検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 241 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

論文

Behavior of high burnup advanced fuels for LWR during design-basis accidents

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09

高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。

論文

Modification of ring tensile test for LWR fuel cladding

杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.912 - 932, 2005/10

反応度事故条件下では膨張する燃料ペレットとの機械的相互作用により高燃焼度燃料被覆管が破損し得る。被覆管の破損限界を評価するため、ジルカロイ被覆管の機械特性を適切に測定するためのリング引張試験の改良を行った。その結果、試験片の摩擦や曲げモーメントに起因する不要因子を最小限にする試験手法及び試験片形状を開発した。その手法を非照射ジルカロイ4被覆管に適用し、機械特性の水素吸収量及び温度に対する依存性を評価した。水素濃度700ppm以上においては、300から473Kまでの温度範囲において明確な延性の増大が見られた。一方、500ppm以下の場合は300から573Kの温度範囲において延性の温度依存性が比較的小さいことを明らかにした。

論文

NSRR RIA-simulating experiments on high burnup LWR fuels

更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.633 - 645, 2005/10

NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動の研究を行っている。最近実施したOI-10及び-12実験では燃料破損には至らず、OI-11実験では破損時エンタルピが高いという結果を得た。これらの結果は、PWR運転中の耐食性が向上した新型被覆管の性能を反映しており、これらの被覆管を備えた燃料はジルカロイ4被覆燃料に比べてより大きな安全裕度を有すると言える。加えて、大粒径ペレットによる粒界ガス蓄積量の低減は、OI-10実験で観測されたように、RIA時のFPガス放出量を抑制し得る。VA-1実験は燃焼度78MWd/kgUのMDA被覆PWR燃料に対して実施した。高い燃焼度及び約81$$mu$$mという厚い酸化膜にもかかわらず、破損時エンタルピは燃焼度50$$sim$$60MWd/kgUで40$$mu$$m程度の酸化膜を持つ燃料に対する結果と同程度だった。この結果は、ペレットの固体熱膨張がPCMIの主要因であるため、ペレット周辺部の高燃焼度組織(リム組織)が破損時エンタルピの低下に及ぼす影響は小さいことを示唆している。

論文

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.93(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

論文

RIA-simulating experiments on high burnup PWR fuel rods with advanced cladding alloys

杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久

Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09

改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO$$_2$$燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25$$mu$$m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。

論文

LOCA and RIA studies at JAERI

杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志

HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05

軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。

論文

Neutronics design for lead-bismuth cooled accelerator-driven system for transmutation of minor actinide

辻本 和文; 佐々 敏信; 西原 健司; 大井川 宏之; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), p.21 - 36, 2004/01

 被引用回数:100 パーセンタイル:0.92(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチニド核変換のための鉛-ビスマス冷却加速器駆動炉(ADS)の核設計を行った。ADSのこれまでの研究で、燃焼反応度とピーキング係数が大きいという2つの問題が指摘されていた。この問題を解決するために、設計パラメータがADSの核特性に与える影響を調べた。ここで取り上げた設計パラメータは、初装荷Pu量,核破砕ターゲットと炉心の間へのバッファ領域、及び燃料のゾーン装荷である。パラメータサーベイ計算では、燃焼とリサイクルからなる燃焼サイクルを考慮した。その結果、燃焼反応度は初装荷Pu量に依存することがわかった。さらに、反応度係数を用いて適切な実効増倍率の評価も行った。その結果、提案しているADSに対しては、実効増倍率の最大値を0.97とすることにした。以上の結果から、バッファ領域を設置し、燃料のゾーン装荷を行った新しい炉心概念を提案した。

論文

小型低減速軽水炉の設計

大久保 努; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 山内 豊明*; 有冨 正憲*

日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.245 - 246, 2003/08

これまで培われてきた軽水炉技術をベースとしつつ、プルトニウムの多重リサイクルが可能な低減速軽水炉を対象とした300MWe級の小型炉の設計検討を実施した。炉心に関しては、1.0を超える転換比と負のボイド反応度係数を達成するとともに、燃焼度65GWd/tでサイクル長25ヶ月の自然循環冷却可能な炉心の設計を達成した。システムに関しては、小型炉におけるスケール・デメリットの克服のために、受動的安全機器等の導入も実施して、システムの単純化・簡素化を図り、本炉の初号機ベースでは、単位出力当たりの建設単価において、ABWRと比較してスケール・デメリットを1.35倍程度まで抑制できる見通しを得た。さらに、小型炉において期待できる量産効果や複数基発注効果等を考慮すると、ABWRと同程度以下の建設単価を達成できる見込みである。

報告書

棒状燃料格子間隔1.5cmのSTACY非均質炉心の核特性解析

曽野 浩樹; 深谷 裕司; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-065, 61 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-065.pdf:3.11MB

日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYでは、2003年度に、非均質炉心での臨界実験が計画されている。当該炉心は、硝酸ウラニル溶液($$^{235}$$U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmの二酸化ウラン棒状燃料($$^{235}$$U濃縮度5wt%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的とする核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRAC,断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。計算された核特性値からそれらを補間するための簡易推定式及び当該炉心の核的制限値を評価した。また、当該実験のすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。

報告書

Evaluation of neutronic characteristics of STACY 80-cm-diameter cylindrical core fueled with 6% enriched uranyl nitrate solution

柳澤 宏司; 曽野 浩樹

JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB

定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。

報告書

PWR型低減速軽水炉心の設計研究; シード・ブランケット燃料集合体採用炉心の検討

嶋田 昭一郎*; 久語 輝彦; 大久保 努; 岩村 公道

JAERI-Research 2003-003, 72 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-003.pdf:3.82MB

PWR型低減速スペクトル炉心設計研究の一環として、軽水冷却のシード・ブランケット燃料集合体採用炉心の検討を行った。最適化検討の結果、シード13層・ブランケット5層の集合体を採用し、この集合体を163体配列した炉心についてMVP-BURNによる計算を行い、次の炉心性能が得られた。3バッチ取替え方式で、各サイクルの運転期間15ヶ月とすると、取り出し燃料燃焼度は集合体平均(内部ブランケットを含む)約25GWd/tである。転換比は約1.0で、ボイド反応度係数はBOCで約-26.1pcm/%void,EOCで-21.7pcm/%voidである。Pu中に約10%のMAを混入させると、同じ燃焼度を得るためには転換比が約0.05減小する。ボイド反応度係数は大幅に増加するので、対策が必要である。また、全Pu重量の約2%のFPが同伴すると、反応度が約0.5%$$Delta$$k/kだけ減少し、ボイド反応度係数は多少正側に移行するが、いずれも設計余裕の範囲である。プルトニウムマルチリサイクルの検討として、サイクル末期に取り出された燃料を再処理して得られるプルトニウムをリサイクルする計算を第4サイクルまで行った。MA,FPのリサイクルは考慮していない。Pu富化度15.5wt%でマルチサイクルが可能である。

論文

Design study on Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) core for plutonium multiple recycling

大久保 努; 岩村 公道; 竹田 練三*; 山内 豊明*; 岡田 祐之*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00

軽水炉技術をベースとして、プルトニウムの多重リサイクルによる燃料の有効利用を目的として、低減速軽水炉の研究開発が進められている。この原子炉は、持続的なプルトニウム・リサイクルの観点から、MOX燃料を使用して1.0を超える転換比の達成が可能である。特に、プルトニウム多重の観点から、現行のピューレックス再処理法よりも低い除染係数を持つ先進的再処理法に関して、プルトニウム多重リサイクル時の炉心特性を検討し、1.0を超える転換比と負のボイド反応度係数の達成が可能であること等を示した。

論文

Mechanisms of positive temperature reactivity coefficients of dilute plutonium solutions

山本 俊弘; 三好 慶典

Nuclear Science and Engineering, 142(3), p.305 - 314, 2002/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.51(Nuclear Science & Technology)

希薄プルトニウム溶液における正の温度反応度係数について摂動論及び四因子公式に基づき考察した。溶液燃料の温度係数は、随伴中性子束またはηf値が0.05eVから0.2eVの範囲で中性子エネルギーとともに上昇する場合に正になる。Pu-239に比べてPu-241は、その捕獲断面積のエネルギー依存性ゆえに、プルトニウム溶液の温度係数を正にする傾向を持つ。Pu-241が時間とともにAm-241に崩壊するにつれて溶液の温度係数はより正の方向に変化する。ホウ素やガドリニウム等の中性子吸収材のおおかたは、エネルギー上昇とともに0.05eVから0.2eVの範囲で捕獲断面積が減少するために、可溶性毒物として用いるとより濃度の高いプルトニウム溶液に対しても温度係数が正になる。例外的に、カドミウムやサマリウムは、希薄プルトニウム溶液に溶解しても温度係数を負に維持することができる。固定吸収体は、その吸収特性如何に関わらず、一般的に温度係数を負にする傾向を持つ。

論文

Design of small Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) with natural circulation cooling

大久保 努; 鈴木 元衛; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

出力300MWe程度の小型低減速スペクトル炉(RMWR)概念の検討を進めている。炉心の設計としては、1を超える高転換比達成のために、高い炉心平均ボイド率のBWR型炉概念に基づいた稠密格子燃料棒配列を導入した。同時に、負のボイド反応度係数の達成も要求され、非常に扁平な短尺炉心概念採用した。この炉心の設計は、炉心の自然循環冷却を可能とするうえでも不可欠なものである。この炉心の設計で、60GWd/tの燃焼度と24ヶ月の運転サイクルも達成可能である。システムの設計としては、自然循環冷却に加え、受動的安全機能を採用してシステムの単純化を図ることを、プラントコストを低減させる基本的な方策とした。その例として、ポンプを使用する高圧注水系を受動的な蓄圧注水系に変更して、非常用ジーゼル発電機を削減することができ効果的にコスト低減を行った。これにより関連機器のコストを20%低減出来た。また、RMWRのMOX燃料のプルトニウム富化度は約30wt%で高燃焼度となるため、燃料安全評価を実施し、先ず熱的な成立性の観点から許容範囲内であるとの結果が得られた。

論文

Experiments and analyses on sodium void reactivity worth in uranium-free fast reactor at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.729 - 735, 2002/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プルトニウム燃焼用高速炉のナトリウムボイド効果の予測精度を評価することを目的として、FCAにおいてウラン・フリー高速炉を模擬した体系を構築した。比較検討のため、プルトニウム及び炭素ボロンの反応度価値も、ナトリウムボイド反応度価値とともに測定した。プルトニウムサンプル反応度価値の軸方向分布と、4種の$$^{10}$$B濃縮度に対する炭化ボロンサンプル反応度価値は、いずれも精度良く計算できていることがわかった。ナトリウムボイド反応度価値に関しては、特に非漏洩成分の予測精度が悪いことがわかった。計算と実験の不一致は、ウラン・フリー高速炉における非漏洩成分のエネルギー依存性が特殊であることに起因している。

論文

Evaluation of photon shielding capability for epithermal neutron detection during reactivity-initiated power burst experiments

柳澤 宏司; 中島 健; 大野 秋男; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.800 - 803, 2002/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)における反応度投入出力バースト実験における出力履歴の評価のために、熱外中性子検出用の遮蔽体系について光子遮蔽能力を評価した。連続エネルギーモンテカルロコードにより、三種類の遮蔽体系について検出器位置での光子照射線量率と中性子検出率を計算した。計算結果より、中心からポリエチエン,カドミウム板,鉛の順番で遮蔽体系を構成した場合には、カドミウムの中性子捕獲$$gamma$$線を効果的に遮蔽できないことがわかった。また、この捕獲$$gamma$$線は熱中性子の反応によって生じるため、熱中性子の検出時間遅れと同様に捕獲$$gamma$$線が時間遅れを伴って影響する可能性があることが示された。この問題を解決するために、カドミウムを遮蔽体系の外側に配置し、その内側にポリエチレン,鉛を配置した遮蔽体系を提案し、カドミウムの捕獲$$gamma$$線を大きく低減できることを示した。また、提案した遮蔽体系では中性子検出感度もまた増加することが示され、TRACYの出力履歴評価のための熱外中性子検出器の遮蔽として有効であることがわかった。

論文

Evaluation of power history during power burst experiments in TRACY by combination of $$gamma$$-ray and thermal neutron detectors

柳澤 宏司; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.597 - 602, 2002/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$線及び熱中性子検出器を用いた組合せ法を、過渡臨界実験装置(TRACY)の反応度投入による出力バースト実験時の出力履歴の正確な評価に新たに適用した。初期バースト時には、短いバースト持続時間内の実際の出力履歴を正確にトレース可能であることから、出力履歴は高速応答$$gamma$$線電離箱によって測定した。初期バースト後は核分裂生成物からの遅発$$gamma$$線の寄与により$$gamma$$線電離箱は適用できないため、高濃縮ウランのマイクロ核分裂電離箱を出力履歴の測定に用いた。今回の方法により、1.50から2.93$の反応度投入による実験について出力履歴を評価した。この結果、マイクロ核分裂電離箱のみを用いた従来の方法によるピーク出力及び出力ピークまでの積分出力は、今回の評価結果に対してそれぞれ最大40%,30%過小評価することが明らかになった。モンテカルロ法による数値シミュレーションによって、この過小評価はTRACY炉心から核分裂電離箱までの中性子の飛行時間に起因した時間遅れを考慮することによって理解できることが示された。

論文

Determination of $$gamma$$-ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions

柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16(Nuclear Science & Technology)

臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の$$gamma$$線による線量評価のために、$$gamma$$線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの$$gamma$$線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの$$gamma$$線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。

報告書

モックアップ試験装置を用いたJCO沈殿槽の熱特性シミュレーション試験

渡辺 庄一; 三好 慶典; 山根 祐一

JAERI-Tech 2002-043, 93 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-043.pdf:6.74MB

ウラン加工工場臨界事故では、初期バースト出力に引き続き、プラトー部では熱的に有意な出力レベルが持続した。一連の事故出力変化は、JCO東海事業所の$$gamma$$線エリアモニタの観測データとして記録されている。この有意な出力レベルが持続した要因として、JCO沈殿槽の冷却水ジャケットの水が流れていたことが挙げられる。また、緩やかな出力降下が観測されたが、主な要因として燃料溶液からの水分蒸発効果が考えられる。観測された出力を再現し得る熱的な条件について知見を得ることを目的として、JCO沈殿槽の本体部を模擬したモックアップ試験装置を製作し、一点炉近似動特性方程式を解いて得られた出力に基づき電気ヒータ出力を制御する方法により、プラトー部での熱特性シミュレーション試験を行った。主な試験パラメータは、初期投入反応度に対応する初期溶液温度及び熱除去にかかわる冷却水流量である。試験では有意な水分蒸発量が測定され、反応度約2.5ドルの場合にプラトー部での観測値を再現する結果が得られた。

241 件中 1件目~20件目を表示