源から20cmの位置に構築し、体系内における$$^{115}$$In(n,n')$$^{rm 115m}$$In, $$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au, $$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応率と$$^{235}$$Uの核分裂率を測定した。測定値はMCNP5コードと最新の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)を用いた計算値と比較した。その結果、0.3MeV以上の中性子に感度のあるInの反応率について、実験値と計算値の系統的な違いが見られた。解析の結果、この違いは3MeV付近の弾性散乱断面積と(n,2n)反応のしきいエネルギー付近の断面積に起因することがわかった。一方、低エネルギー中性子に感度のあるAu, Li, $$^{235}$$Uの反応率の計算値は大きな過大評価傾向を示した。この傾向はDT中性子のベンチマーク実験で見られたものとほぼ同様で、その原因はまだ明らかになっていない。

論文

Development of optical fiber detector for measurement of fast neutron

八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで$$^{232}$$Thが利用されてきた。これは、$$^{232}$$Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、$$^{232}$$Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、$$^{232}$$Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。

口頭

DT中性子による鉛の核データベンチマーク実験

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 鈴木 ちひろ*; 八木 貴宏*; 大西 世紀; 高倉 耕祐; 佐藤 聡; 阿部 雄一; 今野 力

no journal, , 

鉛は核融合炉のブランケットにおける中性子増倍材の候補の一つとして検討が進められており、重要な元素の一つである。本研究では鉛の評価済み核データの精度検証を目的として、DT中性子源を用いた鉛ベンチマーク実験を実施した。実験は原子力機構の核融合中性子源施設FNSで行った。一辺約46cmの立方体の鉛体系を構築し、反応のしきいエネルギーが0.3MeV以上の放射化箔(In, Ni, Al, Nb, Zr)を用いた体系内の反応率測定と、NE213検出器を用いた体系内の中性子スペクトル測定を実施した。最新の核データライブラリを用いた計算値との比較の結果、JENDL-3.3を用いた計算値は体系が深くなるにつれて10MeV以上の中性子束を過小評価する傾向があり、40cm深さで50%近くの大きな過小評価を示すことがわかった。一方、ENDF/B-VII.0とJEFF-3.1を用いた計算値は比較的実験値をよく再現した。

口頭

ITER-TBMにおける増殖機能部の研究開発,3; 反射体付きTBM模擬体系におけるトリチウム生成率の予測精度

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 立部 洋介; 八木 貴宏*; 高倉 耕祐; 大西 世紀; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

原子力機構の核融合中性子源施設FNSで、テストブランケットモジュールを模擬したリチウム6濃縮のチタン酸リチウム体系を用いたブランケット核特性実験が実施されたが、DT中性子源の周囲をステンレス反射体で囲んだ際に、トリチウム生成率の計算値が測定値を系統的に10%程度過大評価する傾向が見られていた。このトリチウム生成率の予測精度の悪化が本当かどうかを確かめるため、過去の実験値の計算による詳細な解析と、同じ体系を用いた再実験を行った。その結果、過去の実験値には物理的におかしな点があることが判明した。また、再実験で取得したトリチウム生成率の測定値は実験誤差の範囲内で計算値とよく一致し、反射体によるトリチウム生成率の予測精度の悪化は見られなかった。本研究の結果を踏まえ、過去の実験データには何らかの問題があった可能性が高く、反射体の影響によるトリチウム生成率の予測精度の悪化は生じないと結論した。

口頭

パルス中性子法による中性子寿命の測定

西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 辻本 和文; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

no journal, , 

パルス中性子法に対して新たに統計的手法(最尤法)を適用し、未臨界度とともに中性子寿命を得る手法を開発した。KUCAにおいて複数の未臨界度に対して、異なる周波数のDT中性子源を入射する実験を行い本手法で妥当な結果が得られること示した。

口頭

パルス中性子法によるリアルタイム未臨界度測定のための基礎実験

岩元 大樹; 西原 健司; 菅原 隆徳; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

no journal, , 

パルス中性子法を用いて、京都大学臨界集合体KUCA A架台の3種類の未臨界状態における未臨界度を測定した。核分裂中性子の検出には3本の中性子検出器を使用し、計数にはMCSを使用した。解析には、最小二乗法を用いて中性子カウントのフィッティングを行い、未臨界度の指標である即発中性子減衰定数$$alpha$$を求めた。得られたフィット式及び$$alpha$$が測定データを再現しているか否かを定量的に評価するため、$$chi^2$$検定を行った。解析では種々の測定時間に対して$$alpha$$及び換算$$chi^2$$値のばらつきの傾向を調査し、本測定で最適なMCSの測定条件を決定した。解析の結果、MCSの時間ビン幅を適切に設定すれば、本実験で使用した炉心条件及び加速器条件で、10秒間の測定で$$alpha$$を決定することが可能であることが確認された。これにより、ビーム電流値を上げる、デューティ比を上げる等の中性子計数率を向上する措置を講ずることによってさらに短い時間間隔で測定できることがわかった。

口頭

KUCA-A架台を用いた鉛置換反応度の測定

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

no journal, , 

原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を実施している。ADSの核設計においては、核データライブラリの違いにより解析結果が大きく異なるが、その原因としてMAだけでなく鉛の核データの相違も指摘されている。具体的には、JENDL-4.0とJENDL-3.3の解析結果を比較すると、$$k_{eff}$$に約3%の相違があり、そのうち鉛同位体の寄与は約1.5%であった。本検討では、鉛の核データの検証を目的として、KUCA-A架台においてアルミと鉛の置換反応度を測定し、得られた実権結果と解析結果の比較検討を実施した。実験の結果、鉛プレート40-60枚の置換により、約20-50pcmの正の置換反応度が得られた。MVPを用いた実験解析では、鉛装荷量及び位置による反応度変化の傾向が再現され、解析値と実験値の比(C/E)は、JENDL-4.0を用いた場合は1.3-1.4、JENDL-3.3を用いた場合は1.9-2.8となり、JENDL-4.0による解析結果が実験値をよく再現していることがわかった。

口頭

パルス核破砕中性子を用いた未臨界度のオンライン測定

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

no journal, , 

加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系($$0.93<k_{rm eff}<1.00$$)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。

口頭

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発,1; AIMACプロジェクトの全体計画

原田 秀郎; 岩本 修; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 信之; 寺田 和司; 中尾 太郎; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

no journal, , 

マイナーアクチニド核種を中心とする最重要核種の中性子核データを世界最高水準で測定できる技術を開発し、これを適用した核データ測定結果を反映した評価を行うことにより、高品質データを整備することを目指し、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を開始した。本研究開発は、(1)熱中性子捕獲断面積の高精度化、(2)TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発、(3)全中性子断面積測定を組み合わせた共鳴パラメータの決定、(4)測定エネルギー範囲の高速中性子領域への拡張、並びに、(5)測定と評価のキャッチボールによる高品質評価から構成される。本発表では、本研究開発事業の全体計画を報告する。

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