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日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.
JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MBJAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB
原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。
小橋 昭夫; 尾上 博則; 山本 真哉*; 本多 眞*; 櫻井 英行*; 増本 清*
JAEA-Research 2015-022, 89 Pages, 2016/03
JAEA-Research-2015-022.pdf:27.85MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分事業においては、地表より300m以深の地下深部に数km四方の地下施設が建設される。地層処分の安全性の評価にあたっては、放射性核種の主要な移行媒体となる地下水の流動特性やその不均質性を把握することが重要である。岩盤中には周辺岩盤と比較して数桁に渡り透水性の異なる断層や亀裂といった不連続構造が分布している。それらは空間的な透水不均質性の要因であり、地下水の流動方向や流速に大きな影響を与えている。このような透水不均質を効率的に推定するにあたっては、揚水試験などによる地下水圧変化データを用いた地下水流動の逆解析が有効な手法の1つとして挙げられる。一方で、原位置調査には調査数量や工期といった様々な制約があり、取得される調査データは限られたものとなる。また、調査の量や質に応じて最適な逆解析手法を選定する必要があると考えられる。そこで、本研究では地下水流動評価における逆解析手法の適用方法の検討に資することを目的として、複数の解析手法を用いた数値実験を実施した。さらに、得られた結果に基づき、解析手法の違いが解析結果に及ぼす影響の分析、およびそれぞれの手法の適用性を整理した。比較検討には、変分法による随伴方程式を用いたデータ同化手法であるアジョイント法、および逐次データ同化手法の一種であるアンサンブルカルマンフィルタによる逆解析手法を適用した。
亀山 秀雄*; 桜井 誠*; 増田 明之*; 福井 友亮*; 小貫 薫; 久保 真治; 今井 良行
水素エネルギーシステム, 37(1), p.3 - 10, 2012/03
熱化学サイクルによる水素製造について、ISサイクル技術の現状を紹介した。ISサイクルは、日本,米国,ドイツ,フランス,イタリア,インド,中国,韓国で研究が行われ、日本原子力研究開発機構は水素製造検証実験に成功している。本稿では、要素反応,分離技術,装置材料及びプロセス機器に関する研究開発状況を述べる。また、水と窒素からのアンモニア製造を目指して、水素製造のための熱化学サイクル(ISサイクル)をもとに新たに構築したアンモニア製造のための熱化学サイクル(ISNサイクル)の研究の現状を紹介した。
山本 真哉*; 本多 眞*; 櫻井 英行*; 鈴木 誠*; 真田 祐幸; 杉田 裕; 松井 裕哉
Proceedings of 14th Annual Conference of the International Association for Mathematical Geosciences (IAMG 2010) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/09
高レベル放射性廃棄物の地層処分での処分場の設計においては、地下水水質分が明らかになれば地下深部水理地質環境を理解することができる。本研究は、広範囲で網羅的に調査されている比抵抗値と関連性がある地下水の化学的特性をモデル化する地球統計学的手法を提案するものである。提案するシステムは2つの手法を組合せており、一つはクリギング手法を用いた比抵抗データの統合、もう一つはクリギングによる水理地球化学特性の3次元モデル化である。偶然の不確実性と認識された不確実の2種類の不確実性が明らかになったが、提案した手法によるこれらの不確実性は、従来のモデルの不確実性よりも小さかった。
本多 眞*; 山本 真哉*; 櫻井 英行*; 鈴木 誠*; 真田 祐幸; 杉田 裕; 松井 裕哉
土木学会論文集,C, 66(3), p.609 - 624, 2010/08
地下水水質や透水性などの地下深部の地質環境は一般に空間的に不均質であり、限られた調査から合理的かつ信頼性の高いモデルを構築する技術は、高レベル放射性廃棄物処分場のような大規模な地下構造物の設計において非常に重要となる。またモデルの信頼性を担保するためには、モデルに含まれる不確実性を定量的に評価できることが求められる。本論文では特に地下水の水質分布に着目し、広範囲かつ網羅的に調査が可能な電磁探査から得られる比抵抗値との相関関係を利用した地球統計学的な三次元分布のモデル化手法を提案した。具体的には幌延深地層研究計画で取得された広域の電磁探査から試錐孔における電気検層までさまざまなスケールの比抵抗値データをその精度に応じて段階的に統合した比抵抗値モデルと離散的にしか得られない限られた地下水水質データから三次元分布モデルを構築した。さらには、構築されたモデルに含まれる不確実性に着目して、不確実性の要因を整理したうえでデータに基づいたシミュレーションによりその評価を行った。その結果、提案手法によるモデルの不確実性が他の手法と比べて小さく見積もられ、提案手法の有効性を示すことができた。
東島 智; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 柏 好敏; 正木 圭; 芝間 祐介; 武智 学; 柴沼 清; 逆井 章; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.949 - 952, 2009/06
被引用回数：9 パーセンタイル：53.3(Nuclear Science & Technology)JT-60Uは、幅広いアプローチ(BA)及び我が国の国内プロジェクトとして、超伝導装置JT-60SAへと改修される。JT-60SAダイバータ板の最大定常熱負荷は15MW/m
に達すると評価され、強制水冷却のモノブロック型CFCダイバータアーマが有力候補である。JT-60SAダイバータアーマは、CFCブロック,CuCrZrスクリュウ管,無酸素銅の緩衝層から構成され、ロウ付け接合部がアーマにとって鍵となる。ロウ付け接合部の改善を目指してCFC内面をメタライズした結果、試験体がITER要求仕様を超える性能を有することを確認できた。製作方法の改善及び製作歩留りの把握を目的として、一度に製作する量に匹敵する試験体を試作したところ、約半数の試験体が15MW/mの除熱性能を有することがわかった。講演では、JT-60SAダイバータアーマの設計・試作の進展をまとめる。
松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：72.86(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
芝間 祐介; 櫻井 真治; 正木 圭; 助川 篤彦; 神永 敦嗣; 逆井 章; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1605 - 1609, 2008/12
被引用回数：6 パーセンタイル：40.09(Nuclear Science & Technology)JT-60SAクライオスタットの概念設計について報告する。JT-60SAは、重水素運転を想定し、真空容器内コイルを除くすべてのプラズマ閉じ込め磁場コイルを超伝導化する。このため、トカマク装置を設置する本体室内の空間放射化の低減及び超伝導コイルの熱遮蔽の機能を有するクライオスタットを設置する。クライオスタットはこれらの機能に加えて、トカマク装置全体の支持構造であることが要求される。したがって、クライオスタットの構造は、胴体部及び支持架台から成り、付属設備である80K熱遮蔽板,真空排気設備を有する。胴体部及び支持架台は、超伝導コイルに対し真空断熱層を与えるため、高さ15m,半径7mの空間を真空に保つ必要がある。プラズマ計測装置及び加熱装置,各設備の冷却系配管等のアクセスを可能とするため、胴体部の開口率は高く、剛性確保の観点から二重壁構造を採用する。二重壁構造の壁間には、遮蔽材としてボロン添加コンクリートが充填される。支持架台は、トカマク機器の総重量2550トンを支持するため、運転及び地震に対する健全性が要求される。JT-60SAは、既存のプラズマ加熱装置等の周辺設備を再利用するため、クライオスタットは空間的な制限を満足する必要があり、これらに関するJT-60SAの設計概念を明確に示す。
川島 寿人; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 松川 誠; 藤田 隆明
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1643 - 1647, 2008/12
被引用回数：18 パーセンタイル：74.54(Nuclear Science & Technology)ITERの支援及びDEMO炉に向けた定常高ベータ化を目指し、JT-60の超伝導化改修装置JT-60SAの設計が進んでいる。われわれは、ITERの下、シングルヌルダイバータ配位を模擬し、適合する下側ダイバータ形状で高い熱,粒子制御性を得るため、ダイバータコードSOLDOR/NEUT2Dを用いて最適化設計の検討を行っている。SOLへの損失パワーを37MW(加熱入力の90%)とした場合、「V型コーナー」を有する垂直ダイバータ板形状において、ガスパフによる非接触化によってダイバータ板熱負荷を5.8MW/mまで低減できることがわかった。これにより、定常運転で想定されるCFC材ダイバータ板の許容熱負荷15MW/mに比べ十分小さくできた。一方、ダイバータ排気による非接触から接触状態などへの粒子制御性は、ダイバータ板上のストライク点とダイバータ板最下端までの距離(ストライク点距離)を20mmから120mmに上げることによって改善されることを明らかにした。これは、短いストライク点距離で非接触状態が強く主プラズマに影響する場合、ストライク点を上げることによって回復が見込まれる。
本多 眞*; 桜井 英行*; 鈴木 誠*; 岩佐 健吾*; 松井 裕哉
JAEA-Research 2008-038, 73 Pages, 2008/06
JAEA-Research-2008-038.pdf:18.44MB
本研究は、幌延深地層研究計画における「地上からの調査研究段階(第1段階)」で取得された調査データを利用して、堆積軟岩を対象に地盤統計手法を利用した地質環境モデルの構築手法の確立と情報量とモデルの信頼度の関係を客観的に評価する技術の開発を目的としたものであり、平成15年度から平成18年度の4年間で実施された清水建設との共同研究である。平成15年度から平成17年度の3年間は、年度ごとに得られたデータを用いて、比抵抗値分布の三次元モデルとその比抵抗値モデルとの相関関係を利用した地下水溶存濃度分布の三次元モデル,透水係数分布の三次元モデルの構築と更新を行い、データ量とモデルの信頼度の検討を行った。平成18年度は、最終年度のまとめとして、本研究で用いたモデル構築方法の有効性を確認するため、従来から用いられている地球統計解析に基づくモデルとの比較を行った。また、調査手順とモデルの信頼性との関係を検討するため、実際とは異なる調査手順を想定し、調査進展に伴うモデルの信頼度の比較を行った。
林 孝夫; 櫻井 真治; 正木 圭; 玉井 広史; 吉田 清; 松川 誠
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.522 - 529, 2008/00
JT-60SAはDEMO炉に向けてITERに寄与及び補完するトカマク型核融合装置である。JT-60SAの大きな特徴の一つはその高パワー及び長時間放電であり、その結果として、多量の中性子が発生する。真空容器の予想される放射化線量は、10年運転3か月冷却で1mSv/hを超えるため、真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔操作システムが必要とされている。本発表は、JT-60SAの遠隔操作システムに関するものであり、特に遠隔操作のレール展開及びダイバータモジュール(重量500kg)の交換について詳細に示している。JT-60SAのリモートハンドリング(RH)は、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.8m,幅0.6m)を用いる。RH機器は、プラズマ実験期間中は撤去されており、メンテナンスの前後に設置及び撤去を行う。またRH装置は、重量物用と軽量物用のマニピュレータの2種類を備えており、軽作業用のマニピュレータは、重量物用を運搬する際に展開したレール上を自走することができるビークルタイプである。
藤田 隆明; 玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; Bialek, J.*; 相羽 信行; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 鈴木 優; 濱松 清隆; et al.
Nuclear Fusion, 47(11), p.1512 - 1523, 2007/11
被引用回数：24 パーセンタイル：63.28(Physics, Fluids & Plasmas)プラズマ制御の観点から、JT-60U改修装置,JT-60SAの設計を最適化し、運転領域を評価した。弱磁気シアあるいは負磁気シアを得るために、負イオン源NBIのビームラインを下方に移動し中心をはずれた電流駆動を可能とした。安定化板の開口部に沿って設置された帰還制御コイルにより、抵抗性壁モードを抑制し、理想導体壁の安定性限界に近い高いベータ値が維持できることが示された。供給磁束量から誘導電流駆動によるプラズマ電流維持時間を評価した。高パワー加熱の高ベータプラズマ(
2.9)では、非誘導電流駆動割合は50%近くに達し、高密度領域でも100秒間維持が可能である。加熱・電流駆動パワーの増強により完全非誘導電流駆動の領域も拡大された。高非円形度,高三角度の低アスペクト比配位において、核融合炉心相当の高い規格化ベータ値(4.4)と自発電流割合(
0.7)での100秒間の完全非誘導電流駆動運転が期待される。
玉井 広史; 藤田 隆明; 菊池 満; 木津 要; 栗田 源一; 正木 圭; 松川 誠; 三浦 幸俊; 櫻井 真治; 助川 篤彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.541 - 547, 2007/10
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERサテライトトカマクとして位置づけられ、ITER支援研究とITER補完研究の二つの使命を併せ持ち、日本とEUとが共同で設計・建設・実験を実施する装置である。昨年度実施された基本的な装置仕様にかかわる検討を経て、ITERへの貢献を高める観点から加熱入力が41MW,100秒間に増強された。この加熱入力で実現可能なプラズマ性能を検討するために、プラズマ解析コードを用いて予測評価を行った。その結果、完全非誘導電流駆動の運転シナリオが高密度領域において拡張されるとともに、高い等価エネルギー増倍率と高い規格化ベータ値の同時達成の裕度が拡張されるなど、ITER及び原型炉を指向した研究を展開するにふさわしい装置性能を有することが示された。
助川 篤彦; 櫻井 真治; 正木 圭; 木津 要; 土屋 勝彦; 芝間 祐介; 林 孝夫; 玉井 広史; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2799 - 2804, 2007/10
被引用回数：8 パーセンタイル：51.22(Nuclear Science & Technology)JT-60超伝導化改修装置(JT-60SA)の放射線遮へいに関する安全設計について報告する。JT-60SAでは、現在のJT-60Uプラズマに対して年間中性子発生量が約130倍に増加するため、真空容器とクライオスタットで放射線遮へいを行い、JT-60敷地境界での線量限度未満とすることを設計方針として、それぞれ遮へい厚の設計検討を行った。放射線遮へい評価には、ANSIN, DOT3.5を用いた。また、超伝導コイルの安定運転のためには、コイル部での核発熱量を評価することが重要である。真空容器をステンレス厚24mmの2重壁とし、その2重壁内に140mm厚のボロン水を充填する構造として遮へい計算を行った結果、クライオスタットまでの十分な遮へい性能を確保するとともに、TFコイルの核発熱量は、設計目標値である0.3mW/cc未満となることを明らかにした。
櫻井 真治; 正木 圭; 芝間 祐介; 玉井 広史; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.1767 - 1773, 2007/10
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Nuclear Science & Technology)JT-60SAの設計ではITERクラスの高密度高閉じ込め放電のため加熱パワーを25MW/100秒間から41MW/100秒間に増強することが求められている。そのため、高閉じ込めが比較的容易に得られる放射損失割合5060%以下では、外側ダイバータの最大熱流束は10MW/mを超えITERと同様なモノブロックCFC強制冷却ターゲットが必要となる。さらに現在のJT-60より大幅に増加する中性子年間発生量による放射化のため、真空容器内作業にはプラズマ対向機器の遠隔保守が必要となる。現在、設計変更中のカセット化されたダイバータ、遠隔操作による冷却水配管切断と再溶接に対応した第一壁等のプラズマ対向機器の設計について報告する。
C heat resistant boron-loaded resin for neutron shielding森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 佐藤 聡; Verzirov, Y. M.; 神永 敦嗣; 西谷 健夫; 玉井 広史; 芝間 祐介; 吉田 茂*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1085 - 1089, 2007/08
被引用回数：25 パーセンタイル：83.32(Materials Science, Multidisciplinary)6重量%のホウ素を含んだフェノール樹脂を母材とした300Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を開発した。
Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンとほぼ同じであった。中性子遮へい性能の実験解析は、3次元モンテカルロ計算コード(MCNP4C2)を、また、断面積は評価済み核データJENDL3.2を用いた。計算結果は実験結果とよく一致した。高温領域での開発樹脂材から放出されるガスの種類を調べるために、昇温脱離ガス分析により室温から300Cの温度領域で脱ガス成分の質量分析を実施した。その結果、観測された質量数は、2, 17, 18, 28, 32, 44であった。それら質量数は、それぞれ、水素,アンモニア,水,一酸化炭素,酸素,二酸化炭素に相当する。開発樹脂材から脱ガスの大部分は、100から150Cで最も多く、アンモニアと水であることが確認できた。水は、中性子遮へいで重要であるが、200Cでベーキングした樹脂材の中性子遮へい性能は、ベーキングを実施していない樹脂材の中性子遮へい性能とほぼ同じであった。高温領域における脱ガスの定量分析は、昇温熱脱離-ガスクロマトグラフ質量分析により行った。150から300C領域で観測された有機ガスの種類は13種類であり、それらの脱ガス量は
g/gであった。最後に、開発樹脂の300Cでの中性子遮へい性能を3次元計算により模擬した。327Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果は、先記した20Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果と相違なかった。
澤田 誠; 桜井 直人
Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP) (CD-ROM), p.275 - 283, 2007/07
1995年12月にナトリウム漏洩事故を起こした高速増殖原型炉「もんじゅ」は、2008年の再初臨界を目指して改造工事が進められている。「もんじゅ」の安全運転の可否は核燃料サイクルの開発に影響を与える重要な課題である。ゆえに、「もんじゅ」の安全運転を確実に行うためには質の高い教育研修が求められる。「もんじゅ」事故の教訓をもとに「もんじゅ」では教育研修体系枠組みの新構築,「もんじゅ」FBR学校の新規開校、シミュレータ研修の高度化など教育研修体系を大幅に改訂した。現在、「もんじゅ」の運転再開に向けて計29コースの教育研修が行われている。
木津 要; 土屋 勝彦; 安藤 俊就*; Sborchia, C.*; 正木 圭; 櫻井 真治; 助川 篤彦; 玉井 広史; 藤田 隆明; 松川 誠; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 17(2), p.1348 - 1352, 2007/06
被引用回数：4 パーセンタイル：29.39(Engineering, Electrical & Electronic)原子力機構では、臨界プラズマ試験装置(JT-60)を超伝導コイルを用いたJT-60SAに改修する計画を、ITERのブローダーアプローチの一つとして欧州とともに進めている。JT-60SAのコイルシステムは、18個のトロイダル磁場コイル(TFC),4つのモジュールからなる中心ソレノイド(CS),7つの平衡磁場コイルにより構成される。TFCは6.4Tの最大経験磁場を持ち、蓄積エネルギーは1.5GJである。その高さと幅は、8.8mと4.7mである。超伝導導体(外寸29.1mm角)は、以前は、最大経験磁場が7.4Tであったため、Nb
Al導体を用いる計画であったが、6.4Tへと設計変更されたことから、NbTi導体を用いた設計を新たに行った。また、CSのための空間がTFC設計変更により狭くなったこと、及びブローダーアプローチのワーキンググループの議論によりITERプラズマ模擬のため、より大きな供給磁束の達成が必要になったことからCSの設計変更も行った。CS導体を従来の7.4T導体から10T導体とすることで、ボアが小さくなったにもかかわらず、供給磁束量を3Wb増加することに成功した。
林 孝夫; 櫻井 真治; 正木 圭; 玉井 広史; 吉田 清; 松川 誠
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), P. 783, 2007/06
JT-60SAはDEMO炉に向けてITERに寄与及び補完するトカマク型核融合装置である。JT-60SAの大きな特徴の一つはその高パワー及び長時間放電であり、その結果として、多量のDD中性子が発生する。真空容器の予想される放射化線量は、10年運転3か月冷却で1mSv/hを超えるため、真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔操作システムが必要とされている。本発表は、JT-60SAの遠隔操作システムに関するものであり、特に真空容器内機器の交換について詳細に述べる。JT-60SAのリモートハンドリング(RH)は、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.8m,幅0.6m)を用いる。またRH装置は、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。
本多 眞*; 鈴木 誠*; 桜井 英行*; 岩佐 健吾*; 松井 裕哉
JAEA-Research 2007-028, 91 Pages, 2007/04
JAEA-Research-2007-028.pdf:17.93MB
本研究は、幌延深地層研究計画における「地上からの調査研究段階(第1段階)」で取得される調査データを利用して、堆積軟岩を対象として、地盤統計手法を利用した地質環境モデルの構築手法の確立と情報量とモデルの信頼度の関係を客観的に評価する技術の開発を目的として、平成15年度より実施してきたものである。本報告書は3年目の平成17年度に実施した研究内容を報告するものである。平成17年度では具体的に、2年目までの検討で用いた調査データに加えて、平成16年度に実施されたボーリング調査(HDB-9, 10, 11孔)のデータを用いて、1, 2年目と同様の水理地質環境モデルの構築を実施した。そして調査のステップに応じたデータ及びモデルの更新を実施し、データ量とモデルの信頼度の関係について検討した。また地下水水質モデルでは、溶存成分ごとに比抵抗値との相関関係をもとにモデルを構築し、その特徴を明らかにした。
