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論文

原子炉物理分野の研究開発ロードマップ2017; 次世代が考える炉物理の未来

山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治

日本原子力学会誌, 60(4), p.241 - 245, 2018/04

日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。

論文

日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,2; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク

須山 賢也

核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06

経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。

論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

論文

炉物理分野の人材育成の現状と今後の課題

多田 健一; 羽倉 尚人*

炉物理の研究(インターネット), (67), 105 Pages, 2015/03

2014年の日本原子力学会秋の大会において、「炉物理分野の人材育成の現状と今後の課題」という題目で、炉物理部会の企画セッションを実施した。その際に、チェルノブイリ発電所の事故などの前後で、各大学の原子力関係の学生及び炉物理分野の学生の就職動向がどのように変化したかを調査した。また、原子力を志望する学生の数を維持するためには、今の学生や若手研究者・技術者が、どのようなきっかけで原子力業界を志望するようになったのか、また進路選択においてどのような点を重視していたかを把握することが重要である。これらのことを調査するためには、学生や若手研究者・技術者の考えやニーズを直接アンケートで聞き取ることが必要と考え、炉物理部会に関わる学生や若手研究者・技術者を対象にアンケートを実施した。企画セッションにおいて、進路調査及びアンケート結果の概要について紹介したが、時間の関係上、全てを紹介することは困難であった。また、進路調査及びアンケート結果は、今後の人材育成の検討をする上で重要な参考資料になると考えた。本資料は、就職動向調査及びアンケート集計結果を再度詳細に考察し、まとめたものである。

論文

NJOY代替コードの開発の方向性

須山 賢也

炉物理の研究(インターネット), (66), p.11 - 14, 2014/03

我が国独自の核データ処理コードの開発は、以前より重要問題として認識されていた。本稿では、現在原子力機構で実施している当該コードの開発の背景を解説する。

報告書

核変換実験施設の概念検討,4; 核変換物理実験施設の安全性検討

辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機

JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB

加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。

報告書

第一回「モンテカルロシミュレーション」研究会報文集; 1998年9月10-11日、三菱総合研究所、東京

原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会

JAERI-Conf 2000-018, 342 Pages, 2001/01

JAERI-Conf-2000-018.pdf:19.4MB

第一回「モンテカルロシミュレーション」研究会が、1998年9月10日と11日の両日、東京大手町の三菱総合研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所の原子力コード委員会が主催して調べたものである。口頭で、コード開発、並列計算、炉物理、燃焼、臨界、遮蔽、被曝、核融合炉、核融合プラズマ、放射能消滅処理、電磁カスケード、核燃料サイクル施設の21件の報告があった。本報文集は、これらの論文をまとめたものである。

論文

原子炉物理に関する国際会議

井田 俊一*; 須山 賢也; 島津 洋一郎*; 杉野 和輝*; 松本 英樹*; 白木 貴子*

日本原子力学会誌, 42(9), p.903 - 906, 2000/09

ANS主催の標記国際学会が、米国ピッツバーク市のWestin William Penn Hotelにて開催された。本国際会議には、日本を含む28ヵ国から332名(内訳は、米国181,フランス24,韓国18,日本17,ドイツ13,イギリス10,カナダ9,スウェーデン9,ベルギー8,ロシア7ほか)が参加しており、57のセッションと4つのワークショップ(6会場,総発表論文数259)で構成された。会議内容については、2000年を迎えたPHYSORということで、技術的なディスカッションはもとより、次世紀に向けた展望や課題等についても多くの意見交換がなされていた。

報告書

第3回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書; 2000年3月3日, 東海研究所, 東海村

石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道

JAERI-Conf 2000-010, 267 Pages, 2000/06

JAERI-Conf-2000-010.pdf:18.03MB

原研が将来型水冷却炉として研究を進めている低減速スペクトル炉について、所内外の研究者との情報交換を行うことを目的として、「第3回低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成12年3月3日に開催した。本報告書は、その研究会における発表・討論の内容を取りまとめたものである。発表内容は以下のとおりである。(1)低減速スペクトル炉を巡る最近の情勢。(2)プルサーマル計画について。(3)実用化戦略調査研究について。(4)低減速スペクトル炉の設計研究の進展。(5)発電炉・燃料サイクルの長期シナリオと低減速スペクトル炉の導入効果。(6)熱流動実験・解析研究。(7)炉物理実験計画。最後に、低減速スペクトル炉の研究開発に関しての総合討論を行った。

報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

報告書

電磁遷移確率の厳密解とFPアイソマー準位遷移確率に関する研究

和田 浩明

JNC-TN8400 2000-015, 37 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-015.pdf:0.8MB

本報告は、博士研究員として平成9年10月から平成12年3月までに行なった研究内容をまとめたものである。本報告は、大きく2つの内容に分かれている。すなわち、1つは、高エネルギー光による電磁遷移過程の遷移率の厳密解を求める研究である。2つめの研究は、137Cs(n,$$gamma$$)138Cs熱中性子吸収反応で138Csのアイソマー(138mCs)が生成される確率の測定である。1)最近の高エネルギービーム技術の発展により、高エネルギー光の研究に対する関心が高まっている。本研究では、高エネルギー光に対する電気的遷移(El遷移)厳密なものを使い、原子核の波動関数として調和振動子型波動関数を使った。2)放射性核種137Csの熱中性子吸収断面積を高精度化するため、137Cs(n,$$gamma$$)138Cs反応で138mCsが生成される確率を測定し、138mCs生成の寄与を含む断面積を求めた。138gCsと138mCsの両方の崩壊から放射される1436KeV$$gamma$$線の時間変化から、138gCsと138mCsが熱中性子吸収反応で生成される割合を求めた。その結果、138mCsが生成される確率は0.75+-0.18となった。この場合、138mCs生成が熱中性子吸収断面積に与える寄与はこれまでの実験値を9+-2%上方修正させ、熱中性子吸収断面積として$$sigma$$0=0.27+-0.03bが得られた。

報告書

JRR-3Mシリサイド燃料炉心の特性試験

JRR-3管理課; 研究炉利用課

JAERI-Tech 2000-027, p.194 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-027.pdf:8.47MB

アルミナイド燃料炉心を配したJRR-3Mは、平成2年3月22日の初臨界から平成11年9月5日まで運転され、それまでの積算熱出力量は、688,719.9MWHに達した。JRR-3Mは、今回、年間の使用済燃料の発生を抑制するためシリサイド燃料炉心に変更した。JRR-3Mにおいては、原子炉の安全確保を主眼とする炉物理試験を中心としたJRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験を平成11年9月から平成11年11月の期間に行った。本報告は、これらの特性試験により、シリサイド燃料炉心となったJRR-3Mが、以前のアルミナイド燃料炉心と同程度の性能を有していることが確認され、今後燃料の効率的利用と原子炉の安定運転達成の見通しが得られた結果について報告する。なお、JRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験の一環として行われたシリサイド燃料炉心の初臨界は、平成11年9月17日14時38分に達成した。

論文

日本原子力研究所における将来型軽水炉の研究開発

岩村 公道

原子力eye, 46(1), p.19 - 23, 2000/00

日本原子力研究所では、エネルギーの長期的確保を図るため、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等の広範囲なニーズに柔軟に対応できる将来型軽水炉である低減速スペクトル炉の研究開発を進めている。低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉より高くすることで転換比を増大させている。炉心設計においては、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等のアイデアを組み合わせて、最適な炉心概念の創出を目指している。これまでBWRとして、高転換比炉心、長期サイクル型炉心、ブランケット無し単純炉心を、PWRとして、プルトニウム多重リサイクル型炉心の概念を創出した。本炉を実現するためには、今後炉物理研究、熱流動研究、実証試験計画等の検討を進める必要がある。

報告書

Analysis of the Rossendorf SEG experiments using the JNC route for reactor calculation

Dietze, K.

JNC-TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-99-089.pdf:0.66MB

核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。

報告書

改良オーステナイト鋼の炉内クリープひずみ挙動評価式の策定

水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘

JNC-TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10

JNC-TN9400-99-082.pdf:1.52MB

FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405$$sim$$605$$^{circ}C$$の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。

報告書

Development of accelerating unit for high beam current

中山 元林; 遠山 伸一; 野村 昌弘; 平野 耕一郎; 山崎 良雄; 佐藤 勇

JNC-TN9400 99-073, 18 Pages, 1999/08

JNC-TN9400-99-073.pdf:0.57MB

線形加速器だけでなく、円形加速器や蓄積リングを含めた大電流加速器として進行波還流型加速構造を提案する。その構造は常伝導の加速構造であるが、連続波でビーム電流を10Aまで加速することが可能である。このような加速管では大電流においてビーム不安定性による共鳴電界が発生し易く、空洞内で発生した高次モードを消すためにはビーム輸送の口径を大きくする必要がある。このような加速構造は、高効率であるだけでなく大電力入力も可能であり、また励起モードの蓄積エネルギーも非常に小さい。このような加速管は、シングルモード型と呼ばれており、円形加速器の位相安定化のためビームがRFの最適位相からずれても、空洞のデチューニングは必要としない。本報告書では、このような特徴を有する大電流加速管について、検討結果を報告する。

報告書

Passive electromagnetic NED for mechanical damage inspection by detecting leakage magnetic flux, 1; Reconstruction of magnetic charges from detected field signals

陳 振茂; 青砥 紀身; 加藤 章一

JNC-TN9400 99-061, 32 Pages, 1999/07

JNC-TN9400-99-061.pdf:0.95MB

本報告書では、自然磁束漏洩からき裂・損傷を非破壊的に検査する研究の一環として、測定した磁束信号より材料における磁荷分布(損傷による)の再構成を行った。この代表的な非適切問題には最小自乗法に基づいた反復計算アルゴリズムを用いた。問題を適切化するために初期値、重み係数及び反復計算の回数の選び方を検討した。シミュレーション信号を用いた再構成結果より、本手法がノイズの少ない信号に対して有効であることを確認した。ノイズに対するロバースト性を向上するために、ウェーブレットをガラキン法に適用した手法をシステム方程式の離散化に導入した。最小自乗法と比較した結果、ウェーブレットを用いた手法はS/N比の低い信号に対しても有効であることが判った。本報告書では最小自乗法に基づいた手法を1次元及び2次元の磁荷分布、ウェーブレットを用いた手法を1次元の磁荷の再構成に適用し、提案した手法の妥当性を実証した。

報告書

第32回IAEA/IWGFR定例年会報告

有井 祥夫

JNC-TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07

JNC-TN9200-99-009.pdf:17.27MB

平成11年5月18日$$sim$$19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、1999$$sim$$2000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日$$sim$$18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。

報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC-TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%$$delta$$k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1$$sim$$1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

報告書

ハンデル負荷追従試験解析のためのFEMAXI-ATRコ-ドの改良・整備

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-003.pdf:2.72MB

負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。

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