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添加によるマグネシウムボロハイドライドMg(BH
)
の水素放出反応の低温化効果Li, H.-W.*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 秋葉 悦男*; 折茂 慎一*
日本金属学会誌, 77(12), p.627 - 630, 2013/12
被引用回数：4 パーセンタイル：65.99(Metallurgy & Metallurgical Engineering)マグネシウムボロハイドライドは、高い水素重量密度を持つ有力な水素貯蔵材料候補であるが、脱水素化温度が600K程度と高いことが実用化を妨げている。本研究においては、マグネシウムボロハイドライドに塩化チタンを添加することによって、脱水素化開始温度が360Kまで低下することを見出した。X線回折を用いた構造解析及び熱力学的解析の結果、塩化チタンはマグネシウムボロハイドライドと混合した段階においてすでに分解しており、チタン原子はマグネシウム原子との複合ボロハイドライドを形成していることが示唆された。この結果は、すでに報告されているX線吸収分光による結果と一致しており、この複合ボロハイドライド形成が脱水素化温度低下を促していることが示された。
林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.317 - 323, 2005/07
被引用回数：10 パーセンタイル：39.62(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料であるトリチウムの安全貯蔵とその効率的な計量の観点から、ZrCo金属間化合物を用いた通気式熱量計量方式による「その場」トリチウム計量機能付き貯蔵ベッドを開発し、計量精度: 
1%のITERの要求性能を実証するとともに、試験的に実用に供して総合的実証を進めている。本ベッドは、一次容器内にZrCo金属間化合物700gを充填したもので、ZrCoT1.8として約25g-T2,約100Lの水素同位体ガスを貯蔵できる。また、ZrCoの一次容器内に螺旋状の配管を有し、この配管内部にHeガスを循環することにより、貯蔵したトリチウムの崩壊熱を循環Heの温度上昇として計測し、トリチウム貯蔵量を計量できる構造となっている。今回は、長期保管後の計量性能の確認のため、約13gの純トリチウムの7か月間の安定貯蔵、及び約5gのトリチウムを同量の重水素で希釈したガスの5年4か月間の安定貯蔵の前後にくり返し熱量計測を実施し、初期の計量性能と比較した。その結果、計測条件(一次容器内に蓄積する3Heガス圧など)を整えることにより、初期の計量感度(約0.2g)及び精度(約0.05g)を維持できること、などを確認し、現状までのトリチウム貯蔵においては計量性能の劣化はないことを確証した。
佐伯 正克
第5版実験化学講座22; 金属錯体・遷移金属クラスター, p.200 - 209, 2004/03
第5版・実験化学講座・第22巻「金属錯体・クラスター」の2章24節「希土類金属(アクチニド)錯体」に対して依頼された原稿である。内容は、アクチニド元素の錯体合成に対する一般的注意,6種類のウラン6価の錯体の合成法及びその性質,二酸化ネプツニウムからのネプツニウム5及び6価貯蔵液の調整法,11種類のネプツニウム5価錯体及び1種類の7価錯体の合成法及びその性質に対する解説である。
桜井 淳; 野尻 一郎*
JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10
本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。
楠 剛; 国府田 信之; 内山 順三*
第24回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.149 - 156, 2003/00
日本原子力研究所では、最長で約20年間、炉心及び使用済燃料貯槽で湿式環境下にあった研究炉JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を安全に長期間保管するために、昭和57年3月に乾式の使用済燃料貯蔵施設(DSF)を建設した。貯蔵施設は、貯蔵設備,循環系設備,同機器室及び監視室から構成される。貯蔵設備は、コンクリート遮蔽体と100個の保管孔で構成され、1つの保管孔に使用済燃料を密封した1個のステンレス鋼製容器を貯蔵している。循環系設備は、保管孔と直結された給・排気管,ヘッダ及び循環ブロア等から構成され、系内の空気を循環し、保管孔内を負圧に保つ設備である。また、循環系設備は放射線モニタリング設備としての役割を有している。本施設は、臨界安全性,放射線遮蔽及び耐震性等の核燃料施設として安全上要求される事項を満足するように設計が行われており、昭和57年の供用開始以降、安全に1798本の使用済燃料要素の貯蔵を続けている。
塩川 佳伸*; 山村 朝雄*; 渡邊 宣隆*; 梅北 哲史*
JAERI-Tech 2002-017, 50 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-017.pdf:2.69MB
U,Np,Pu,Amの電気化学的性質を電池活物質としての観点から検討した。熱力学的性質と電極反応速度に関する理論的及び実験的検討から、Npが水溶液系で、Uが非プロトン性溶媒系で、陽極としてVI価/V価の酸化還元対,負極としてIV価/III価の酸化還元対を用いることによって、電力貯蔵のためのレドックスフロー電池の活物質として利用できることを明らかにした。この電池は次のように表せる; Electrode(-)
An
,An
AnO
, AnO
Electrode(+)。Np(VI)/Np(V)とNp(IV)/Np(III)の標準電極反応速度,Np電池の開回路電圧をサイクリック・ボルタンメトリーにより評価し、Np電池の実証を行った。新規配位子を含むUの
-ジケトン錯体のサイクリック・ボルタンメトリーからU錯体のU(VI)/U(V)とU(IV)/U(III)の酸化還元の電位及び機構を明らかにし、配位子の電子供与性とともにU電池の開回路電圧が増加することを見いだした。
館盛 勝一; 鈴木 伸一; 佐々木 祐二
日本原子力学会誌, 43(12), p.1235 - 1241, 2001/12
被引用回数：25 パーセンタイル：13.8(Nuclear Science & Technology)使用済核燃料の処理法としてARTISTプロセスを提案した。本法は使用済燃料中のすべてのアクチノイドを分離回収して暫定貯蔵し、重要に応じて供給するものである。暫定貯蔵するアクチノイドは、ウラン製品と超ウラン元素の混合体製品であり、後者にはランタノイドも含まれるので、核不拡散性に富んだ製品である。本論では、以上の概念の技術基盤として、枝分かれアルキル基を有するモノアミド抽出剤によるウランの選択抽出法と、三座配位子であるTODGA抽出剤による超ウラン元素とランタノイドの一括抽出法を示した。これらの抽出剤はいずれも環境に調和するCHON原則の物質である。ARTISTプロセスでは、核分裂生成物のみを地層処分用廃棄物として排出し、例えば
Srや
Csといった発熱性核種の分離工程をオプションとして追加することが可能である。
野村 靖; 村崎 穣*; 奥野 浩
JAERI-Data/Code 2001-029, 120 Pages, 2001/11
JAERI-Data-Code-2001-029.pdf:6.16MB
原研で取得されたPWR使用済燃料照射後分析データをもとに、使用済燃料貯蔵プール及び輸送容器モデル体系を対象に、燃焼度クレジットを考慮した臨界安全性評価に簡便法として用いられる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」を導入・整備した。これらの簡便法は、ORIGEN2.1燃焼計算コードとKENO-Va臨界計算コードにより、使用済燃料中軸方向燃焼度分布やその他の誤差変動要因の影響を考慮しないで、使用済燃料輸送・貯蔵体系の中性子増倍率を簡便に求めるために使用される。「等価均一燃焼度」は、これを用いた簡便な解析結果と、核種組成実測値を用いて軸方向燃焼度分布を考慮し燃焼履歴等の影響を保守側に見積もった臨界解析結果が、反応度等価になるように設定した。一方、「等価初期濃縮度」は、同じく核種組成実測値を用いて詳細な条件設定による保守側の解析結果と反応度等価になるように、新燃料の仮定により臨界解析する場合の初期濃縮度として設定した。
伊藤 均*
JAERI-Review 2001-029, 113 Pages, 2001/09
JAERI-Review-2001-029.pdf:9.72MB
食品照射は全世界で60年以上の開発の歴史があり、安全性は十分に確認されているにもかかわらず、イメージによる誤解から普及が遅れている技術である。しかし、照射食品の許可国が51ヵ国1地域に増加し、アメリカや欧州連合内で照射食品が流通している状況の中で、我が国だけが食品照射に対し鎖国を続けるのは困難な状況になってきている。本報告書では食品照射の原理と応用分野,食品照射技術開発の歴史について述べるとともに、照射食品の安全性について動物試験の結果、放射線分解生成物の解析,栄養学的評価,微生物学的評価について検討し安全性に問題がないことを明らかにした。ことに、放射線分解生成物については多くの研究報告から放射線特有の分解生成物が存在しないことを明らかにした。その他、検知法や照射技術についても開発の動向について解説した。
仲澤 隆; 菊地 寿樹; 安 和寿; 吉野 敏明; 足利谷 好信; 佐藤 浩一; 箕輪 雄資; 野村 俊文
JAERI-Tech 2001-010, 125 Pages, 2001/03
高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MWの高温ガス試験研究炉として、1998年11月10日に初臨界に達し、現在、放射線監視システムを活用して出力上昇試験における放射線管理データの測定を行っているところである。本報告書は、出力上昇試験、定期自主検査などにおける放射線管理を実施するうえで役立つように関連するHTTRの施設の概要を含めてHTTR放射線監視システムの設計方針、放射線管理設備及び放射線管理計算機システム等についてまとめたものである。
牧野 仁史; 加藤 藤孝; 宮原 要
JNC-TN8400 2000-033, 74 Pages, 2000/11
JNC-TN8400-2000-033.pdf:3.13MB
天然現象は地質環境の長期安定性に擾乱を与える可能性のある要因の一つであり、その発生の時期、頻度及び影響の形態などに関する不確実性を考慮することが必要であるため、将来において地層処分システムが天然現象の影響を被るものとあえて想定することにより、天然現象が地層処分システムの性能に与える影響を評価し、サイト選定に際して留意すべき天然現象とその影響について把握しておくことは重要である。このため、本検討では、地質環境の長期安定性に影響を与える可能性のある天然現象として、各国の例やわが国の特徴を踏まえた検討の結果抽出された、(1)隆起・沈降・侵食、(2)気候・海水準変動、(3)地震・断層活動、(4)火山・火成活動、の各天然現象について、それらの発生をあえて想定するとともに、それらが地層処分システムの性能に与える特徴的な影響に焦点をあてた検討を行った。その結果、変動シナリオに関しては、断層活動により地下水流れ及び核種移行の卓越的な経路となる断層が廃棄体を横切ることを想定した場合において、断層活動発生時期や断層内地下水流量の値によっては、最大線量が諸外国で提案されている安全基準やわが国の自然放射線レベルと同レベルとなる可能性のあることが示されたが、その他の天然現象については、最大線量が諸外国で提案されている安全基準を下回る結果が得られた。また、接近シナリオに関しては、地層処分起源の核種量ないしは核種フラックスが天然のものと比較可能なレベルである可能性が示唆された。これらの結果は、サイト選定に際して留意すべき天然現象とその影響についての情報として用いることができると考えられる。しかしながら、比較的簡単なモデル化を行うとともに、保守的な想定(条件)を組合せた評価の結果であるため、天然現象の影響が絶対値として大きいかどうかを直接的に判断するための情報として用いることには注意が必要である。
加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭
JNC-TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。
吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭
JNC-TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。
加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*
JNC-TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。
中村 博文; 林 巧; 鈴木 卓美; 吉田 浩*; 西 正孝
JAERI-Research 2000-044, 24 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-044.pdf:0.97MB
通気式熱量計測型トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過を、国際熱核融合炉(ITER)で現在提案されている運転モードについて計算・評価した。評価の結果、合理化に伴って新たに提案されている運転モードでは、最もトリチウム透過が大きいと考えられる条件下での評価において従来の運転方法に比べ、積算透過率が約2倍となるとの結果を得た。しかし、透過するトリチウム量としてはITERでの計量管理制度の範囲内であることを確認した。一方、トリチウムの安全管理や通気式計量ベッドの性能維持の観点からは、熱量測定と真空断熱性能維持のために、適切なトリチウムの処理が必要であることが示唆された。さらに、構成材料をステンレス鋼から銅に変えることにより、透過量低減が図られる可能性が示唆された。
中馬 誠; 多田 幹郎*; 伊藤 均*
食品照射, 35(1-2), p.35 - 39, 2000/09
大腸菌等の放射線感受性は、その最適生育温度である30または37
で測定されることが多い。しかし、放射線処理された肉類または魚介類は10以下で保存されるため、30または37で得られたデータが正確でない可能性がある。事実、鶏肉での結果では低温貯蔵で大腸菌群等の殺菌効果が予想以上に促進される傾向が認められた。本研究ではこれらの現象を明らかにする目的で大腸菌等の各種菌株について放射線感受性を検討した。その結果、各菌株とも30または40でD
値が最高になり、20以下ではD値が低減する傾向が認められた。ことに10ではD値は著しく小さくなり、その傾向は菌株によって異なっていた。したがって肉類等の必要殺菌線量も低温貯蔵と組み合わせることにより20~50%低減できることを示している。
白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次
JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04
JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB
東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。
太田垣 隆夫*; 石川 泰史*
JNC-TJ8420 2000-016, 427 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-016.pdf:18.18MB
(1)・英国BNFLでは核燃料サイクル施設から発生する中・低レベル廃棄物を処理する各施設の運転・建設計画を策定し、これを進めている。・放射性廃棄物の処理が計画されておりスイスのヴュレンリンゲン集中中間貯蔵施設(ZWILAG)では、受入廃棄物を処理し廃棄体にするとともに、除染により放射能レベルが低下できた廃棄物は、再利用される。・原子力発電所の廃止措置の費用削減を目的に、化学除染法が開発されている。・廃止措置に係わる被曝、廃棄物発生量、費用、これらを軽減するため、米国トロージャン発電所の廃止措置において原子炉圧力容器を解体せず、圧力容器そのものを輸送コンテナとして、この中に炉内構造物を入れたまま廃棄物処分場に搬出した。 (2)米国・電力会社からDOE(エネルギー省)に対する使用済燃料の引き取りに関する訴訟について、連邦控訴裁判所は電力会社に対し、引き取りに関する契約に基づいて「救済措置」を要求すべきとの裁定を下した。・TRU廃棄物の処分施設であるWIPPへの廃棄物輸送禁止命令の申し立てについて、コロンビア特別区地方裁判所は、申し立てを棄却する裁定を下した。これにより、WIPPでの処分開始の見通しが立った。英国・Nirex社の計画を前保守党政権が却下しそして、英国内の廃棄物管理に関する組織の改編準備が進んだ。・BNFLの一部について民営化が決定された。フランス:・ムーズ県の粘土層を有する地域に対して、高レベル放射性廃棄物の地下研究所の建設・運転許可政令が発給された。・原子力規制体制の再編について、政府や議員により検討された。ドイツ・連立政権内で原子力政策の対立が続いていたが、原子炉の運転期間を制限することで政策内容について合意した。・コンラート処分場での中・低レベル廃棄物処分について、連邦政府の環境相と地元州の環境相が消極的なため、処分場の許可発給が遅れている。スイス・ヴュレンリゲン中間貯蔵施設(ZWILAG)の貯蔵施設について建設・運転許可が終了した。
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC-TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
森 康二*; 根山 敦史*; 中川 浩一*
JNC-TJ8400 2000-064, 175 Pages, 2000/03
JNC-TJ8400-2000-064.pdf:5.23MB
本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於けるニアフィールドの耐震安定性の評価を目的として、以下の検討を実施したものである。(1)解析コードの妥当性の検証 本研究で開発してきた三次元有効応力解析コードは、とくに間隙水圧を考慮しない1相系解析機能に対しては、振動実験等による実測データとの比較を通じて検証を行ってきた。本年度は、サイクル機構で別途実施した緩衝材の液状化試験データを用い、間隙水圧の挙動に着目した有効応力解析機能の検証を行った。(2)2000年レポートに対する補足解析 2000年レポートでは代表的な処分場デザインのオプションを念頭に置いたニアフィールド地震応答解析および評価を行い、人工バリアシステムの耐震安定性を確保できる見通しを得ることができた。その一方で、オーバーパック-緩衝材間や緩衝材-岩盤間等の材料不連続面の応答を規定するモデルパラメータが、評価上重要な因子であるとの知見が得られた。今年度は、上記の2000年レポートに示した検討結果を支援するため補足解析を行い、耐震安定性に関する総合的評価を行った。(3)防災研との共同研究取りまとめに対する補足検討 平成4年度から進められてきた人工バリアシステムの耐震安定性評価に関する共同研究は、今年度を目処に成果を取りまとめることとなっている。本研究では、実測されたデータとの比較を通じて、解析コードの検証作業を段階的に進めてきた。本検討では、最新版の解析コードを用いた一連の実験データ解析を改めて行い、上記共同研究の取りまとめに資するデータ整備を行った。
