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論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of tantalum-181 using graphite thermal column at KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: $$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co, $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, and $$^{98}$$Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて$$^{181}$$Ta(n,$$gamma$$)$$^{182m+g}$$Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5$$pm$$0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.4$$pm$$0.3 barnを支持した。また、$$^{181}$$Ta核種は、$$^{197}$$Auと$$^{98}$$Moモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。

論文

Development of local-scale high-resolution atmospheric dispersion model using Large-Eddy Simulation, 6; Introduction of detailed dose calculation method

中山 浩成; 佐藤 大樹; 永井 晴康; 寺田 宏明

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.949 - 969, 2021/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.53(Nuclear Science & Technology)

局所域高分解能大気拡散モデルLOHDIM-LESに、原子炉建屋などの建物による遮蔽効果を考慮して詳細に線量評価が行える計算手法を導入した。線量計算においては、放射線輸送計算コードPHITSにより、大気拡散モデルの計算格子ごとに地表面沈着・大気中の放射性核種から地上の評価点への線量寄与を計算して整備した応答行列のデータベースを用いた。精度検証として、六ヶ所再処理工場においてアクティブ試験により大気放出された放射性核種の局所域拡散シミュレーションを行った。敷地内のモニタリングポストにおいて得られた空間線量率と比較したところ、良好に一致することを確認した。これにより、詳細線量計算手法を導入したLOHDIM-LESは、建物影響を考慮して空気中濃度や線量を詳細に評価できることを実証した。

論文

A BWR control blade degradation observed in situ during a CLADS-MADE-02 test under Fukushima Dai-Ichi Unit 3 postulated conditions

Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1025 - 1037, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The paper summarizes the results of the control blade degradation test CLADS-MADE-02 performed in JAEA. The test focused at the beginning phase of the accident at Fukushima Dai-Ichi (1F) Unit 3. The investigation provided important data, especially on the temperature history, exhaust gas measurement and in situ video of metallic debris formation and relocation to the colder elevations under the test scenario, which reproduced oxidizing conditions during the initial phase of the 1F Unit 3 reactor heat-up. Based on the test results, some decommissioning related conclusions concerning the formation of new B-rich phases containing Cr and Fe were made.

論文

A Pseudo-material method for graphite with arbitrary porosities in Monte Carlo criticality calculations

沖田 将一朗; 長家 康展; 深谷 裕司

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.992 - 998, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The latest ENDF/B-VIII library adapted new porosity-dependent cross-section data of graphite. However, the porosity of the actual graphite does not necessarily correspond to the porosity given in the data. We have proposed a method to perform neutronic calculations at the desired porosity on the basis of the pseudo-material method. We have performed calculation benchmarks to confirm the applicability of this method for the porosity-dependent cross-sections of graphite. We have also compared the $$K_{rm eff}$$ values calculated by the pseudo-material method with the experimental values for the VHTRC. In addition, we have investigated the temperature dependance of the calculation values obtained by this method. From these results, we have concluded that this method allows us to perform the neutronic calculations in which we can reflect detailed information on the porosity of graphite.

論文

The Dependence of pool scrubbing decontamination factor on particle number density; Modeling based on bubble mass and energy balances

孫 昊旻; 柴本 泰照; 廣瀬 意育; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1048 - 1057, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

以前のわれわれのプールスクラビング実験において、入口粒子数密度の上昇に伴って除染係数(DF)が減少する結果が得られており、その理由については過去の研究を含めて明らかにされていなかった。本研究では、現象の要因を粒子表面での水蒸気の凝縮による粒子成長であると仮定し、上昇気泡内の質量とエネルギーのバランスに基づく簡易評価モデルを構築し、同モデルを用いて評価した。粒子表面での水蒸気凝縮は、凝縮による気泡内の水蒸気濃度を低下させると同時に、凝縮潜熱放出による温度上昇効果をもたらし、気泡内蒸気過飽和度を減少させ、凝縮を抑制する。本効果は粒子数濃度に依存する。評価モデルでは、気泡の上昇距離の関数として粒子の成長と慣性DFを計算し、その結果、実験で観察されたDFの傾向を再現した。

論文

Mechanical failure of high-burnup fuel rods with stress-relieved annealed and recrystallized M-MDA cladding under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA$$^{TM}$$ cladding at room and high ($$sim$$ 280$$^{circ}$$C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.

論文

JENDL/DEU-2020; Deuteron nuclear data library for design studies of accelerator-based neutron sources

中山 梓介; 岩本 修; 渡辺 幸信*; 緒方 一介*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(7), p.805 - 821, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

重陽子加速器を用いた高エネルギー中性子源の利用が様々な応用に対して提案されている。こうした中性子源の設計研究に資するため、$$^{6,7}$$Li, $$^{9}$$Be, $$^{12,13}$$Cに対する200MeVまでの重陽子核データライブラリJENDL/DEU-2020を開発した。JENDL/DEU-2020のデータの評価は、計算コードDEURACSを用いて特に中性子生成データに注意を払って行った。また、本評価に利用するに当たり、DEURACSにいくつかの改良を行った。評価データの検証はモンテカルロ輸送計算コードによるシミュレーションを通じて行った。その結果、JENDL/DEU-2020に基づくシミュレーション値は入射エネルギー200MeVまでの範囲で中性子生成に関する実験データを良く再現することが分かった。このことから、本ライブラリは多様な重陽子加速器中性子源の設計研究に大きく貢献すると期待される。

論文

Neutron capture cross sections of curium isotopes measured with ANNRI at J-PARC

川瀬 頌一郎*; 木村 敦; 原田 秀郎; 岩本 信之; 岩本 修; 中村 詔司; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(7), p.764 - 786, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross sections of $$^{244}$$Cm and $$^{246}$$Cm were measured for the neutron energy range of 1-1000 eV via the neutron time-of-flight method with ANNRI at MLF of the J-PARC. The world's most intense neutron pulses from the Japan Spallation Neutron Source enable the accurate measurement of neutron capture cross sections. Besides, single-bunched neutron pulses allow the analysis in a higher neutron energy region than the previous measurement at ANNRI. The resonance analyses were performed up to 1000 eV by using a resonance shape analysis code REFIT. The spectra of prompt gamma-rays from neutron capture reactions of $$^{244}$$Cm and $$^{246}$$Cm were also obtained, and 43 and 10 prompt gamma-ray peaks from $$^{244}$$Cm(n,$$gamma$$) and $$^{246}$$Cm(n,$$gamma$$) reactions were newly observed, respectively.

論文

Distribution of studtite and metastudtite generated on the surface of U$$_{3}$$O$$_{8}$$; Application of Raman imaging technique to uranium compound

日下 良二; 熊谷 友多; 蓬田 匠; 高野 公秀; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 秋山 大輔*; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(6), p.629 - 634, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Studtite and metastudtite are uranyl peroxides formed on nuclear fuel in water through the reaction with H$$_{2}$$O$$_{2}$$ produced by the radiolysis of water. However, it is unclear how the two types of uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of nuclear fuel. Here, we used Raman imaging technique to exemplify distribution data of the two uranyl peroxides formed on the surface of a U$$_{3}$$O$$_{8}$$ pellet through immersion in a H$$_{2}$$O$$_{2}$$ aqueous solution. As a result, we observed that studtite and metastudtite are heterogeneously distributed on the U$$_{3}$$O$$_{8}$$ surface. No clear correlation between the distributions of studtite and metastudtite was observed, suggesting that the two uranyl peroxides are independently generated on the surface of U$$_{3}$$O$$_{8}$$. We anticipate that this Raman imaging technique could reveal how these uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of the nuclear fuel debris in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants.

論文

Low-power proton beam extraction by the bright continuous laser using the 3-MeV negative-hydrogen linac in Japan Proton Accelerator Research Complex

武井 早憲; 堤 和昌*; 明午 伸一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(5), p.588 - 603, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

J-PARCで整備を目指している核変換物理実験施設(TEF-P)では、リニアックからの大強度負水素イオンビーム(エネルギー400MeV,出力250kW)から小出力の陽子ビーム(最大出力10W)を安定に取り出す必要がある。原子力機構では、レーザーを用いた荷電変換によるビーム取り出し法を提案し、開発を行っている。今回、3MeVの負水素イオンが加速できるJ-PARCのRFQテストスタンドのリニアックにおいて高輝度連続波レーザーを用いた荷電変換に基づくビーム取出し試験を実施した。その結果、取り出し効率が$$2.3times10^{-5}$$で出力0.57mWの長パルスビームを取り出すことに成功し、これらの実験値は理論的な予測値と良く一致した。

論文

Density functional modeling of Am$$^{3+}$$/Eu$$^{3+}$$ selectivity with diethylenetriaminepentaacetic acid and its bisamide chelates.

金子 政志; 佐々木 祐二; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(5), p.515 - 526, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイドの分離変換技術開発で重要であるAm$$^{3+}$$とEu$$^{3+}$$の金属イオン選択性を理解することを目的として、密度汎関数計算をジエチレントリアミン五酢酸(DTPA)及びそのビスアミド(DTPABA)キレート配位子との金属錯体の分子構造及び錯生成反応のモデル化に適用した。構造最適化計算により得られたDTPA及びDTPABAの錯体構造は、既に報告されている単結晶構造を再現した。錯生成反応におけるギブズエネルギー解析の結果、どちらのキレート配位子ともEu$$^{3+}$$イオンよりAm$$^{3+}$$イオンと安定な錯体を生成することが示され、実験結果のAm$$^{3+}$$/Eu$$^{3+}$$選択性と一致した。金属イオンと配位子との化学結合解析の結果、Am$$^{3+}$$の5f軌道とDTPA及びDTPABAの窒素ドナー原子との強い共有結合が、高いAm$$^{3+}$$選択性が発現した一因であることが示唆された。

論文

Comparison of the observed Fukushima Dai-ichi Unit 2 debris with simulated debris from the CLADS-MADE-01 control blade degradation test

Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.416 - 425, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The paper describes the attempt of comparison of the simulated test CLADS-MADE-01 debris with the observed in the Unit 2. Similarities between them allowed to make conclusions on their possible source. During the test under postulated 1F Unit 2 simulated conditions a complex behaviour of the test sample with formation of mostly three types of debris was observed. A possible mechanism of stone-like debris formation in 1F case is discussed. The results of this paper broaden our understanding of the metallic debris properties after core degradation for a special case of steam-starved conditions at 1F Unit 2.

論文

Leaching behavior of radionuclides from samples prepared from spent fuel rod comparable to core debris in the 1F NPS

大西 貴士; 前田 宏治; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.383 - 398, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

To investigate the leaching behavior of radioactive nuclides in leaching samples comparable to core debris (partially molten ZrO$$_{2}$$/UO$$_{2}$$ between fuel rods) in 1F NPS, the concentration of radionuclides in the leaching solution was measured. Leaching behaviors of actinides (U, Pu, Np) and Cs from the samples were similar to those from spent fuel. Leaching of U and Pu depends on pH in the cooling water of the core debris as predicted from the present thermodynamic database. While, if Mo and Tc are surrounded by zircaloy in the core debris, their leaching amount may become higher by one order of magnitude than those from spent fuel.

論文

Transfer of $$^{137}$$Cs to web-building spiders, ${it Nephila clavata}$, and its pathways; A Preliminary study using stable carbon and nitrogen isotope analyses

田中 草太; 柿沼 穂垂*; 足達 太郎*; 安藤 麻里子; 小嵐 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.507 - 514, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

捕食性のクモは、陸域と水域が繋がる森林生態系において、生食連鎖と腐食連鎖の双方から餌資源を得るため、彼らへの$$^{137}$$Csの移行経路を理解することは、環境中の$$^{137}$$Csの長期的挙動を評価するために役立つ。本研究では、福島第一原子力発電所事故後、約6.5年の森林内と河川沿いでクモを採集し、$$^{137}$$Csのクモへの移行を移行係数(T$$_{ag}$$)として定量した。また、$$^{137}$$Csのクモへの移行経路を推定するために、安定炭素・窒素同位体($$delta$$$$^{13}$$C, $$delta$$$$^{15}$$N)分析を実施した。

論文

Stochastic estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using Bayesian inference

杉山 大輔*; 中林 亮*; 田中 真悟*; 駒 義和; 高畠 容子

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.493 - 506, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

A modeling calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the Fukushima Daiichi nuclear power station has been upgraded by introducing an approach using Bayesian inference. The developed stochastic method describes the credible interval of the regression curve for the log-normal distribution of the measured transport ratio, which is used to calibrate the radionuclide transport parameters included in the modeling calculation. Consequently, the method can predict the robability distribution of the radionuclide composition in the Fukushima Daiichi wastes. The notable feature of the developed method is that it can explicitly investigate the improvement in the accuracy and confidence (degree of belief) of the estimation of the waste inventory using Bayesian inference. Specifically, the developed method can update and improve the degree of belief of the estimation of the radionuclide composition by visualizing the reduction in the width of uncertainty in the radionuclide transport parameters in the modeling calculation in accordance with the accumulation of analytically measured data. Further investigation is expected to improve the credibility of waste inventory estimation through iteration between modeling calculations and analytical measurements and to reduce excessive conservativeness in the estimated waste inventory dataset.

論文

Experimental evaluation of Sr and Ba distribution in ex-vessel debris under a temperature gradient

須藤 彩子; 佐藤 拓未; 多木 寛; 高野 公秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.473 - 481, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ex-vessel debrisから冷却水へのSrおよびBa溶出挙動の把握は、福島第一原子力発電所における二次的ソースターム評価のため重要である。このメカニズムを理解するためには、ex-vessel debris中のSrおよびBaの分布状態に関する知見が必要となる。模擬コリウムとコンクリートの反応試験の結果、凝固したサンプル中に二層構造((A)上部表面領域のケイ酸ガラス相(((Si,Al,Ca,Fe,Zr,Cr,U,Sr,Ba)-O)リッチ層、(B)内部領域の(U,Zr)O$$_{2}$$相リッチ層)が観測された。SrおよびBaは(A)層に濃集した。((B)層の約1.7倍)熱力学解析により、(U,Zr)O$$_{2}$$相が、コンクリートを主成分とする液相中で2177$$^{circ}$$C付近で凝固することが予測された。その後、残りの液相がケイ酸ガラスとして凝固し、SrおよびBaはケイ酸ガラス相に優先的に溶け込むことがわかった。試験中、(U,Zr)O$$_{2}$$粒子はその高い密度により液相中で下方に沈み、ケイ酸ガラス相は表面層で凝固したことが考えられる。一方、SrおよびBaを含むケイ酸ガラスは水に溶けにくく、化学的に安定していることが予測される。

論文

Radiation dose rate effects on the properties of a laser-induced breakdown spectroscopy system developed using a ceramics micro-laser for fiber-optic remote analysis

田村 浩司; 大場 弘則; 佐伯 盛久; 田口 富嗣*; Lim, H. H.*; 平等 拓範*; 若井田 育夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.405 - 415, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Nuclear Science & Technology)

モノリシックNd:YAG / Cr:YAG複合セラミックを備えたコンパクトな光ファイバー伝送レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)システムを開発し、その特性に対する放射線線量率の影響を、過酷環境下遠隔分析のために調べた。LIBS信号に対する放射線の影響を調べるために、レーザー発振しきい値、出力エネルギー、発振タイミング、時間パルス形状、ビームプロファイルなどのNd:YAGレーザー動作に関連する特性を、0$$sim$$10kGy/hrの放射線量率で変化させて金属ジルコニウムのLIBSスペクトルを照射下で測定した。信号強度は照射により大幅に減少したが、最大放射線量率でも有益なスペクトルが得られた。LIBS関連パラメーターの比較から、信号の減少は主に入射パルスエネルギーの減少に起因した。シンチレーション発光スペクトルも放射線照射中に観測され、その信号強度は線量率とともに直線的に増加した。試験結果は、開発したLIBSシステムが、燃料デブリ探査などの過酷な環境において放射線量率の影響を受けるものの遠隔元素分析およびモニタリングに適用可能であることを示している。

論文

Mechanistic study on the removal of Cs from contaminated soil by rapid ion exchange in subcritical water

福田 達弥*; 高橋 亮*; 原 卓飛*; 尾原 幸治*; 加藤 和男*; 松村 大樹; 稲葉 優介*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.399 - 404, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

As a result of the Fukushima nuclear power plant accident in March 2011, massive amounts of soil were contaminated with radioactive Cs. To remediate the contaminated soil, we are developing a desorption technique for removing Cs from soil using subcritical water. We found that rapid ion exchange of Cs with multivalent cations in subcritical water is an effective desorption technique. To understand the mechanism and structural aspects of this process, in situ observations of the soil layer in subcritical water were carried out by high-energy X-ray diffraction together with pair distribution function analysis, and extended X-ray absorption fine structure analysis. Both the desorption experiments and structural studies indicated that conformational changes of the layer containing Cs$$^{+}$$ under subcritical water conditions promoted intercalation of the hydrated Mg and trapped Cs$$^{+}$$, which facilitated a rapid ion-exchange reaction of Mg$$^{2+}$$ and Cs$$^{+}$$.

論文

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:95.57(Nuclear Science & Technology)

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

論文

Development of an evaluation method for planning of urgent protection strategies in a nuclear emergency using a level 3 probabilistic risk assessment

木村 仁宣; 小栗 朋美*; 石川 淳; 宗像 雅広

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.278 - 291, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子力事故時の緊急時計画策定に資するため、レベル3PRAコードOSCAARを用いた緊急防護措置戦略の評価手法を開発した。OSCAARは、与えられた事故シナリオに対し、事故の初期段階に受ける被ばく線量を計算し、避難、屋内退避、安定ヨウ素剤の服用といった緊急防護措置の実施による被ばく低減効果を評価できる。本研究では、ある事故シナリオに対し、予防的防護措置を準備する区域(PAZ)及び緊急防護措置を準備する区域(UPZ)での緊急防護措置の組み合わせを検討し、これら防護措置を実施した際の被ばく線量をOSCAARで計算した。その後、OSCAARの防護措置モデルに対する感度解析を行い、国際原子力機関(IAEA)の包括的判断基準を下回る被ばく線量に低減させることで防護措置戦略を最適化した。結果として、PAZ内では予防的避難、UPZ内では屋内避難後に避難、コンクリート家屋または一般家屋での屋内退避、安定ヨウ素剤の服用を組み合わせることで、効果的な緊急防護措置戦略を策定することができた。本手法は、事故シナリオに応じた効果的な緊急防護戦略を策定する上で非常に有用である。

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