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論文

Corrigendum; Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method [J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239]

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), P. 962, 2018/08

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

以前に発表した論文(アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関する研究(J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239)における式の導出法を訂正する。式の導出法に間違いがあったが、最終的に導出される式は正しい。そのため、論文の結論及び議論に変更は無い。

論文

Production and detection of fission-induced neutrons following fast neutron direct interrogation to various dry materials containing $$^{235}$$U

迫田 晃弘; 中塚 嘉明; 石森 有; 中島 伸一; 米田 政夫; 大図 章; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.605 - 613, 2018/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.25(Nuclear Science & Technology)

核物質の計量管理の向上のため、我々は以前、ドラム缶に充填されたウラン廃棄物を対象にした非破壊検査装置(JAWAS-N: JAEA Waste Assay System at Ningyo-toge)を開発した。これは高速中性子直接問いかけ(FNDI)法に基づいている。FNDI法の特性やJAWAS-Nの性能をより明らかにするために、既知量の天然ウランを含む様々な乾燥物質を用いて、実験と計算によるモックアップ試験を行った。その結果、$$^{235}$$U核分裂に由来した高速中性子の消滅時間($$tau$$$$_{2}$$)とカウントの間に直線性があることを実験と計算で確認した。また、MCNPによる計算から、$$^{235}$$U核分裂確率、中性子の検出効率、および感度に対するドラム缶内のウラン分布の影響を議論した。計算結果は既報の実験結果とも一致しており、FNDI法に基づくウラン定量に関して実践的な情報を得た。さらに、JAWAS-Nの名目の検出効率を評価したところ、$$tau$$$$_{2}$$=0.2, 0.3, 0.4msecの物質でそれぞれ15, 4, 2g(天然ウラン量)であった。本研究で得られた知見は、FNDI法による実ウラン廃棄物の$$^{235}$$U量評価に貢献する。

論文

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会誌, 59(12), p.700 - 704, 2017/12

ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:49.25(Nuclear Science & Technology)

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

論文

$$gamma$$ decay of unbound neutron-hole states in $$^{133}$$Sn

Vaquero, V.*; Jungclaus, A.*; Doornenbal, P.*; Wimmer, K.*; Gargano, A.*; Tostevin, J. A.*; Chen, S.*; N$'a$cher, E.*; Sahin, E.*; 志賀 慶明*; et al.

Physical Review Letters, 118(20), p.202502_1 - 202502_5, 2017/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:18.27(Physics, Multidisciplinary)

Excited states in $$^{133}$$Sn were populated following one-neutron knockout reaction from an unstable $$^{134}$$Sn beam at the RIBF laboratory in RIKEN. In addition to the already known $$gamma$$ rays, additional $$gamma$$ strength was observed for the first time in the excitation-energy range 3.5-5.5 MeV. Since the neutron separation energy of $$^{133}$$Sn is low, this observation provides direct evidence for the radioactive decay of neutron-unbound states in this nucleus. The ability of $$gamma$$ decay to compete with neutron emission was attributed to a mismatch between the wave functions of the initial and final states in the neutron emission case. These findings suggest that in the region south-east of $$^{132}$$Sn, nuclear structure effects play a significant role in the decay of unbound states, which are instead usually ignored in the evaluation of neutron-emission probabilities in astrophysical simulations.

論文

高速中性子直接問いかけ法による実廃棄物ドラム缶のウラン量非破壊測定システムの実用化研究

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.115 - 127, 2016/06

実廃棄物ドラム缶に含まれるウラン量を少ない誤差で非破壊測定する技術の実用化を目的に、高速中性子直接問いかけ法による測定装置を設計、開発した。本法は、ドラム缶に照射した14MeVの高速中性子に起因する熱中性子とドラム缶内のウランとの核反応により発生する核分裂中性子を測定して、ドラム缶に含まれるウラン($$^{235}$$U)量を位置感度差を低く抑えて測定可能とするものである。ウランサンプルを用いた基本特性試験では、約10g以上の天然ウランを$$pm$$20%以内の誤差で測定できること、及びウラン量の増加に対して発生する核分裂中性子数が比例して増加することを実証した。また、実廃棄物ドラム缶を用いた試験では、新しく開発した核物質量の導出法による補正値を用いることによりウラン量を迅速に推定することができた。本報では、本法の測定原理と核物質量の導出法、開発した装置、及び試験とシミュレーション結果に関して報告する。

論文

Compact neutron sources for energy and security

上坂 充*; 小林 仁*; 呉田 昌俊; 糠塚 重裕*; 西村 和哉*; 井頭 政之*; 堀 順一*; 鬼柳 善明*; 田儀 和浩*; 關 善親*; et al.

Reviews of Accelerator Science and Technology, 8, p.181 - 207, 2015/00

本報では、小型加速器を用いたエネルギー分野における核データや核物質の測定技術、セキュリティ分野における爆薬や隠匿核物質の探知技術について記す。90keVの静電重水素加速器が非破壊測定のために商業的に利用可能である。核データ測定用途では、静電イオン加速器やLバンドやSバンドの電子線線形加速器が中性子源として使用されている。小型または可搬型のXバンド電子線線形加速器型中性子源は開発中である。小型の陽子線線形加速器中性子源が特に固体中の水分の非破壊測定用途で使用されている。陽子線や重水素加速器を用いて、より中性子源強度を高める努力がいくつかなされている。

論文

Analytical study on uranium measurement in uranium waste drums by the fast neutron direct interrogation method

米田 政夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操*; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 大塚 芳政

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07

高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)は非破壊測定手法の一つであり、14MeVのパルス中性子をウラン・プルトニウム等核分裂性物質を含む廃棄物ドラム缶に照射させることにより発生する核分裂中性子を測定するものである。FNDI法は、ドラム缶に含まれる核分裂性物質の量について短時間かつ正確に求めることが可能である。廃棄物で発生する自発核分裂中性子及び($$alpha$$,n)反応で生成する中性子を測定する手法であるパッシブ法に比べて、FNDI法は、測定時間が短く、廃棄物ドラム缶に含まれるウランの化学形に依存しないという特長を有する。FNDI法については、これまで原子力機構東海地区にあるNUCEFにおいて、長年研究開発に取り組んできた。そこでの成果をベースとして、原子力機構人形地区において、JAWAS-Nと呼んでいるウラン廃棄物ドラム缶を測定する実証装置について設計を行った。JAWAS-Nの製作・設置は2013年に完了し、2014年からウラン位置依存性, ウラン量依存性, ウラン化学形依存性, マトリックス依存性等の特性実験を進めている。実験と並行して、MCNP等のモンテカルロコードを用いた解析を進めている。本発表では、実験結果と解析結果の比較、及び実験を実施できない多量のウラン量に対する解析評価について報告する。

報告書

On performance experience and measurements with Ningyo Waste Assay System (NWAS), 3

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 門 一実

JAEA-Technology 2013-050, 39 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2013-050.pdf:3.56MB

200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置NWASを開発、実ウラン廃棄物の測定に適用して実績をあげた。廃棄物中ウランアルファ線と共存するフッ素等とのU-234($$alpha$$,n)反応で生じる中性子とU-238自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し、16本のHe-3比例計数管を用い測定する。また、Ge半導体検出器によりウラン濃縮度を測定する。前報ではその成果の一端を紹介したが、その後ウラン廃棄物の測定作業が順調に進行し、約850体の測定実績を記録した。多種多様なマトリックス、ウラン線源物質、広範囲のウラン質量を含有する廃棄物測定実績を積み適用範囲を拡大させてきた。その反面、測定技術・解析手法における種々の問題点も明らかになった。それらの経験を詳細に報告するとともに、新たに得られた知見を整理した。さらにパッシブ測定方式をアクティブ測定方式へと転換する高度化計画を推進し、既に装置構築を完了した。これまでの経験の意義と課題を集約し次のステップへの糧とする。

論文

NWAS: パッシブ型ウラン廃棄物測定装置の開発,2

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2013/10

200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置を開発、実ウラン廃棄物の測定に着手して実績をあげつつある。廃棄物中ウラン$$alpha$$線と共存するフッ素等との$$^{234}$$U($$alpha$$,n)反応で生じる中性子と$$^{238}$$U自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し16本のヘリウム-3比例計数管を用い測定する。また、Ge半導体検出器によりウラン濃縮度を測定する。前報ではその一端を紹介したが、その後ウラン廃棄物ドラム缶の測定作業が順調に進行し、約850体の測定実績を上げた。多種多様なマトリックス,ウラン線源物質,広範囲のウラン量の廃棄物測定実績を積み適用範囲を拡大させてきた反面、測定技術・解析手法における種々の問題点も明らかになった。それらの経験を詳細に報告するとともに、新たに得られた知見を整理する。さらにパッシブ測定方式をアクティブ測定方式へと転換する高度化計画があり、これまでの経験の意義と課題を集約したうえ次のステップへの糧としたい。

論文

高速中性子直接問いかけ法によるウラン廃棄物中のウラン量測定の実用化研究

米田 政夫; 大図 章; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一; 高瀬 操; 春山 満夫; 呉田 昌俊

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

高速中性子直接問いかけ(FNDI)法は、TRU廃棄物に14MeVのパルス中性子を照射した際に発生する誘発核分裂中性子(高速)を測定することにより、廃棄物に含まれる核分裂性核種の総量を短時間で求める非破壊測定手法であることから、保障措置分野においても活用が検討されている。FNDI法は廃棄物中から発生する自発及び($$alpha$$,n)中性子を測定する手法(パッシブ法)と比べて、測定時間が短縮され、ウラン化合物の化学形に依存性がなく、廃棄物中に含まれるウランの位置依存性が低いという長所を有する。このため、原子力機構人形峠環境技術センターでは、ドラム缶収納ウラン廃棄物の測定方法の一つとしてFNDI法を用いることを検討している。FNDI法の実用化に向けた研究開発として、多様な廃棄物のマトリックス条件に対して精度よく測定するための測定及び解析手法の検討を進めている。今回の発表では、FNDI法の計測原理及び人形峠での実用化研究について報告する。

論文

ウラン廃棄物ドラム缶のNDA測定の高度化計画; アクティブ中性子測定の導入

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実; 春山 満夫; 高瀬 操; 大図 章; 呉田 昌俊

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2012/10

200リットルドラム缶収納の廃棄物中の全ウランを定量するパッシブ中性子NDA測定装置"NWAS"を開発しフッ素元素を伴う製錬転換施設のウラン廃棄物の測定に活用している。本装置は主としてウランの$$alpha$$線と廃棄中に存在するフッ素元素等との反応で生じる$$^{234}$$U($$alpha$$,n)中性子を16本の$$^{3}$$He比例計数管を用い測定するものである。高感度・高精度の測定を実現できる反面、中性子透過率がドラム缶収納物の種類や密度に影響されるという問題点も内包しているため、いわゆる"unknown objects"に対しては正確な定量が困難となる傾向があった。この課題を解決する手段としてアクティブ測定方法へと改良する検討を進めている。測定体系全体をコンクリート壁で囲い、内部中央に測定対象ドラム缶、一端に中性子発生装置、対向位置に$$^{3}$$He比例計数管を配置する構造とし、ポリエチレンにより減速させた中性子によりドラム缶内部で$$^{235}$$U核分裂を誘発させ二次的に発生する中性子により全ウラン量を定量するものである。事前のシミュレーションにおいて現装置よりも大幅に感度・精度を向上させることが予測され、今後の核燃料物質管理測定実務の効率化に大いに貢献しうることが期待される。

論文

ウラン廃棄物ドラム缶のNDA測定手法改良検討; アクティブ中性子測定法の性能評価

春山 満夫; 高瀬 操; 大図 章; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

人形峠環境技術センター製錬転換施設では、現在開発しているウラン量定量測定装置(NWAS)の高度化(高精度・高感度化)を目的にパッシブ中性子測定法からアクティブ中性子測定法への変更を検討している。このアクティブ中性子測定法の候補として、短時間で核分裂性ウランの定量化が可能な高速中性子直接問いかけ法を導入する計画である。この手法は、これまでドラム缶廃棄物中の微量の核分裂性物質(U, Pu)をドラム缶内の位置感度差がほとんどない状態で精度よく定量化する目的で開発されたものである。また、この手法はドラム缶廃棄物のウランの定量化のほかに、核テロ対策としての航空手荷物検査装置にも適用研究がなされ、少量核分裂性物質の高速探知(数秒)を実証した実績がある。本報では、本高速中性子直接問いかけ法を人形峠環境技術センターのNWAS用に導入・適用するにあたって、計測システムの設計とその性能をシミュレーションにより評価した結果について報告する。

報告書

On performance experience and measurements with Ningyo Waste Assay System (NWAS), 2

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実

JAEA-Technology 2012-023, 36 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-023.pdf:1.54MB

200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置を開発、人形峠環境技術センター製錬転換施設に貯蔵されているウラン廃棄物ドラム缶の測定に着手して実績をあげつつあるので、前報で報告した以降の状況について報告する。ウランの$$alpha$$線と廃棄物中に存在するフッ素元素等との反応で生じる$$^{234}$$U($$alpha$$,n)中性子と$$^{238}$$Uの自発核分裂中性子を16本のヘリウム-3($$^{3}$$He)比例計数管を用い測定する。検出器周囲は厚さ100mmのポリエチレンで遮蔽する。種々のマトリックスと異なる化学形・濃縮度のウラン線源を装荷したモックアップ試験を、対象を拡大して行いそれぞれの条件に対応する較正定数を求め、実際のウラン廃棄物中全ウランの定量評価に用いた。製錬転換施設にはウラン廃棄物が多数保管されており、現在それらの全ウラン定量の作業を着実に進めつつある。実際のウラン廃棄物は内蔵されるマトリックス・嵩密度・収納状態・ウラン量等さまざまな態様を呈し、モックアップ試験で模擬したドラム缶試料とは異なる測定条件となることもある。そこで、幾つかの応用的な評価手法も試み、さまざまな態様のウラン廃棄物に対しても本NWAS測定装置の適用性を確認しつつある。

報告書

フッ化ヨウ素ガスによる系統除染技術開発; IF$$_{7}$$処理条件とウラン除染結果の評価

江間 晃; 横山 薫; 中塚 嘉明; 島池 政満; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2008-037, 50 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-037.pdf:3.15MB

遠心法ウラン濃縮プラントでは、六フッ化ウラン(UF$$_{6}$$)ガスを長期間に渡り供給する。長期間UF$$_{6}$$ガスを流通させたウラン濃縮プラントの遠心機内で生成される中間フッ化物等のウラン化合物は、固体の中間フッ化物UFx(4$$leq$$x$$leq$$5)が主であると推定されている。この中間フッ化物は、七フッ化ヨウ素(IF$$_{7}$$)との反応により、再フッ化され、常温では気体のUF$$_{6}$$とIF$$_{5}$$が生成される。この反応を利用した系統での除染技術を確立するために、実プラントに対して、4パターンの異なる処理条件によるIF$$_{7}$$処理試験を実施し、実プラント内に滞留しているウラン化合物の除染試験を行った。実プラント内のウラン化合物の除染を効率的に実施するためには、IF$$_{7}$$処理条件と除染特性の関係を解明し、最適な処理条件を設定する必要がある。そのため、IF$$_{7}$$処理試験で実施した、UF$$_{6}$$とIF$$_{5}$$の回収重量測定,$$gamma$$線計測,ICP-MSによる組成分析の結果をもとに、ウラン化合物の除染状況を評価し、カスケード内のウラン化合物の異なる処理条件での除染結果を、除染傾向,処理時間・除染レベル及び除染レベルのバラツキの観点からまとめて、除染特性解明のための知見を整理した。

論文

Startup thermal considerations for supercritical-pressure light water-cooled reactors

中塚 亨; 岡 芳明*; 越塚 誠一*

Nuclear Technology, 134(3), p.221 - 230, 2001/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

大幅な熱効率向上とコスト削減を目指した新型炉である超臨界圧軽水冷却炉の概念検討を行った。本報では、同じ貫流型プラントである超臨界圧ボイラを参考にして起動方式及び必要な機器を熱的な観点から検討した。超臨界圧に昇圧後核加熱を開始する定圧起動方式では減圧弁・フラッシュタンクからなる起動バイパス系が必要となる。亜臨界圧で核加熱を開始し徐々に昇圧する変圧起動方式では起動時のみ使用する気水分離器が必要となる。本研究により、いずれの起動方式を用いた場合も起動期間を通して被覆管の健全性が確保され起動が可能であることが示された。

論文

Start-up of superciritical-pressure light water cooled reactors

中塚 亨; 岡 芳明*; 越塚 誠一*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00

高い熱効率とコスト削減を目指した超臨界圧軽水冷却炉の概念検討を行った。本報では、同じ貫流型プラントである超臨界圧ボイラを参考にして起動方式及び必要な機器を検討した。超臨界圧から核加熱を開始する定圧起動方式では減圧弁・フラッシュタンクからなる起動バイパス系が必要となる。亜臨界圧から昇圧する変圧起動方式では起動時のみ使用する気水分離器が必要となる。本研究により、いずれの起動方式を用いた場合も起動期間を通して被覆管の健全性が確保され起動が可能であるとともに、起動系の物量を抑制する観点から、バイパス系に気水分離器を設置するこの炉独自の変圧起動が望ましいことが示された。

論文

ウラン濃縮原型プラントの実績 ウラン濃縮原型プラントにおける技術の体系化(1)運転技術

杉杖 典岳; 我妻 武志; 長浜 洋次; 中塚 嘉明

サイクル機構技報, , 

ウラン濃縮原型プラントの運転を通じて体系化を図った、代表的な運転技術について紹介した。 13年間という長期間にわたる、ウラン濃縮原型プラントの無停止連続運転は、これらの技術により直接的、間接的に支えられ初めて達成できた また、これらの技術の多くは、ウラン濃縮原型プラントの運営と言う日々の業務の中で、錯誤を繰り返し生まれた。この点から、何れの技術も実務の中で洗練され、極めて実用性が高いものとして成っている。

口頭

Study on strategy for uranium contaminated waste from dismantling of uranium related facilities

川妻 伸二; 中塚 嘉明; 時澤 孝之

no journal, , 

原子力機構は、廃棄物の最少化とウランの有効活用という国の方針に沿って、ウラン取扱施設の解体に伴うウラン汚染廃棄物について、金属廃棄物は極力除染を行いクリアランス後再利用を図るとともに、澱物等からはウランを回収して有効活用を図ることを検討中である。現在廃止措置中の人形峠環境技術センターでは、千トン以上のコンクリート,1万トンの金属及び千トンあまりの澱物が発生すると予想される。コンクリート,除染できない金属,ウラン回収後の澱物等はトレンチ処分することを基本方針として検討している。澱物からのウラン回収については、澱物の性状及び物量、並びにウラン回収方法を調査したうえで、塩酸沈殿プロセスを有望な候補として選択した。

口頭

Current status of research and development of supercritical water cooled fast reactor (super fast reactor) in Japan

中塚 亨; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; 奥村 啓介; 長崎 晋也*; 手塚 健一*; 森 英夫*; 江里 幸一郎; 赤坂 尚昭; 中園 祥央*; et al.

no journal, , 

圧力容器型の超臨界圧水冷却炉は、1989年より東京大学で研究開発が進められてきており、現在、第4世代炉の一つとして、日本,欧州及び他の国で実用化に向けた研究が行われている。東京大学の概念は、熱中性子炉は「スーパー軽水炉」,高速炉は「スーパー高速炉」と呼ばれている。高速炉は、熱中性子炉と同じプラントシステムで実現可能と期待されている。経済的な高速炉体系を開発することを目的として、「スーパー高速炉」の研究プロジェクトが2005年12月から2010年3月まで東京大学を代表機関として進められ、九州大学,原子力機構,東京電力がこのプロジェクトに参加した。このプロジェクトは、(1)スーパー高速炉の概念の構築,(2)伝熱流動実験,(3)材料開発の3つからなる。本論文では、このプロジェクトで得られた成果の概要を紹介する。具体的には、(1)では東京大学による炉心核熱結合解析やシステム解析等の結果、(2)では九州大学による模擬流体を用いた熱流動実験、原子力機構による超臨界圧水を用いた熱流動実験と3次元解析コード開発の結果、また、(3)では東京大学・原子力機構によるクリープ試験,腐食試験等の材料基礎研究の結果について報告する。

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