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論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning, 2

関 美沙紀; 石川 幸治*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2019, P. 279, 2020/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、これまで行ってきた湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の溶液pHの最適条件を求めることを目的とした。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてpH=5$$sim$$11にてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は放射化分析を行った。この結果、pH=7, 9にてAl全量の固体としての回収が可能であることが分かった。また、廃液中にはCr-51及びNa-24が含まれることが分かった。Cr-51は全ての条件にて同等の回収率であった。一方でNa-24は中和の際に生成されるNaCl量が相対的に多いことから、溶液中のNa-24が増加したと考えられる。

論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。

報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「地層処分技術に関する研究開発」(中間評価)

地層処分研究開発推進部

JAEA-Evaluation 2019-010, 69 Pages, 2020/01

JAEA-Evaluation-2019-010.pdf:2.54MB
JAEA-Evaluation-2019-010-appendix(CD-ROM).zip:13.88MB

日本原子力研究開発機構は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、平成30年11月8日に「地層処分技術に関する研究開発」に係る中間評価を地層処分研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、地層処分研究開発・評価委員会は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」等に則り事前に定めた評価手法に従い、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度-平成30年度の研究開発の実施状況について、評価を行った。本報告書は、地層処分研究開発・評価委員会より提出された中間評価の検討過程やその結果を取りまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。

論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2018, P. 257, 2019/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の開発を行った。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は、放射化分析を行った。この結果、Al合金内に含まれる不純物$$^{51}$$Crおよび$$^{59}$$FeはAl成分と分離することができ、低レベルのAl(OH) $$_{3}$$の抽出が可能であることが示唆された。今後、Al(OH)$$_{3}$$の焼成温度の最適化を図り、安定なAl$$_{2}$$O $$_{3}$$を製作する条件を決定する。

報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

論文

幌延深地層研究センターゆめ地創館および地下研究施設を活用したリスク・コミュニケーション

大澤 英昭; 野上 利信; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.45 - 55, 2019/06

日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、国民のみなさまの地層処分技術に関する研究開発および地層処分の理解を深めることを目的に、ゆめ地創館および地下研究施設を活用してリスク・コミュニケーションを実施してきた。本稿では、2013$$sim$$2017年度、これらの施設の見学後に実施しているアンケート調査の結果を分析した。その結果は、理解度が深まると、長期の安全性についてはより不安な要素としてクローズアップされていることを示唆している。また、地下研究施設を見学している回答者の方が、見学していない回答者と比較して、地層処分の必要性,適切性,安全性をポジティブに評価していることなどから、本施設の見学が、地層処分の理解にとって貴重な体験になっていることが示唆される。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分施設の立地調査受容に信頼と手続き的公正が及ぼす影響

大澤 英昭; 大友 章司*; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*

人間環境学研究, 17(1), p.59 - 64, 2019/06

本研究では、手続き的公正及び信頼が、高レベル放射性廃棄物地層処分施設の立地の受け入れに及ぼす影響を確認するため、意見の反映状況で手続き的公正の高低を操作するシナリオと、価値の類似性で信頼の高低を操作するシナリオを用いて、シナリオ実験を行った。その結果は、手続き的公正及び信頼は、立地の受け入れに影響を与えていること、信頼が低い時ほど、手続き的公正が立地の受け入れに与える影響が強くなることを示している。

論文

Importance of root uptake of $$^{14}$$CO$$_{2}$$ on $$^{14}$$C transfer to plants impacted by below-ground $$^{14}$$CH$$_{4}$$ release

太田 雅和; 田中 拓*

Journal of Environmental Radioactivity, 201, p.5 - 18, 2019/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:52.23(Environmental Sciences)

放射性廃棄物地下処分施設から漏洩する$$^{14}$$CH$$_{4}$$は、土壌中で微生物による酸化を受けて$$^{14}$$CO$$_{2}$$となる。既存の$$^{14}$$C移行モデルでは、土壌中$$^{14}$$CO$$_{2}$$の植生への移行が主に葉面吸収によって起こることが仮定されている。一方、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収の影響は把握されていない。本研究は、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収が植生への$$^{14}$$C移行に及ぼす影響を評価するため、土壌中の$$^{14}$$CH$$_{4}$$の輸送と酸化をモデル化し、これを陸面$$^{14}$$CO$$_{2}$$移行モデル(SOLVEG-II)に組み込んだ。モデルによる土壌中$$^{14}$$CH$$_{4}$$移行の計算性能は、深部土壌への$$^{13}$$CH$$_{4}$$注入の野外実験データを用いて検証した。次に、モデルを地下水面(深度1m)からの$$^{14}$$CH$$_{4}$$の連続放出時の陸面$$^{14}$$C移行に適用した。土壌中で根が浅く分布(深度11cm)する状況では、植生への$$^{14}$$C移行では$$^{14}$$CO$$_{2}$$の葉面吸収の影響が支配的となり、葉への$$^{14}$$C蓄積の80%に寄与した。一方、根が地下水面近くまで分布(深度97cm)する状況では、葉への$$^{14}$$C蓄積の半分以上(63%)が経根吸収によってもたらされた。更に、メタン酸化が土壌深部(深度20cmあるいは80cmまで分布)で起きた場合には、葉に蓄積した$$^{14}$$Cの全量が経根吸収によってもたらされた。これらの結果から、根が地下水面近くまで分布し、$$^{14}$$CH$$_{4}$$の酸化が土壌深部で起きる場合は、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収が植生への$$^{14}$$C移行において支配的となることが明らかとなった。

論文

Environmental research on uranium at the Ningyo-Toge Environmental Engineering Center, JAEA

佐藤 和彦; 八木 直人; 中桐 俊男

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターは、2016年にウランと環境研究プラットフォームを公表し、その新しいコンセプトのもとにウラン廃棄物の処理処分に係る研究の一環として環境研究を開始した。環境研究は、廃棄物に含まれる主要な放射性元素であるウランの特徴を基に、環境中での分布及び挙動に関連する5つのテーマから構成される。環境研究の背景及び各研究テーマの状況について報告する。

報告書

研究施設等廃棄物の埋設処分に係る共通的な非破壊外部測定装置の基本システムの検討

出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 天澤 弘也; 本山 光志*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-018, 39 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2018-018.pdf:2.8MB

日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、個々の埋設対象廃棄物の放射能濃度が許可を受けた最大放射能濃度を超えないこと及び埋設対象廃棄物における総放射能量が許可を受けた総放射能量を超えないことが必要となる。このため、個々の埋設対象廃棄物の放射能量が、埋設する総物量の観点から過度に保守的な評価とならないことが重要となり、特に数量が多いく放射能濃度が極めて低いトレンチ埋設処分対象廃棄体については、その放射能濃度の下限値をクリアランスレベル程度まで評価することが望まれる。本報では、これまでの試験研究炉における放射能濃度の評価方法の検討結果から、非破壊外部測定法の適用が想定されているCo-60, Cs-137, Nb-94, Ag-108m, Ho-166m, Eu-152, Eu-154等の$$gamma$$線放出核種については、モデル計算等によりその 成立性を検討し、最も測定が難しい鋼製角型容器に収納した場合においてもこれらの核種をクリアランスレベル以下まで測定可能な見通しを得るとともに、その結果に基づき当該装置に必要な性能と基本システムを整理した。

報告書

多様な処分概念に共通して利用可能な生活圏評価手法の整備

加藤 智子; 深谷 友紀子*; 杉山 武*; 中居 邦浩*; 小田 治恵; 大井 貴夫

JAEA-Data/Code 2019-002, 162 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2019-002.pdf:2.78MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により発生した放射性廃棄物(事故廃棄物)は、通常の廃止措置で生じる廃棄物に比べて放射能のレベルや汚染の状況等が多岐にわたりその物量も大きい。このような事故廃棄物を安全かつ合理的な方法で処分するためには事故廃棄物の特徴を考慮した適切な処分概念の構築が必要である。適切な処分概念の検討を施設の設置場所を特定しない条件で実施する場合は、処分深さやバリア構成など、処分概念に依存して決まるモデルやパラメータをそれぞれの概念に応じて適切に設定するとともに、処分概念に依存しないモデルやパラメータは共通の設定として安全評価を行うことが望ましい。処分の安全評価においては、処分の安全性を示す指標のひとつである「線量」で性能の相違を示すことが有用である。生活圏評価モデル・パラメータセットおよびそれらを用いて算出された「線量への換算係数(生活圏に流入した放射性核種の量を人間への影響に換算する係数)」は、本来、処分概念に依存しないものである。しかしながら、既往の検討(浅地中・中深度・地層処分)における生活圏評価モデルやそれに用いるパラメータセットは、必要の都度整備されており、検討を行った年代や目的等に応じて異なる。そこで、地下水移行シナリオを対象として、多様な処分概念に共通的に利用可能な生活圏評価モデル・パラメータセットを提示するとともに、このモデルおよびパラメータセットを用いて、線量への換算係数を算出した。この線量への換算係数を適用することにより、複数の処分概念間での性能の相違を、処分概念に依存する部分に焦点を当てて相互比較することが可能となった。

論文

処分と資源化; より安全な処分と安心できるリサイクル

西原 健司

ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.28 - 31, 2019/03

本プロジェクトでは従来の高レベル放射性廃棄物に含まれていた長寿命の核分裂生成物(LLFP)を分離し短寿命化するとともに、資源化可能な元素を分離する。LLFPの短寿命化によって、地層処分に代わり、数十mの浅い地中に安全要求を満たして処分できる可能性があることが示された。また、資源化可能な元素を安心して再利用できるように、考え得る被ばく経路に対して評価を行い、安全な放射能濃度を推定した。

論文

高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減

西原 健司

ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.130 - 133, 2019/03

高レベル放射性廃棄物には様々な特性の物質が含まれている。これらを特性ごとに分離し、適切に対処することで処分場の負荷を低減することができる。本プロジェクトではこれらのうち長寿命の核分裂生成物(LLFP)の短寿命化に取り組んだが、この技術が実現されると、高レベル放射性廃棄物は放射能が小さい新しい放射性廃棄物となる。新しい放射性廃棄物の処分方法を検討した結果、現在、低レベル放射性廃棄物に対して検討されている中深度処分が適している可能性があることが分かった。中深度処分は、従来の高レベル放射性廃棄物に適している地層処分に比べ、浅い場所に小規模に処分する方法である。これを新しい放射性廃棄物に適用した場合の安全性評価を実施し、今回、本プロジェクトが取り組んだ4つのLLFPについては、安全に処分できる可能性があることが分かった。

論文

高レベル放射性廃棄物の管理方策の選択に関する意思決定プロセス; スイスと英国を例として

大澤 英昭; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*; 大友 章司*

社会安全学研究, 9, p.145 - 160, 2019/03

スイスと英国を事例に、高レベル放射性廃棄物の管理方策に関する意思決定プロアセスを、文献レビューに基づき比較した。その結果は、全体の流れは共通しており、評価基準と方法の決定、HLW管理方策のオプションの評価、オプションの選定の流れで行われていることを示している。管理方策の比較の基準は、安全性、世代間公正性が重要であるとされた。また、世代間公正に関しては、現在の世代ができる限り早急にできることをする責任があるという点を重視する立場「今取り組む」と、将来の世代に自らの選択をさせる自由を与える、すなわち将来世代が責任(選択の権利)を取れるように情報と補償を提供する義務が現世代側にあるとする立場「後まで置いておく」とが共通のトレードオフになっていた。これらトレードオフになっている2つの価値観を考慮して熟議することにより、地層処分を忌避する価値観が緩和され、結果的に回収可能性を考慮した地層処分概念が選択された。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分施設のサイト選定に関する意思決定プロセス; スイスと英国を例として

大澤 英昭; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*; 大友 章司*

社会安全学研究, 9, p.161 - 176, 2019/03

公募方式を採用している英国と安全性を最優先にスクリーニングする方式を採用しているスイスを事例に、高レベル放射性廃棄物地層処分施設のサイト選定に関する意思決定プロセスを、文献レビューにより比較した。その結果、公募方式を採用している英国は、サイト選定の公正さは、自発的参加、撤退権、パートナーシップ、福祉の向上により実現できるという考えに基づいている。一方で、安全性を最優先にスクリーニングする方式を採用しているスイスは、自分の地域の属性を知らない状況で、処分場建設の選定基準として何が重要かについて共通の認識も持つことができれば、もしも自分の地域が候補地に選定されたとしても、その手続きは公正だとあらかじめ合意していたので、その結果を受け入れざるを得ないと判断する、といった無知のヴェールの考えにそったサイト選定方式を考えられる。

報告書

ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書

下村 祐介; 佐藤 拓也; 福井 康太; 工藤 健治; 吉岡 龍司

JAEA-Review 2018-023, 220 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-023.pdf:15.6MB

平成27年9月11日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター廃棄物管理施設の固体集積保管場IIにおいて、アスファルト固化体封入ドラム缶(アスファルトドラム缶)4缶からアスファルトの漏えい跡が確認された。また、その後の点検において、平成27年11月10日にアスファルトドラム缶1缶からアスファルトの漏えい跡が発見された。さらに、平成27年12月2日には、アスファルトドラム缶1缶に、アスファルトの漏えい跡は無いが上蓋の腐食が激しいものが確認された。アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい跡について、原因の調査と対策を検討するため、「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る検討作業部会」を設置し、対応が進められた。具体的な検討事項は、(1)アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい原因の特定、(2)アスファルトドラム缶の腐食(錆)発生原因の特定、(3)アスファルトドラム缶のアスファルト漏えい及び腐食(錆)の再発防止対策である。本報告書は、当該作業部会でまとめられた報告書「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書」を基に、その後の書類調査によって明らかになった内容を含めて再構成したものである。

論文

原子力分野における分光分析手法の紹介

日下 良二

分光研究, 67(6), p.239 - 240, 2018/12

本稿では原子力分野外の読者を対象に、日本原子力研究開発機構(JAEA)と量子科学技術研究開発機構(QST)の共同研究によって開発された分光分析手法を解説した。解説した手法は、使用済燃料に含まれる$$^{107}$$Pd同位体を、レーザー誘起光還元法と誘導プラズマ質量分析計(ICP-MS)を用いることによって定量分析することに成功した手法である。使用済燃料に含まれる放射性同位体の定量分析の重要性と、その分析の難しさや問題点を解説した上で、本手法の原理、利点、さらには、今後の応用について記述した。

論文

無知のヴェールによる決定方法は社会的受容を高めるか?; 日本における高レベル放射性廃棄物地層処分候補地選定を題材とした仮想シナリオ調査

大沼 進*; 広瀬 幸雄*; 大澤 英昭; 大友 章司*; 横山 実紀*

日本リスク研究学会第31回年次大会講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/11

高レベル放射性廃棄物地層処分候補地が決まらない理由の一つに、仮に必要性が理解できたとしても自分の居住地が候補地になってほしくないため、候補地名が上がった途端に反発が生じることがあげられる。そこで、誰もが潜在的に当事者となり得る状況(無知のヴェール下)であらかじめ決め方に合意し、その決め方で決まったならば、受容しやすくなるだろうか。日本全国を対象に調査を実施した。その結果、無知のヴェールによる決定方法は現状の政策よりも受容の程度が高く、無知のヴェールによる決め方で自分の居住地が候補地になったとしても現状の政策よりは受容が高かった。さらに、現状の政策は手続き的公正の評価が低いが、無知のヴェールによる決定は肯定的に評価されていた。

論文

Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10

東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。

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