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論文

High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the $$beta$$-Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): $$beta$$-Zr thickness of $$leqq$$ 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

論文

Temperature-dependent deformation behavior of dual-phase medium-entropy alloy; In-situ neutron diffraction study

Gu, G. H.*; Jeong, S. G.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Cho, J.*; Kim, H. S.*; 他4名*

Journal of Materials Science & Technology, 223, p.308 - 324, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Face-centered cubic (FCC) equi-atomic multi-principal element alloys (MPEAs) exhibit excellent mechanical properties from cryogenic to room temperatures. At room temperature, deformation is dominated by dislocation slip, while at cryogenic temperatures (CTs), reduced stacking fault energy enhances strain hardening with twinning. This study uses in-situ neutron diffraction to analyze the temperature-dependent deformation behavior of Al$$_{7}$$(CoNiV)$$_{93}$$, a dual-phase (FCC/BCC) medium-entropy alloy (MEA). At liquid nitrogen temperature (LNT), deformation twinning in the FCC matrix leads to additional strain hardening through the dynamic Hall-Petch effect, giving the appearance of improved strengthening at LNT. In contrast, BCC precipitates show dislocation slip at both 77 K and 298 K, with temperature-dependent lattice friction stress playing a significant role in strengthening. The study enhances understanding of deformation behaviors and provides insights for future alloy design.

報告書

Detailed computational models for nuclear criticality analyses on the first startup cores of NSRR: A TRIGA annular core pulse reactor

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB

中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるk$$_{rm eff}$$の全体的な不確かさは、0.0027から0.0029$$Delta$$k$$_{rm eff}$$の範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのk$$_{rm eff}$$のベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。

論文

${it Gaoshiqia hydrogeniformans}$ sp. nov., a novel hydrogen-producing bacterium isolated from a deep diatomaceous shale formation

上野 晃生*; 佐藤 聖*; 玉村 修司*; 村上 拓馬*; 猪股 英紀*; 玉澤 聡*; 天野 由記; 宮川 和也; 長沼 毅*; 五十嵐 敏文*

International Journal of Systematic and Evolutionary Microbiology, 75(6), p.006802_1 - 006802_11, 2025/06

幌延深地層研究センターの地下施設内に掘削されたボーリング孔を用い、深度350mの新第三紀堆積層中の地下水から、グラム陰性、非運動性、桿菌株の偏性嫌気性細菌を単離した。これをZ1-71$$^{T}$$株と呼ぶ。細胞は長さ2.7-4.8$$mu$$m、幅0.4$$mu$$mであり、温度10-42$$^{circ}$$C、pH 6.0-9.0及びNaCl濃度0-3.0%(w/v)で生育が認められた。Z1-71$$^{T}$$株は、D-グルコースを基質として生育した場合、水素の生成が認められた。16S rRNA遺伝子配列の系統解析により、Z1-71$$^{T}$$株は${it Prolixibacteraceae}$科の${it Gaoshiqia}$属に分類されることが示された。系統学的および表現型の特徴に基づき、Z1-71$$^{T}$$株は${it Gaoshiqia}$属の新種細菌であると考えられ、${it Gaoshiqia hydrogeniformans}$ sp. nov.と命名する。Z1-71$$^{T}$$株を水素資化性メタン生成菌(${it M. horonobensis}$ T10$$^{T}$$株)とグルコースを基質として30$$^{circ}$$Cの嫌気環境下で4週間共培養した結果、各単離株のみでの培養では見られなかったメタンの生成が認められた。このことは、Z1-71$$^{T}$$株より生成したギ酸塩と水素がメタン生成菌により利用されることでメタンが生成したことを示していると考えられた。

論文

Neutron capture cross-section measurement at TC-Pn in KUR for holmium among nuclides in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{166}$$Hoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho反応について2.79$$pm$$0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4$$pm$$0.5(b)に対して、誤差1.4$$%$$に向上して導出することができた。また副産物として、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho反応について61.2$$pm$$0.6 barnを得た。$$^{rm 166m}$$Hoと$$^{rm 166g}$$Hoの生成の断面積を合わせて、64.0$$pm$$0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4$$pm$$2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4$$pm$$1.2 barnを誤差の範囲で支持した。

論文

Numerical analysis of a potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure mechanism in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit-2

Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉

Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.

論文

Densities, surface tensions, and viscosities of molten high-silicon electrical steels with different silicon contents

Neubert, L.*; Bell$'e$, M. R.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Ahrenhold, F.*; Volkova, O.*

Steel Research International, 96(5), p.202400237_1 - 202400237_8, 2025/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:0.00(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.

論文

Density, surface tension, and viscosity of molten Ni-based superalloys using the maximum bubble pressure and oscillating crucible methods

西 剛史*; 松本 早織*; 山野 秀将; 林 喜一郎*; 遠藤 理恵*; Bell$'e$, M. R.*; Neubert, L.*; Volkova, O.*

Steel Research International, 96(5), p.2300766_1 - 2300766_6, 2025/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:75.40(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ニッケル基超合金について、密度は最大気泡圧法、粘度はるつぼ振動法、表面張力は最大気泡圧法により、測定データを得た。

論文

Enhanced strength and ductility in an additively manufactured Al10SiMg alloy at cryogenic temperatures

Naeem, M.*; Rehman, A. U.*; Romero Resendiz, L.*; Salamci, E.*; Aydin, H.*; Ansari, P.*; Harjo, S.; Gong, W.; Wang, X.-L.*; 他3名*

Communications Materials (Internet), 6, p.65_1 - 65_13, 2025/04

The need for lightweight materials with mechanical integrity at ultralow temperatures drives the development of advanced alloys for cryogenic use. Additive manufacturing via laser powder bed fusion (LPBF) offers a scalable way to create alloys with tailored properties. Here, we show that LPBF-processed Al10SiMg exhibits a high ultimate tensile strength (395 MPa) and uniform elongation (25%) at 15 K. These enhancements stem from grain refinement, increased geometrically necessary dislocations, and stress partitioning between the Al matrix and the stiffer Si phase, aiding strain accommodation. ${it In-situ}$ neutron diffraction reveals that the Si phase, with its higher yield strength, bears most of the load, while the Al matrix undergoes continuous strain hardening, extending deformation capacity. These results highlight Al10SiMg's promise for cryogenic applications such as hydrogen storage, aerospace, and quantum computing hardware.

論文

ICRU Report 95で提案された外部被ばくモニタリングの実用量について

遠藤 章

ESI-News, 43(2), p.37 - 41, 2025/04

国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、2020年に外部被ばくに係るモニタリング量(実用量)を改定するICRU Report 95を発表した。本稿では、ICRU、国際放射線防護委員会(ICRP)、日本の専門家等による議論の発展を概観し、ICRUが実用量を見直すに至った背景と経緯、さらには今後の対応や課題を解説する。これにより、新たな実用量に対する線量測定に携わる実務者の理解を深め、将来の円滑な導入に寄与する。

論文

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

報告書

令和5年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-058, 179 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-058.pdf:7.42MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和5年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和4年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-057, 178 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-057.pdf:8.51MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和4年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

クロムの高温水蒸気中酸化挙動に関する研究

根本 義之

JAEA-Research 2024-018, 16 Pages, 2025/03

JAEA-Research-2024-018.pdf:1.52MB

本研究は、従来のジルコニウム合金製の燃料被覆管の外表面にクロム(Cr)をコーティングし、耐酸化性を向上させたコーティング被覆管の事故時挙動解析に資するために、Crの高温水蒸気中での酸化挙動の水蒸気流量依存性及び温度依存性に関して検討したものである。コーティング被覆管は事故耐性燃料(Accident Tolerant Fuel: ATF)被覆管の一つとして開発が進められているが、重大事故時のコーティング被覆管の挙動解析を高精度で行えるよう計算コード等を整備しておくことは、安全性評価等の観点で重要であり、そのためにはCrの事故条件で想定される温度範囲や流量条件の高温水蒸気中での酸化速度式が必要である。本研究では、熱天秤を用いた高温水蒸気中での酸化試験の結果に基づき、考えられる事故条件を包括する温度範囲、水蒸気流量条件でのCrの酸化速度式を提案した。この結果は、今後の重大事故解析コードSAMPSON等での解析に用いることが可能であり、それによりコーティング被覆管の開発に貢献することが出来ると考えられる。

論文

Magnetite stoichiometry (Fe(II)/Fe(III)) controls on trivalent chromium surface speciation

Scaria, J.*; P$'e$drot, M.*; Fablet, L.*; 蓬田 匠; Nguyen, T. T.*; Sivry, Y.*; Catrouillet, C.*; Pradas del Real, A. E.*; Choueikani, F.*; Vantelon, D.*; et al.

Environmental Science & Technology, 59(11), p.5747 - 5755, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Environmental)

クロム(Cr)とマグネタイトの相互作用メカニズムを理解し予測することは、環境中のCrの物地球化学的挙動を解明し、最適な土壌浄化および水処理戦略を開発する上で特に重要である。最も毒性の高いCr(VI)がCr(III)に還元されて除去されることは広く報告されているが、Cr(III)のマグネタイトへの吸着に関わる正確なメカニズムは解明されていなかった。本研究では、Cr(III)溶液と10nmサイズのマグネタイトの相互作用を調べた。本研究では、pHとマグネタイトの化学量論の双方がCr(III)吸着メカニズムに及ぼす複合的な影響を調べることで、Cr(III)-(hydr)Oxide沈殿の生成が必ずしも溶液からのCr(III)の除去を駆動するプロセスではないことが明らかになった。これらの結果は、環境中のCrの輸送と終着点の予測、およびマグネタイトを用いたCr浄化プロセスの開発に役立つと期待される。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

定常臨界実験装置STACYの更新改造と運転再開

曽野 浩樹

炉物理の研究(インターネット), (78), 12 Pages, 2025/03

定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。

報告書

Evaluation report for sludge measurement by nondestructive assay (Plutonium Scrap Multiplicity Counter)(Joint research)

谷川 聖史; 瀬谷 和仁*; 浅川 直也*; 林 宏幸*; 堀籠 和志; 向 泰宣; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; Henzlova, D.*; Swinhoe, M. T.*; et al.

JAEA-Technology 2024-014, 63 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-014.pdf:3.02MB

プルトニウム転換技術開発施設の廃液処理工程で発生したスラッジ中のPu量を評価する上で、スラッジは生成上、多くの不純物(Na, Fe, Ni等)を含み不均質であるため、従来の破壊分析ではサンプリングによる代表性が乏しく、Pu量測定に係る測定不確かさが大きかった(約24%)。この測定不確かさを低減させるために、日本原子力研究開発機構と米国ロスアラモス国立研究所は共同で中性子を利用した非破壊測定装置のPlutonium Scrap Multiplicity Counter (PSMC)を用いた測定技術の開発を進めた。MOX粉末を用いた模擬スラッジやモンテカルロ法により検証等を行いPSMC検出器パラメーター(predelay, doubles gatefraction等)を最適化し、高分解能ガンマ線分光分析を組み合わせて測定した結果、含有不純物の影響はないことが確認でき、従来法と比べ新たに設定した非破壊測定方法における測定不確かさは約6.5%まで低減できた。さらに、PSMC測定値の妥当性を評価するため、IAEA立ち合いの下、ガンマ線を測定しPu量を評価するIn Situ Object Counting System (ISOCS)を用いた比較測定した結果、ISOCSとPSMCの測定値は両方の測定不確かさの範囲内で一致したため、PSMCによる測定値の妥当性が確認された。これらの結果より、本非破壊測定技術はスラッジのように不純物を多く含み、サンプリングの代表性が乏しいアイテムに有効であり、スラッジの計量管理に適用することが認められた。

報告書

Pu燃焼高温ガス炉のための模擬燃料核の微細構造観察

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 笠原 清司; 岡本 孝司*

JAEA-Research 2024-012, 98 Pages, 2025/02

JAEA-Research-2024-012.pdf:32.24MB

Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO$$_{2}$$-イットリア安定化ジルコニア(PuO$$_{2}$$-YSZ)の微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施した核拡散抵抗性の高い被覆燃料粒子(CFP)を用いる計画である。ZrC層の役割は酸素ゲッターである。平成26-29年に行われたPu燃焼高温ガス炉研究プロジェクトでは、Puの模擬物質としてCeを用いて模擬CFPが製造され、更に、この模擬CFPがHTTR燃料と同様に黒鉛母材で焼き固められ模擬燃料コンパクトが製造された。本報告では、模擬燃料コンパクト製造までの各段階におけるCeO$$_{2}$$-YSZ核及びZrC層の微細構造観察の結果を報告する。

論文

Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices

藤田 達也; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO$$_{2}$$及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。

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