検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 626 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Steam oxidation of silicon carbide at high temperatures for the application as accident tolerant fuel cladding, an overview

Pham, V. H.; 倉田 正輝; Steinbrueck, M.*

Thermo (Internet), 1(2), p.151 - 167, 2021/09

Since the nuclear accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in 2011, a considerable number of studies have been conducted to develop accident tolerant fuel (ATF) claddings for safety enhancement of light water reactors. Among many potential ATF claddings, silicon carbide is one of the most promising candidates with many superior features suitable for nuclear applications. In spite of many potential benefits of SiC cladding, there are some concerns over the oxidation/corrosion resistance of the cladding, especially at extreme temperatures (up to 2000$$^{circ}$$C) in severe accidents. However, the study of SiC steam oxidation in conventional test facilities in water vapor atmospheres at temperatures above 1600$$^{circ}$$C is very challenging. In recent years, several efforts have been made to modify existing or to develop new advanced test facilities to perform material oxidation tests in steam environments typical of severe accident conditions. In this article, the authors outline the features of SiC oxidation/corrosion at high temperatures, as well as the developments of advanced test facilities in their laboratories, and, finally, give some of the current advances in understanding based on recent data obtained from those advanced test facilities.

論文

Thermophysical properties of austenitic stainless steel containing boron carbide in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08

炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。

報告書

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評価に関する調査と検討

橋本 周; 木名瀬 栄; 宗像 雅広; 村山 卓; 高橋 聖; 高田 千恵; 岡本 明子; 早川 剛; 助川 正人; 久米 伸英*; et al.

JAEA-Review 2020-071, 53 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-071.pdf:2.72MB

原子力機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づく指定公共機関として、原子力災害や放射線緊急事態が発生した場合には、災害対応に当たる国や地方公共団体の要請に応じて人的・技術的支援を行う。防災基本計画及び原子力災害対策マニュアルでは、原子力機構は原子力緊急時において公衆の被ばく線量の推計・把握を支援することが要求されている。しかし、その支援について、基本方策,調査対象,調査方法,実施体制等について具体的かつ詳細には検討されていない。本報告では、公衆の緊急時被ばく線量の推計・把握に関する技術的支援について、原子力緊急時支援・研修センター内に設置された「緊急時の線量評価検討WG」において調査・考察した結果を報告することにより、国や地方公共団体、及び原子力機構内における今後の具体的かつ詳細な検討及び活動に貢献することを目的とする。

論文

Kicker power supply for J-PARC 3-GeV RCS with SiC-MOSFET

高柳 智弘; 小野 礼人; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 富樫 智人; 山本 風海; 金正 倫計; 小泉 勲*; 川又 俊介*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011020_1 - 011020_6, 2021/03

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)では、ビーム加速後の取出しに使用するキッカー電磁石の電源に、真空管の一種であるサイラトロンを使用してきた。しかし、より高耐圧、低損失かつ、高周波特性に優れた次世代電力用半導体であるSiC-MOSFETを使用することにより、電源の安定動作,小型化、及び省エネ化の高度化を進めている。RCSキッカー電源で採用されているサイラトロンスイッチ、同軸ケーブルタイプのPFN回路、および、反射波吸収用のエンドクリッパー等の主要な回路は、パワー半導体と蓄積用コンデンサーなどを用いることで一枚の回路基板上に実装可能とした。この回路基板は、単一で800V/2kAを出力できるため、複数枚の回路基板を直列多段に積み重ねることにより、必要な高電圧パルスを出力する。回路設計の詳細と、40kV/2kAの目標仕様に対して半分の20kV/2kAの出力を達成した結果を発表する。

報告書

放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 京都大学*

JAEA-Review 2020-057, 50 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-057.pdf:2.82MB

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、令和元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「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。燃料デブリの取り出し作業時には非常に高線量の$$gamma$$線場において長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、$$gamma$$線に対して感度が低く薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行う。

報告書

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 早稲田大学*

JAEA-Review 2020-035, 102 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-035.pdf:6.82MB

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、令和元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、「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備する。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的としている。

論文

核物質防護実習フィールドのバーチャルツアー開発と利用の展望

中川 陽介; 助川 秀敏; 直井 洋介; 井上 尚子; 野呂 尚子; 奥田 将洋

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

JAEA/ISCNの核物質防護実習フィールド(PPフィールド)は核セキュリティトレーニングにおいて有効なツールである。新型コロナウイルス感染症の拡大を受けてオンライントレーニングの開発に取り組んでいるが、その中でPPフィールドを用いた実習に代わる効果的なツールとして、そのバーチャルツアーの開発も進めている。本論文では、この開発状況とバーチャルツアーの特徴を生かした効果的な利用の展望について報告する。

論文

RCSキッカー用半導体スイッチ電源

高柳 智弘; 小野 礼人; 堀野 光喜*; 植野 智晶*; 富樫 智人; 山本 風海; 金正 倫計

Proceedings of 17th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.25 - 28, 2020/09

J-PARCの3GeVシンクロトロン(RCS)キッカー電源を代替する半導体スイッチ電源の開発を進めている。パワー半導体の素子には、現在の主流であるシリコン(Si)製より高周波特性に優れ低損失なシリコンカーバイド(SiC)製の半導体電界効果トランジスタ(MOSFET)を採用し、回路基板の主要な部分は、低ノイズと低インダクタンスを実現した放射対称型のLinear transformer driver(LTD)回路で構成した。また、電源全体は、既存のキッカー電源の機能を有する回路に新たに追加する周回中の大強度ビームの誘導電流低減を目的として反射波吸収回路を1枚のモジュール基板で実装する主回路基板と、フラットトップの時間的一様性を要求仕様に合わせて補正する低電圧出力の補正基板の2種類の組み合わせで構成する。主回路基板は一枚で800V/2kA出力が可能であり、52枚の主回路基板と20枚の補正基板を用いて、RCSキッカー電源に必要な高電圧40kVとフラットトップ平坦度$$pm$$0.2%以下の出力試験に成功した。更に、既設のキッカー電源の実構成を想定した2並列回路による予備試験を実施した。評価結果と今後の展望について報告する。

論文

Thermodynamic and thermophysical properties of the actinide nitrides

宇埜 正美*; 西 剛史*; 高野 公秀

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.7, p.202 - 231, 2020/08

2012年にエルゼビア社から初版が刊行された原子力燃料・材料の詳説のうち、アクチニド窒化物の熱力学と熱物性に関して、近年論文として公開された最新の研究成果を追記して内容の充実化を図り改訂した。追記した主要なデータは、核変換用窒化物燃料の窒化ジルコニウム母材中へのアクチニド窒化物の固溶度、アクチニド窒化物中での自己照射損傷による結晶格子膨張とそれに伴う熱伝導率低下、窒化ジルコニウムを母材としたマイナーアクチノイド含有燃料の熱伝導率の組成依存性、および窒化キュリウムの熱膨張である。

論文

核セキュリティ入門,2; 核セキュリティ強化に向けた取組み

須田 一則; 木村 隆志

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(6), p.334 - 338, 2020/06

潜在的な核テロへの懸念が増大している中、国際的に核セキュリティ強化に向けて議論が行われている。今回の連載講座では、核セキュリティ強化に向けた国際社会の取組みと、日本の核セキュリティに係る条約及びIAEAによる勧告の国内法への反映について解説する。

報告書

放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 京都大学*

JAEA-Review 2019-042, 43 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-042.pdf:25.64MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」について取りまとめたものである。燃料デブリの取り出し作業時には非常に高線量の$$gamma$$線場において長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、$$gamma$$線に対して感度が低く薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行った。

論文

Oxidation kinetics of silicon carbide in steam at temperature range of 1400 to 1800$$^{circ}$$C studied by laser heating

Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; Bottomley, D.; 古本 健一郎*

Journal of Nuclear Materials, 529, p.151939_1 - 151939_8, 2020/02

AA2019-0197.pdf:1.61MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.08(Materials Science, Multidisciplinary)

As expected for accident tolerant fuels, investigation of steam oxidation for silicon carbide under the conditions beyond design basis accident scenarios is needed. Many studies focused on steam oxidation of SiC at temperatures up 1600$$^{circ}$$C have been conducted and reported in the literature. However, behavior of SiC in steam at temperatures above 1600$$^{circ}$$C still remains unclear. To complete this task, we have designed and manufactured a laser heating facility for steam oxidation at extreme temperatures. With the facility, we report the first results on the steam oxidation behavior of SiC at temperatures range of 1400-1800$$^{circ}$$C for short term exposure of 1-7 h under atmospheric pressure. Based on the mass change of SiC samples, parabolic oxidation rate and linear volatilization rate were calculated. The oxidation layer appears to be maintained at 1800$$^{circ}$$C in steam, but the bubble formation phenomenon suggests other volatilization reactions may limit its life.

報告書

被覆燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2.5.2

相原 純; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB

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$$_{2}$$-YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施した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。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。

論文

Recent activities in the field of reactor physics

福島 昌宏; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.34(Nuclear Science & Technology)

核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。

論文

Development of low inductance circuit for radially symmetric circuit

高柳 智弘; 植野 智晶; 堀野 光喜

Journal of Physics; Conference Series, 1350(1), p.012183_1 - 012183_7, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.07

J-PARC RCSの安定した運転を維持継続するための高度化研究開発の一つとして、キッカーシステムで採用しているサイラトロン代替用半導体スイッチ回路の開発を行っている。その中で、次世代半導体の一つであるSIC-MOSFETの半導体を用いた放射対称型回路は、多数の半導体スイッチが直列, 並列に多重化された構成である。この放射対称型回路では、全ての並列回路の長さが等しいため、タイミングジッタやレベル変化により出力波形が歪むことは原理的には無い。そのためこの回路は、超高速ショートパルスの波形の出力に有用である。本研究では、電力伝送回路を2重の円リング構造にすることで同軸形状とし、更なる低インダクタンス化を実現する回路を開発した。構造と出力波形から求めたインダクタンス値を比較した結果、約10%の低減を実現した。また、実試験にて計算と実測の比較検証を行い、開発した円リング構造が計算通り低インダクタンス化に有効であることを確認した。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子ををSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

報告書

Visual Basic for Applicationsを利用した放射性試料分析のための前処理法の自動化技術

山本 昌彦; 家老 克徳*; 小高 典康; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2019-014, 68 Pages, 2019/10

JAEA-Technology-2019-014.pdf:2.93MB

グローブボックス, 遮蔽セル内で実施している放射性試料分析の前処理法であるカラム分離操作を自動化するため、Microsoft製Excel Visual Basic for Applications(VBAマクロ)でプログラムを作成し、シリンジポンプ, 電動ビュレット, フラクションコレクター, 電動バルブを制御した。各機器に合わせてケーブルを製作し、通信設定を調整した結果、プログラム通りに操作できることがわかった。そこで、VBAマクロで各機器を逐次的に制御した自動コンディショニング装置と自動分離装置を製作した。自動コンディショニング装置では最大8本のカラムへ、硝酸の添加と静置の操作を繰り返し自動で行うことができた。また、自動分離装置では、Srを吸着・溶離可能なEichrom Technologies製Srレジンを用いて、模擬高放射性廃液中のSrを良好に分離・回収することができた。汎用ソフトであるVBAマクロを利用した本法は、作業の省力化、作業者の被ばく低減、分析の誤操作を防止することができ分析操作の自動化に有効であると共に、自動化に係るコストの大幅な削減も期待できる。

論文

The Analytical study of inventories and physicochemical configuration of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System

宮原 信哉*; 大平 直也*; 有田 裕二*; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 佐々 敏信; 明午 伸一郎

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110192_1 - 110192_8, 2019/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.18(Nuclear Science & Technology)

鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350$$^{circ}$$C$$sim$$500$$^{circ}$$CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb$$sim$$1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Rb, Tl, Tc, Os, Ir, Pt, Au, Hgの8元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Sr, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO$$_{2}$$, SrO, ZrO$$_{2}$$およびY$$_{2}$$O$$_{3}$$として安定であることが示唆された。

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Dynamic properties of human $$alpha$$-synuclein related to propensity to amyloid fibril formation

藤原 悟*; 河野 史明*; 松尾 龍人*; 杉本 泰伸*; 松本 友治*; 成田 哲博*; 柴田 薫

Journal of Molecular Biology, 431(17), p.3229 - 3245, 2019/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.99(Biochemistry & Molecular Biology)

パーキンソン病発症には、脳細胞中の「$$alpha$$-シヌクレイン」というタンパク質が線維状に集合した状態(「アミロイド線維」と呼ばれる)となることが関係すると考えられており、どのようなメカニズムでこのアミロイド線維が形成されるのかに強い関心が寄せられている。そこで研究チームは、タンパク質分子の「動き」に着目し、アミロイド線維のできやすさが様々に異なった条件でのタンパク質の動きを、J-PARCの中性子準弾性散乱装置を用いて調べた。その結果、タンパク質分子の動きの違いによりアミロイド線維のできやすさが変わること、特にアミロイド線維ができるためには、タンパク質同士が集合しやすくなるような特定の動きが必要なことを明らかにした。

626 件中 1件目~20件目を表示