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論文

Local bifurcation with spin-transfer torque in superparamagnetic tunnel junctions

舩津 拓也*; 金井 駿*; 家田 淳一; 深見 俊輔*; 大野 英男*

Nature Communications (Internet), 13, p.4079_1 - 4079_8, 2022/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:37.1(Multidisciplinary Sciences)

外部摂動によるエネルギー配置の変調は、アレニウスの法則によって記述されるさまざまな熱活性化現象を支配している。スピン移行トルク(STT)によるナノスケールの磁気トンネル接合の熱ゆらぎの利用は、非従来型計算機の可能性を示しているものの、ネール・アレニウス則に基づくその厳密な表現については未解明な点がある。特に、その中の熱的に活性化されるスイッチング速度の指数は、10年の長い保持時間を持つ従来の熱的に安定なナノ磁石では到達できなかった。本研究では、外部摂動に対して高い感度を持つ超常磁性トンネル接合を利用することで、STTによるネール・アレニウス則に迫り、強磁性共鳴のホモダイン検出,ナノ秒STTスイッチング,ランダム電信ノイズなどのいくつかの独立した測定を通じて指数を決定する。さらに、結果がさまざまな物理システムで観察された局所分岐の概念によって包括的に記述されていることを示す。調査結果は、統計物理学の有用なテスターとしての超常磁性トンネル接合の能力、および厳密な数学的基盤を備えた確率的コンピューティングハードウェアの高度なエンジニアリングの可能性を示している。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

An Automotive intelligent catalyst that contributes to hydrogen safety for the Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1FD)

田中 裕久*; 正木 清香*; 青谷 拓朗*; 稲川 康平*; 岩田 宗悟*; 相田 樹哉*; 山本 忠亮*; 喜多 知輝*; 大野 瞳*; 竹中 啓恭*; et al.

SAE Technical Paper 2022-01-0534 (Internet), 10 Pages, 2022/03

The catalyst called a Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) is required to have robustness that can maintain its activity for more than 30 years in an environment where temperature, humidity, gas concentration, etc. cannot be controlled. Here, it is expected that "An Intelligent Catalyst" for automotive emissions control exhibits excellent performance even in such a harsh environment. The intelligent catalyst is the nanostructure designed perovskite catalyst that has the rejuvenating function instead of preventing aging. The authors emphasize that the technology developed as a catalyst for automobiles is expected to be useful not only in other industries but also as a relief technology from the national crisis.

論文

Radioactivity and radionuclides in deciduous teeth formed before the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident

高橋 温*; 千葉 美麗*; 棚原 朗*; 相田 潤*; 清水 良央*; 鈴木 敏彦*; 村上 忍*; 小荒井 一真; 小野 拓実*; 岡 壽崇; et al.

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.10355_1 - 10355_11, 2021/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.99(Multidisciplinary Sciences)

The Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (FNPP) accident released substantial amounts of radionuclides into the environment. We collected 4,957 deciduous teeth, from children living in Fukushima and reference prefectures. Radioactivity was detected in most of the teeth examined and was attributed to the presence of natural radionuclides, including $$^{40}$$K and daughter nuclides in $$^{238}$$U and $$^{232}$$Th series. Additionally, artificial radionuclides, $$^{90}$$Sr and $$^{137}$$Cs, were detected in the teeth obtained from children from Fukushima and the reference prefectures. However, these radionuclides were not believed to have originated from the FNPP accident. Because the teeth examined in the present study were formed before the FNPP accident occurred, the aforementioned findings may serve as important control data for future studies regarding the radioactivity of teeth formed after the FNPP accident.

論文

Evaluation of gas entrainment flow rate using numerical simulation with interface-tracking method

伊藤 啓; 大野 修司; 小泉 安郎*; 河村 拓己*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12

The gas entrainment (GE) due to free surface vortex is one of important issues in the safety study on sodium-cooled fast reactors. In this paper, the authors perform numerical simulations of a simple GE experiment. To simulate interfacial deformations accurately, a high-precision interface-tracking method is employed. Two kinds of fluids, i.e. water and silicone oil, are considered as the working fluid in the simulations and the flow rate is changed over a wide range as the simulation parameter for both fluids. As a result of the numerical simulations, the evaluated values of the entrained gas flow rates shows good agreements with the experimental data. In addition, both the simulation results and experimental data provide the entrained gas flow rate in proportional to the average velocity at the cylindrical tank outlet.

論文

低濃度気泡流解析コードの開発

伊藤 啓; 高田 孝*; 大野 修司; 粉川 広行; 上出 英樹; 今井 康友*; 河村 拓己*

日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2630 - 2634, 2013/12

ナトリウム冷却高速炉の1次冷却系統内には、微小気泡・溶存ガスの形態で不活性ガスが存在している。また、J-PARCの水銀ターゲットループ内には、キャビテーション抑制用のマイクロバブルが存在している。これらの気泡挙動について評価するため、著者らは低濃度気泡流解析コードVIBULの整備を進めている。本研究では、気泡キャリーアンダー等の新たなモデルを構築・導入し、水銀ターゲットループを対象とした解析を行う。

論文

Elucidations of the catalytic cycle of NADH-cytochrome $$b$$$$_{5}$$ reductase by X-ray crystallography; New insights into regulation of efficient electron transfer

山田 貢*; 玉田 太郎; 竹田 一旗*; 松本 富美子*; 大野 拓*; 小杉 正幸*; 高場 圭章*; 正山 祥生*; 木村 成伸*; 黒木 良太; et al.

Journal of Molecular Biology, 425(22), p.4295 - 4306, 2013/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:48.97(Biochemistry & Molecular Biology)

NADHシトクロム$$b$$$$_{5}$$還元酵素(b5R)はNADHドメインとFADドメインの2つのドメインからなるフラボタンパク質で、NADHから二個の電子を受け取り、二分子のシトクロム$$b$$$$_{5}$$(Cb5)に一電子ずつ伝達する反応を触媒する。今回、ブタ肝臓由来b5Rの還元型および酸化型の両状態における結晶構造解析に成功した。嫌気環境下で作製した結晶を用いて1.68${AA}$分解能で解析した二電子還元型b5Rの構造は、酸化型と比較して2つのドメインの相対配置がわずかに変化しており、その結果、FADの溶媒露出面積が増大し、FADのイソアロキサジン環のN5原子と、FADからのプロトン放出に関わっていると考えられているThr66の側鎖の水酸基間に水素結合が形成していた。一方、イソアロキサジン環の平面性は、還元型においても酸化型と変わらず保持されており、NAD$$^{+}$$のニコチンアミド環とスタッキングしていた。また、0.78${AA}$分解能で解析した酸化型b5Rの構造から、Thr66を介したFADとHis49間の水素結合ネットワークが水素原子の位置情報と共に明らかになった。これらの構造的特徴は、b5Rの触媒サイクルにおいて、電子の逆流を防ぎ、Cb5のような電子受容体への電子移動を促進するものであった。さらに、クライオトラップ法により還元型結晶の大気暴露時間を制御し作製した結晶を用いた解析により、還元型から酸化型への再酸化反応は二段階を経ることが示唆された。

報告書

液体金属流れ中の気泡・溶存ガス挙動解析コードの開発

伊藤 啓; 大野 修司; 上出 英樹; 粉川 広行; 二川 正敏; 河村 拓己*; 今井 康友*

JAEA-Research 2013-008, 117 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-008.pdf:6.55MB

ナトリウム冷却大型高速炉では、1次冷却系統内に存在する気泡・溶存ガスによる炉心反応度擾乱や熱交換器性能低下などが懸念されており、冷却系統内における気泡・溶存ガス挙動を把握することは、高速炉の安定運転を担保するうえで重要である。また、J-PARCの水銀ターゲットシステムにおいては、キャビテーションによる構造材壊食を抑制するために微小気泡を注入しているが、熱交換器におけるガス蓄積を防止するため、微小気泡の挙動を評価することが課題となっている。原子力機構では、液体金属流れ(主として高速炉1次冷却材流れ)中の気泡・溶存ガス挙動を評価するため、フローネットワーク型の解析コードVIBULの整備を進めており、本研究では、解析精度向上を目的としたVIBULコードの改良と、水銀ターゲットシステムに適用するために必要なモデルの開発を行った。

論文

Large-volume static compression using nano-polycrystalline diamond for opposed anvils in compact cells

奥地 拓生*; 佐々木 重雄*; 長壁 豊隆; 大野 祥希*; 小竹 翔子*; 鍵 裕之*

Journal of Physics; Conference Series, 215, p.012188_1 - 012188_9, 2010/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:85.22

中性子散乱やNMRなどの微弱な信号を検出する実験手法において利用可能な圧力領域を拡大するために、小型高圧力セルの試料容積を拡大する必要がある。われわれは、対向アンビル式小型高圧力セルのアンビル材として、大型多結晶ナノダイヤ(NPD)を準備した。NPDは、単結晶ダイヤに比べて硬度が高く、大型で、強いため、高い荷重をかけることができる。われわれは、サポート式NPDアンビルと非サポート式NPDアンビルの2種類のアンビルを製作し、2種類のコンパクトな高圧力セルを用いて加圧テストを行った。その結果、0.1mm$$^{3}$$以上の試料体積に対して14GPaの圧力発生を確認した。この結果は、NPDが大型アンビルとして非常に有望であることを示したものである。

論文

Retrospective estimation of the spatial dose distribution and the number of fissions in criticality accident using area dosimeters

曽野 浩樹; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(1), p.43 - 53, 2007/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.75(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における空間線量分布及び核分裂数を遡及的に推定する手法を提案する。この手法は、低フェーデング・人体組織等価という特長を有するアラニン線量計とホウ酸リチウム線量計の2つをエリア線量計として用いるもので、(1)エリア線量計による線量計測,(2)線源中心の探査,(3)空間線量分布の推定、及び(4)核分裂数の推定の4つの手順から成る。本手法をTRACY施設で模擬した臨界事故状況下に適用し、その実用性を実証した。本手法は、原理上、事後調査となるものの、エリア線量計を早期に回収することができれば、緊急被ばく医療や事後対策の方針決定に有用な事故規模や危険度に関する情報を提供することも可能である。

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:9.98(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray dose components in criticality accident situations

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(8), p.678 - 687, 2005/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.57(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の$$gamma$$線放出挙動のさらなる理解及び外部被ばくの正確な評価のためには、$$gamma$$線線量の成分分析が不可欠である。その線量成分を、臨界継続中の即発成分,遅発成分及び擬似成分、並びに臨界停止後の残存成分に区分して評価した。この評価は、TRACY施設におけるホウ酸リチウム熱蛍光線量計(TLD)を用いた線量計測実験とモンテカルロ・コードによる解析の組合せにより行った。評価の結果、上記成分の線量割合がTRACYの炉心タンクからの距離によって変化することが確かめられた。その変化は、各成分の炉心タンクからの距離に応じた減衰の差によるものであった。評価された線量割合は、$$gamma$$線被ばくの正確な評価のために除外すべき擬似及び残留成分の寄与を定量的に明らかにした。

論文

MeVクラスターイオン照射による2次荷電粒子の計測

齋藤 勇一; 中嶋 佳則; 鳴海 一雅; 柴田 裕実*; 伊藤 秋男*; 間嶋 拓也*; 大野 勝也ルイス*

JNC TN7200 2001-001, p.122 - 125, 2002/01

MeVエネルギークラスターイオンを照射実験に提供する場合、クラスターイオンビーム電流の標的上での正確な測定が求められる。単原子イオン照射の場合、入射イオンビーム電流は、試料からの2次電子を追い返すためのサプレッサー電極にマイナス数百ボルトの電圧をかけることにより、測定することができる。しかし、MeVクラスターイオンを照射すると、同じシステムを用いても、測定ビーム電流がターゲットの種類や照射時間により異なるという現象が観測された。これは、照射の際に、標的からの2次粒子の量などが非線形効果により単原子イオン照射の場合と大きく異なり、試料電流の正確な測定を妨げているためと予想される。そこで、炭素クラスターイオン(C1$$sim$$C8, 0.5MeV/atom)を標的(銅)に照射して、標的電流及び標的からの2次荷電粒子による電流を、サプレッサー電圧を変えて測定した。その結果、クラスターイオンの構成原子数が大きい方が2次電子の放出率が小さくなることがわかった。また、2次イオンは逆にそれが大きくなった。

論文

Measurement of neutron and $$gamma$$-ray absorbed doses under criticality accident conditions at TRACY using tissue-equivalent dosimeters

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Nuclear Science and Engineering, 139(2), p.209 - 220, 2001/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.69(Nuclear Science & Technology)

臨界事故条件下での人体の中性子及び$$gamma$$線吸収線量を評価するために、高分子アラニン線量計とホウ酸リチウムを用いた熱蛍光線量計の二種類の組織等価線量計を10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた原研TRACYでの実験に適用した。この実験では、反応度添加条件を変えて五種類の臨界事故模擬実験を行った。高分子アラニン線量計を用いて1.5から1600Gyまでの中性子と$$gamma$$線を合わせた吸収線量の測定に成功した。またホウ酸リチウム線量計により1から900Gyまでの$$gamma$$線の吸収線量を測定することができた。さらに、反応度添加条件が異なっていても、線量は積分出力に比例することが確認された。ホウ酸リチウムの$$gamma$$線に対する感度がアラニンとほぼ同じであるため、中性子線量は複雑な補正なしにアラニン線量計による中性子と$$gamma$$線の吸収線量からホウ酸リチウム線量計による$$gamma$$線吸収線量を差し引くことにより容易に評価することができた。MCNP4Bを用いた解析結果として、吸収線量の計算値は測定値と95%信頼区間の範囲内で一致し、過渡時の中性子及び$$gamma$$線吸収線量の評価に十分適用できることを示した。

報告書

分配係数の測定条件に関するアンケート調査

武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高橋 知之*; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 馬原 保典*; 佐伯 明義*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

JAERI-Review 2001-015, 81 Pages, 2001/05

JAERI-Review-2001-015.pdf:5.94MB

分配係数は環境中における放射性核種の移行挙動を評価するためのさまざまな移行評価モデルに用いられており、放射性廃棄物の処分における安全評価上極めて重要なパラメータである。しかし、測定条件や方法などが既定されておらず、データの相互比較ができないなどの問題が指定されている。分配係数の標準的な測定方法の提案に役立てることを目的にアンケート調査を実施した。本報告は、国内の各研究機関における、試料の採取方法や保管、前処理方法、試料の物理化学的特性に関する分析項目、並びに分配係数の測定方法とその条件等についてアンケート調査した結果をまとめたものである。

論文

An Ion-track structure model based on experimental measurements and its application to calculate radiolysis yields

大野 新一*; 古川 勝敏; 田口 光正; 小嶋 拓治; 渡辺 宏

Radiation Physics and Chemistry, 60(4-5), p.259 - 262, 2001/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:39.04(Chemistry, Physical)

気体試料へのイオン照射による電離量分布測定の結果得られたイオンの飛跡周りの空間的な線量分布を解析することにより、水中を走る重イオンの2次電子による径方向のエネルギー付与を統一的にまとめることができた。$$gamma$$線または電子線照射した場合の生成G値の線量依存性をトラック内の線量分布に適用する。生成物量を半径0~$$infty$$にわたって積分することによって種々のイオン照射によるG値を見積もる。フリッケ線量計とアラニン線量計について、本手法により得られた結果と実験値とを比較する。

報告書

Investigation for the sodium leak in Monju; Sodium leak and fire test-I

川田 耕嗣; 寺奥 拓史; 大野 修司; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

JNC TN9400 2000-089, 258 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2000-089.pdf:12.26MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナヘの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダグトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480$$^{circ}C$$のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、煽ネい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが確認された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600$$sim$$約700$$^{circ}C$$の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650$$sim$$約940$$^{circ}C$$の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700$$^{circ}C$$に達し、その後は約740$$sim$$約770$$^{circ}C$$で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。

論文

Measurement and analysis of neutron and $$gamma$$-ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05

商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または$$gamma$$線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び$$gamma$$線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。

論文

分配係数の比較実験及びアンケート調査

高橋 知之*; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

KURRI-KR-44, p.169 - 176, 2000/02

分配係数は原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。原研に設けられた環境放射能挙動専念部会・安全評価用パラメータ検討グループでは、分配係数測定値の利用に関して標準的な条件を提言することを目的に各研究機関における相互比較実験等を実施してきた。本報では、各研究機関においてこれまで実施してきた分配係数測定値に与える各種の変動因子による影響について、得られた実験結果を報告するとともに、分配係数の測定条件やその条件の設定に関する考え方等についてのアンケート調査状況、並びに現在問題となっている項目や今後検討すべき課題等について報告する。

報告書

分配係数の相互比較実験; 実験者による測定値の差異に関する検討

高橋 知之; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

JAERI-Research 97-089, 25 Pages, 1997/12

JAERI-Research-97-089.pdf:1.11MB

分配係数は、環境中における核種の移行を評価するための様々なモデルに用いられており、原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。このため「環境放射能研究委員会、環境放射能挙動専門部会」の安全評価用パラメータ検討WGでは、分配係数の測定及び利用に関する標準的方法を提言することを目的に検討を進めている。分配係数の標準的測定法を提言するための一環として、$$^{60}$$Co及び$$^{137}$$Csの分配係数の相互比較実験を複数の機関の20人で実施し、実験者による測定値の差異について検討を行った。この結果、液性がほぼ同一の実験条件においては、振とう器による場合はファクター2~3程度、ハンドシェイクの場合はファクター2以下の変動幅を示した。

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