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朝日 良光; 福田 茂樹; 白水 大貴; 宮田 晃志; 刀根 雅也; 勝岡 菜々子; 前田 裕太; 青山 雄亮; 新妻 孝一; 小林 秀和; et al.
JAEA-Technology 2024-024, 271 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-024.pdf:33.98MB
JAEA-Technology-2024-024-hyperlink.zip:31.96MB
東海再処理施設で発生した高レベル放射性廃液のガラス固化に用いるTVF3号溶融炉(以下、3号炉)を製作し、この溶融炉でガラス固化体18本分のガラスを溶融・流下するコールド運転を行った。ガラス原料には、ホット運転で処理するものと同等の廃液成分を非放射性元素で置き換えた模擬廃液とガラスファイバーカートリッジを使うことで、溶融ガラス液面に仮焼層を形成させた。TVF2号溶融炉(以下、2号炉)と3号炉の構造の違いに起因する溶融炉固有の温度特性を考慮し、運転操作に用いるパラメータには、2号炉で使ってきたものを修正して適用した。本試験の結果、溶融炉各部の温度推移を確認しながら適切に運転できるパラメータ値を見出すことができ、2号炉のコールド運転に比べ、溶融ガラス温度は高く、二つある主電極の冷却は片側あたり約1kW小さいとき、安定的に運転できることが分かった。主電極間のジュール加熱電力を39kW、主電極冷却空気流量を26Nm
/hで運転し炉底加熱方法を改良することで、流下前の炉底加熱時間をこれまでより2時間短い約5時間で完了できる見通しを得た。運転期間中は、炉内のガラス温度分布やケーシング表面の温度推移を計測し、今後のシミュレーションモデル開発に有効なデータが得られた。炉内の溶融ガラスの白金族元素濃度が飽和した後に、原料供給と流下を2日間停止する保持運転を行い、炉底部への白金族元素の沈降を遅らせる一定の効果があることを確認した。保持運転中に仮焼層の溶融過程を観察し、薄膜状の流動しない層が確認されたことから、流動計算で液面にNo-slip境界条件を設定する根拠を得た。流下ガラスの成分を分析して白金族元素の流下特性を調査した結果、運転中に溶融炉に蓄積する白金族元素の量は2号炉と比較して少なかった。溶融ガラスを全量流下した後の炉内には、残留ガラスやレンガ片などの異物は確認されなかった。白金族元素の蓄積による運転停止を判断する基準は、流下終了から炉底ガラス温度850
Cへ低下するまでの時間を10.3h以上、主電極間補正抵抗値を0.12
以下と試算したが、今後のホット運転の結果に応じ再検討が必要である。
田崎 雄大; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2024-012, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-012.pdf:9.25MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)では、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動評価を目的として、燃料挙動解析コードFEMAXIを開発してきた。2019年3月には、同コードとして初めて体系的な検証と性能評価を行ったFEMAXI-8を公開し、以降も様々な改良を続けている。並行して、原子力機構では2000年代より、設計基準事故(DBA)解析用のブランチとしてRANNSモジュールの開発を進めてきた。RANNSは、DBA条件、ここでは主に反応度事故(RIA)の様な非常に急峻な過渡に対しても燃料挙動を追跡できるよう、特に計算の安定性を重視しつつ、このような過渡挙動を適切に予測する上で重要な沸騰熱伝達、粒界分離を伴うFPガス放出、破壊力学指標に基づく被覆管破損判定などを特有のモデルとして備えている。本報告では、これら事故時挙動解析向けモデルの解説やプログラムの設計・構造におけるFEMAXIとの関係に加え、原子力機構が研究炉NSRRを用いて実験を実施し、蓄積してきた膨大なRIA実験データによる大規模検証の結果を示し、同モジュールの総合的なRIA解析性能を評価している。RANNSモジュールの公開に当たっては、パッケージ化されたFEMAXI/RANNSとしてユーザへ提供する予定であり、これにより広い条件での燃料挙動を解析することが可能となる。また、検証解析を通じて一定の性能が確認されたモデルパラメータセットも本報告内で提示しており、これを参照することで、これまで公開してきたFEMAXI-8とユーザビリティは殆ど変わることなく、また解析者の力量に大きく依存することなく、事故時挙動解析の実行が可能である。
佐々木 祐二; 金子 政志; 伴 康俊; 鈴木 英哉*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.883 - 893, 2024/07
被引用回数：3 パーセンタイル：65.16(Nuclear Science & Technology)アルキルジアミドアミン(ADAAM)を使ったAm/Cm相互分離を行った。ADAAMは硝酸-ドデカン系で非常に高いAm/Cm分離比5.9を示した。1.5M硝酸-0.2M ADAAM条件を用いる多段抽出で抽出後の有機相中にAm 96.5%、Cm 1.06%回収できることを確認した。Am/Cm相互分離後に発生した水相、有機相体積削減のための付加的な多段抽出を行い、Am, Cmを2, 3段の水相に濃縮できることを確認した。
山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*
Nuclear Engineering and Technology, 56(3), p.893 - 899, 2024/03
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In a secondary cooling system of a sodium-cooled fast reactor (SFR), rapid detection of hydrogen due to sodium-water reaction (SWR) caused by water leakage from a heat exchanger tube of a steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection of the SFR. For hydrogen detection, the hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon of hydrogen within Ni-membrane were used in Japanese proto-type SFR "Monju." However, during the plant operation, detection signals of water leakage were observed even in the situation without SWR concerning temperature up and down in the cooling system. For this reason, the study of a new hydrogen detector has been carried out to improve stability, accuracy and reliability. In this research, the authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal plant operation and the one generated by SWR and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). Based on the estimation, dissolved H or NaH, rather than molecular hydrogen (H
), is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium in terms of energetical stability. On the other hand, it was found that hydrogen molecules produced by the sodium-water reaction can exist stably as a form of a fine bubble concerning some confinement mechanism such as a NaH layer on their surface. In parallel, we observed experimentally that the fine bubbles of H stably existed in the liquid sodium than expected before. This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium in the development of the new hydrogen detector in Japan.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04
In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H, is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.
中島 理紗子*; 小池 朱里*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の外部ハザードに対する定量的リスク評価手法の構築の一環として、連続マルコフ過程モンテカルロ法(CMMC法)を用いた動的PRA解析を行い、地球温暖化が炉心損傷要因である制限温度超過確率に与える影響を評価した。地球温暖化に伴って、異常降雪時の降雪量が増大する可能性があることから、地球温暖化を考慮した降雪量のハザード曲線を作成した。解析の結果から、地球温暖化による降雪量の増加により、炉心制限温度を超過する可能性が高くなることが示された。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2021-044, 58 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-044.pdf:3.53MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「アルファダストの検出を目指した超高位置分解能イメージング装置の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、廃炉のある段階から作業員が実際に炉内に立ち入る際に、体内被曝の影響が指摘されるアルファ線を放出する核種を含むダストやデブリについての、形状や核種を観測するための装置や素材の開発を目的としている。さらに、作業員が立ち入る前の高線量率場での分布測定についても計測するための装置や素材についても、その開発を目的とする。令和2年度には、これらの目的に対して、前者は撮像カメラ、エネルギー測定部位、および、それらを統合したシステム開発と実証を行うことができた。また、後者についても、令和元年度に引き続き、新しい赤色・近赤外発光シンチレータ材料の開発と実証試験を行うことができた。
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
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：4 パーセンタイル：41.66(Nuclear Science & Technology)The neutron capture cross sections of 
Cm and 
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 Cm and Cm were also obtained, and 43 and 10 prompt gamma-ray peaks from Cm(n,
) and Cm(n,) reactions were newly observed, respectively.
松宮 正彦*; 土田 裕介*; 木下 了磨*; 佐々木 祐二
Journal of the Electrochemical Society, 168(7), p.076508_1 - 076508_6, 2021/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Electrochemistry)Ptの抽出精製プロセスにおける2次廃液を削減するため、溶媒抽出-電解回収プロセスの開発は重要である。そこで、電気化学水晶振動子マイクロバランス(EQCM)を使って、イオン液体に抽出されたPtの電析を調査した。本研究で、Pt(IV) + 2e(-)
Pt(II)が-0.53V、Pt(II) + 2e(-)Pt(0)が-1.65Vで起こることを確認した。さらに、Alamine336を抽出剤として、イオン液体へのPt抽出と電析を10サイクル行い、95.1%以上の抽出率と6サイクルまで85.8%以上の電流効率で回収が可能であることを確認した。なお、電析したPtはXPSのスペクトルにより、金属相であることを確認した。
森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09
JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB
マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。
system佐々木 祐二; 森田 圭介; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*
Radiochimica Acta, 108(9), p.689 - 699, 2020/09
被引用回数：9 パーセンタイル：65.65(Chemistry, Inorganic & Nuclear)AmとCmをNdとSmから分離する技術は原子力分野で重要である。すべてのランタノイド(Ln)と3価のアクチノイド(An)イオンはDGA化合物で抽出される。加えて、TODGAと水溶性のDTPAを組み合わせると比較的高いLn/An分離比を得ることができる。ここでは、DTPAを改良したDTPA-BAを用いてLn/An分離を試み、比較的高い分離比(8)を得ることができた。次に多段抽出を行い、その結果94.7%のNdと4.7%のAm+Cmを有機相に、5.3%のNdと95.3%のAm+Cmを水相に回収することができた。
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04
The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients (
2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.
宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1063 - 1072, 2019/12
被引用回数：8 パーセンタイル：59.19(Nuclear Science & Technology)反応度事故時のペレット・被覆管相互作用により生じる軽水炉燃料の破損に関して、我が国の規制基準改訂の検討に資するため、原子炉安全性研究炉NSRRを用いて得られた近年の研究成果を総括する。これに基づき、現行基準の妥当性及び現行基準に代わりうる新たな判断基準としての燃料破損しきい値とその考え方について議論する。
渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行; 中谷 清治*; 松浦 治明*; 堀内 勇輔*; 新井 剛*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(3), p.1273 - 1277, 2019/12
被引用回数：6 パーセンタイル：41.83(Chemistry, Analytical)Extraction chromatography flow-sheet employing octyl(phenyl)-
-diisobutylcarbonoylmethylphosphine oxide (CMPO) and 
(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (HDEHP) extractants for trivalent minor actinide recovery was modified to improve column separation performance. Excellent trivalent minor actinides recovery performance was obtained by column separation experiments on nitric acid solution containing the trivalent minor actinides and representative fission product elements, i.e. recovery yields 93% with sufficient decontamination factors against the fission products. Those are the best performance which we have ever obtained by experiments inside hot cell.
宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06
被引用回数：11 パーセンタイル：70.50(Nuclear Science & Technology)FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。
渡辺 恭志*; 武内 伴照; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 赤堀 知行*; 土谷 邦彦
Proceedings of 2019 International Image Sensor Workshop (IISW 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/06
耐放射線性イメージセンサは、過去数十年にわたって世界中で開発されてきた。これまでのほとんどの論文では、放射線照射前後の特性変化の議論に終始しており、放射線照射中の画質についてはほぼ検討されていない状況であった。我々は、新しいタイプの耐放射線性ピクセルを開発し、130万ピクセルかつ18ビットデジタルのCMOSイメージセンサに仕上げた。ピクセル領域は数種類の異なるサブタイプのセンサーを搭載しており、センサーは1kGy/h以上の線量率で、積算で200kGyまでのガンマ線照射を実施し、照射中の挙動を調べた。その結果、あるサブタイプのピクセルでは、全照射期間で暗電流の増加がほとんどゼロであることが判明した。
鈴木 実*; 堺 公明*; 高田 孝; 堂田 哲広
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却高速炉の定量的リスク評価として外部ハザード事象における繰り返し多重故障を評価する手法の確立を目的に、火山噴火時に最終ヒートシンクである空気冷却器が降灰によりフィルタ閉塞した際のアクシデントマネジメント策を繰り返し実施する場合を対象に連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法を用いてプラント動特性解析を実施した。その結果から、本手法を用いることで火山降灰事象のAM策の有効性について時間経過を考慮して評価できることを示した。
