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論文

Improvement and testing of radiation source models in DecDose for public dose assessments during decommissioning of nuclear facilities

島田 太郎; 助川 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.396 - 415, 2015/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.69(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置における周辺公衆及び従事者の被ばく線量を評価するコードDecDoseの周辺公衆に対する放射線源モデルを改良した。従来は2つの形状にしか対応していなかった、解体対象機器の切断線の長さ、体積、表面積を評価する切断モデルについて、原子力施設に配置されるほとんどの機器・構造物に対応できるよう7つの形状に拡張した。また、一時保管される解体廃棄物からの直接放射線およびスカイシャイン線の評価モデルについて、個々の収納容器に収納される放射能量、建屋内の容器配置を反映できるように改良した。JPDR解体における原子炉圧力容器、廃棄物回収タンク、及び、チャンネルボックスの切断における切断溝体積が計算値と実績値でよい一致を見た。本研究におけるモデル改良の妥当性を示した。一方、JPDR解体における海洋への放射性核種放出量について比較したところ、一致しない点が見られ、モデルのさらなる妥当性確認が必要である。

論文

Effect of partial welding on the residual stress and structural integrity of piping welds

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(6), p.061403_1 - 061403_8, 2013/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

溶接後に検査等で溶接欠陥が見つかった場合、その欠陥を削除した後、部分的に補修溶接が必要となる。この部分補修溶接は、残留応力に局所的に高い引張応力を発生させたり、残留応力分布を複雑にする可能性を有する。本研究では、まず熱弾塑性解析により、突合せ溶接後に補修溶接を施した際の残留応力を求め、実験との比較により解析手法の妥当性を確かめた。また、補修溶接条件を変えた残留応力解析結果に基づき、確率論的破壊力学コードPASCAL-SPを用いて、応力腐食割れに伴う配管溶接部の構造健全性について評価を行った。その結果、補修溶接部では欠陥除去深さが深いほど引張の残留応力が増加するとともに、補修溶接部に隣接した部分で圧縮の残留応力が生じることがわかった。また、圧縮の残留応力の影響により、配管溶接部の破断確率が低減する可能性のあることを示した。

論文

Assessment of residual stress due to overlay-welded cladding and structural integrity of a reactor pressure vessel

勝山 仁哉; 西川 弘之*; 宇田川 誠; 中村 光行*; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(5), p.051402_1 - 051402_9, 2013/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:28.57(Engineering, Mechanical)

圧力容器(RPV)の肉盛溶接部と母材部における溶接後及び溶接熱処理(PWHT)後の残留応力分布を、相変態を考慮した熱弾塑性クリープ解析を用いて評価を行った。解析結果と実測値の比較から、肉盛溶接部及び母材部内の残留応力分布の解析結果は実測値とよく一致することを見いだし、すなわち残留応力解析の精度向上のためには溶接中の相変態を考慮することが重要であることがわかった。また、求められた残留応力分布を用いて、加圧熱衝撃時のRPVに対する破壊力学解析を行い、残留応力がRPVに及ぼす影響について評価した。その結果、RPVの健全性を行う場合には、肉盛溶接とPWHTにより生じる残留応力を考慮することが重要であることを明らかにした。

論文

Sensitivity analysis for the scenarios on deterioration or loss of safety functions expected in disposal system due to human error on application of engineering technology

武田 聖司; 井上 佳久; 木村 英雄

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1518, p.237 - 242, 2013/10

今後のHLW地層処分の安全審査に向けて、採用される工学技術に対し、適用した際のヒューマンエラーとバリア材の安全機能へ影響との関係を把握することを目的として、幾つかのヒューマンエラーに起因したバリア機能の低下・喪失を想定したシナリオ(初期欠陥シナリオ)に対する感度解析を行った。重要核種であるCs-135, Se-79に対する解析から、安全機能な健全な場合の天然バリアからの核種移行率よりも、「緩衝材の初期欠陥によるコロイドフィルトレーション機能の喪失」と、「粘土プラグの初期欠陥による止水機能の喪失及び卓越した移行経路の形成」のシナリオの核種移行率が、1桁から2桁以上の高い結果を示し、これらの2つのシナリオの可能性の確認が特に重要であることを示した。

論文

現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL3を用いた破壊力学評価

西川 弘之*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.211 - 221, 2013/09

日本原子力研究開発機構では、加圧熱衝撃(PTS)時の原子炉圧力容器(RPVs)の構造健全性評価の実施及びその評価に関する規程や標準の検証に資するために確率論的破壊力学解析コードPASCAL3を開発した。PASCAL3の前バージョンであるPASCAL2は、内部欠陥の評価、PTSの過渡事象データベース、非破壊検査モデルを含む多くの機能を備えているが、PASCAL3では、原子炉圧力容器の内面に施したクラッドを考慮できるように改良を加えた。今回、PASCAL3の解析における標準条件を決定するために、PASCAL3を用いて、表面き裂の発生と進展に関するモデルの影響について評価を行った。また、現状のRPVの構造健全性評価方法に従って、決定論的な評価と確率論的な評価を実施した。その結果、WPS効果を考慮することで、考慮しない場合に比べて条件付き裂貫通確率が10分の1程度まで減少することが示された。

論文

Study on the structural integrity of RPV using PFM analysis concerning inhomogeneity of the heat-affected zone

眞崎 浩一; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 5(2), p.85 - 92, 2013/08

原子炉圧力容器鋼の熱影響部に対する監視試験片の必要性判断に資するため、HAZの非均質な特性に関する研究を行った。溶接材に近い位置のHAZは、マルテンサイトと下部ベイナイトの混合組織により、母材に比べて高い破壊靭性を示した。一方で母材に近い位置のHAZは、上部ベイナイトの母材と同じ相に起因して、母材に比べ同等もしくはわずかに低い破壊靭性を示した。原子力機構ではHAZの非均質性を考慮した加圧熱衝撃時の非延性き裂進展解析手法を整備し、確率論的破壊力学コードPASCAL3に導入した。想定欠陥の分布と化学組成を変えた事例解析をPASCAL3を用いて実施した。高照射量を仮定し、欠陥が溶接材近くの熱影響部に存在すると想定した場合、加圧熱衝撃時のRPVの破壊確率が母材よりも小さくなり、母材に近い位置に存在する場合には、母材とほぼ同等となることが示された。

論文

80$$sim$$120$$^{circ}$$Cの脱酸素条件の脱イオン水中におけるジルカロイ-4の腐食速度

前田 敏克; 千葉 慎哲; 建石 剛*; 山口 徹治

日本原子力学会和文論文誌, 12(2), p.158 - 164, 2013/06

地層処分環境における使用済燃料被覆管(ハル)からの核種溶出量を評価するうえで重要な母材(ジルカロイ)の腐食挙動を調べるため、水素ガス発生量測定法によって、低酸素条件下、80$$sim$$120$$^{circ}$$Cでのジルカロイの腐食速度を測定した。その結果、いずれの温度においても、腐食量の3乗が腐食時間に比例して増加する"三乗則"で腐食が進行していることがわかった。また、その腐食速度定数は炉水環境条件(高温域)での腐食速度定数の温度依存性の外挿直線上にあり、高温域と、処分環境で想定される100$$^{circ}$$C以下を含む低温域での腐食のしくみが同じであることがわかった。

論文

Diffusion of Cs, Np, Am and Co in compacted sand-bentonite mixtures; Evidence for surface diffusion of Cs cations

澤口 拓磨; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 喜多川 勇

Clay Minerals, 48(2), p.411 - 422, 2013/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:89.58(Chemistry, Physical)

透過拡散法によって砂-ベントナイト混合圧縮体中におけるセシウムイオンの拡散移行について研究した。試験はさまざまな溶液条件で行った。得られた実効拡散係数($$D$$$$_{e}$$)の値は、試験条件によって5.2E-10$$sim$$5.9E-9m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と1桁の変動が見られたのに対し、見かけの拡散係数($$D$$$$_{a}$$)の値は2.0E-12$$sim$$6.2E-12m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と変動幅は小さかった。この結果は、フィックの第一法則を適用したとき、拡散フラックスは間隙水中のセシウムの濃度勾配だけでは説明できないことを示している。砂-ベントナイト混合圧縮体中の見かけの濃度勾配は収着しているセシウムの濃度勾配にほぼ等しいので、収着状態でのセシウムの拡散が砂-ベントナイト混合体中のセシウムの拡散の支配的なメカニズムであることが示唆された。

論文

Development of a reactive transport code MC-CEMENT ver.2 and its verification using 15-year ${it in-situ}$ concrete/clay interactions at the Tournemire URL

山口 徹治; 片岡 理治; 澤口 拓磨; 向井 雅之; 星野 清一; 田中 忠夫; Marsal, F.*; Pellegrini, D.*

Clay Minerals, 48(2), p.185 - 197, 2013/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:89.58(Chemistry, Physical)

セント系材料によって引き起こされる高アルカリ環境は、放射性廃棄物処分場のベントナイト粘土緩衝材の力学的又は化学的特性を劣化させる可能性がある。長期に渡るコンクリート/粘土系の変化を評価するためには、物理-化学モデルと多くの入力パラメータが必要となる。この長期評価に信頼性を付与するためには、コンクリート/粘土系を対象とした、化学反応を伴う物質移行を解析するコードを開発し、検証する必要がある。この研究では、PHREEQCをベースとする、化学反応を伴う物質移行解析コード(MC-CEMENT ver.2)を開発し、原位置におけるコンクリート/粘土岩の接触部における鉱物変化の観察結果と計算結果を照合することにより、検証した。計算は鉱物の変化が1cm以内に限定されていること、カルサイトやCSHの生成、石英の溶解、粘土岩側での間隙率の低下及びコンクリート側での上昇などを再現した。これらの一致は、実験室規模、1年程度の実験に基づくモデルが、より長い時間に適用できる可能性を示している。計算で粘土の溶解や石コウの生成が再現されなかったことは、われわれのモデルに未だ改善の余地があることを示している。

論文

Changes in hydraulic conductivity of sand-bentonite mixtures accompanied by alkaline alteration

山口 徹治; 澤口 拓磨; 塚田 学; 角脇 三師*; 田中 忠夫

Clay Minerals, 48(2), p.403 - 410, 2013/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:80(Chemistry, Physical)

モンモリロナイトは放射性廃棄物処分場のベントナイト粘土製の緩衝材の主要な成分である。セメント系材料によってもたらされる高アルカリ環境はモンモリロナイトを変化させ、緩衝材の力学的又は化学的な特性を劣化させる可能性がある。その劣化は緩衝材の透水性に変化を生じさせ、放射性核種移行解析結果に大きな不確実性をもたらす可能性がある。しかし、透水係数変化に関する実験データは、おもに圧縮成形された緩衝材(砂混合ベントナイト成形体)の変質が極めて遅いため、ほとんど得られていない。この研究では、80-90$$^{circ}$$CのNaOHを含む溶液系において砂混合ベントナイトのアルカリ変質に伴う透水係数の変化を観察する実験室実験を行った。3タイプの実験により、ベントナイト緩衝材のアルカリ変質で透水係数が上昇しうることを証明した。得られたデータは、変質を評価するために用いられる計算コードの検証に用いることができる。

論文

酸素欠乏地下環境における炭素鋼腐食モデリング

柴田 俊夫*; 渡邊 正敏; 谷口 直樹; 清水 亮彦*

材料と環境, 62(2), p.70 - 77, 2013/02

酸素欠乏還元性環境中性水溶液中の炭素鋼はH$$_{2}$$Oと反応してH$$_{2}$$を発生し表面に腐食皮膜を生成する。腐食速度は腐食に伴って生成する腐食皮膜中を反応物質が拡散する速度によって決定される。腐食プロセスに関与する幾つかの拡散種の拡散定数は文献から知ることができた。しかしながら鉄酸化物中のH$$_{2}$$Oの拡散定数は見いだすことができなかったので、適切な仮定を用いて推定した。物質移動論モデルによって炭素鋼の腐食速度をシミュレーションした。腐食皮膜ポア中をH$$_{2}$$O及びFe$$^{2+}$$イオンが液相拡散するモデル、及び腐食皮膜中のH$$_{2}$$O固相拡散モデルについて、表計算ソフトのExcelを用いてシミュレーションを行った。腐食電流密度と腐食減肉厚さの時間的変化やそれらのpH依存性及び温度依存性を検討した。シミュレーション結果を実測値と比較した結果、腐食皮膜中のH$$_{2}$$O固相拡散が酸素欠乏環境における炭素鋼の腐食速度を決定していることが示唆された。

論文

Product analysis for polyethylene degradation by radiation and thermal ageing

杉本 雅樹; 島田 明彦; 工藤 久明*; 田村 清俊; 瀬口 忠男*

Radiation Physics and Chemistry, 82, p.69 - 73, 2013/01

 被引用回数:28 パーセンタイル:4.77(Chemistry, Physical)

原子炉用電線ケーブルの絶縁材料に用いられる架橋ポリエチレンシートを、熱劣化あるいは放射線劣化した際に生成する酸化物について、顕微赤外分光計(FTIR)で調べた。その結果、放射線あるいは熱劣化のいずれの場合もカルボン酸,カルボン酸エステル,カルボン酸無水物の生成が認められた。初期生成物はカルボン酸であり、カルボン酸エステルはカルボン酸と架橋助剤として添加された過酸化物の分解生成物との反応により、カルボン酸無水物は酸化反応で切断されたポリエチレン主鎖末端のカルボン酸の再結合により生成したものと考えられた。また、熱劣化温度が上昇するとゲル分離が増大することが知られているが、これは酸化生成物中のカルボン酸無水物の割合が増大して、架橋反応が進行するためと解釈できた。これらは、高分子鎖に熱や放射線で生成したラジカルが、酸素と反応して過酸化ラジカルを生成し、連鎖的に酸化反応が進行すると考える従来の知見では説明できないものであり、カルボン酸を初期生成物としてそのエステル及び酸無水物が生成する熱あるいは放射線劣化の新たな反応機構を明らかにできた。

報告書

原子力発電所用ケーブルの経年劣化メカニズムの研究(受託研究)

瀬口 忠男*; 田村 清俊*; 渡士 克己; 鈴木 雅秀; 島田 明彦; 杉本 雅樹; 出崎 亮; 吉川 正人; 大島 武; 工藤 久明*

JAEA-Research 2012-029, 158 Pages, 2012/12

JAEA-Research-2012-029.pdf:9.4MB

原子力発電所用ケーブルの経年劣化研究として、ケーブル絶縁材料であるエチレンプロピレンゴム(EPR),架橋ポリエチレン(XLPE),ポリ塩化ビニル(PVC),シリコーンゴム(SiR)について、劣化メカニズムの研究を実施した。実用ケーブルと同等の配合試料(実用配合)及び特定の添加剤を配合したモデル配合の試料を用いて、放射線と熱の加速劣化を行い、実用物性の測定、重量の変化、高分子の架橋・切断の分析、酸化防止剤と酸化生成物の濃度分布の測定分析を行い、解析した。

論文

Improvement of the center boring device for the irradiated fuel pellets

豊川 琢也; 宇佐美 浩二; 椎名 秀徳; 小野澤 淳

Proceedings of 49th Conference on Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2012) (Internet), 6 Pages, 2012/09

The power ramp test will be performed at Japan Materials Testing Reactor (JMTR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to study the safety margin of high burnup fuels. The commercial fuel rods irradiated in Europe (approx. 70 GWd/t) will be refabricated as the test rods with the several instrumentations to observe the fuel behavior under the transient condition. One of the important parameters to be measured during this test is the center temperature of the fuel pellet. For this measurement, a thermocouple is installed into the hole bored at the pellet center by the center boring device, which can fix the fuel pellet with the frozen CO$$_{2}$$ gas(dry ice) during its boring process. At the Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) in Tokai Research and Development Center, several improvements were applied for the previous boring device to upgrade its performance and reliability. The major improvements are the change of the drill bit, modification of the boring process and the optimization of the remote operability. The improved boring device was installed into the hot cell in 2010, and the mock-up test was performed with the dummy pellets to confirm the benefit of the improvements.

報告書

ケーブル絶縁材料の経年劣化研究

瀬口 忠男*; 田村 清俊; 工藤 久明*; 島田 明彦; 杉本 雅樹; 出崎 亮; 大島 武; 吉川 正人

JAEA-Review 2012-027, 46 Pages, 2012/08

JAEA-Review-2012-027.pdf:5.87MB

平成18年度から22年度までの5か年にわたり、ケーブル劣化のメカニズムに関する研究が、経済産業省原子力安全保安院の原子力発電所高経年化対策事業として、実施された。本研究の終了にあたり、劣化メカニズム研究に焦点を絞りレビューした。1970年以降の研究報告について、実験的な裏付けがなされている報告を選定し、確証されている事象、解釈が合理的なもの、未だ解釈が定まっていない事項等を検討した。本研究を含めて、その後に得られた新たな事実をもとに、過去のデータの解釈を改定し、劣化メカニズムの新たなモデルを提案した。

論文

Effect of partial welding on residual stress and structural integrity in piping welds

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07

溶接後に検査等で溶接欠陥が見つかった場合、その欠陥を削除した後、部分的に補修溶接が必要となる。この部分補修溶接は残留応力に局所的に高い引張応力を発生させる可能性がある。本研究では、まず熱弾塑性解析により、突合せ溶接後に補修溶接を施した際の残留応力を求め、実験との比較により解析手法の妥当性を確かめた。補修溶接条件を変えた解析の結果、欠陥除去深さが深いほど補修溶接部の引張残留応力は増加すること等がわかった。その結果に基づき、確率論的破壊力学コードPASCAL-SPを用いて、応力腐食割れに伴う配管溶接部の構造健全性について評価を行った。部分補修溶接は配管溶接部の破断確率を提言する可能性のあることを明らかにした。

論文

Mechanical and microstructural characterization of heat-affected zone materials of reactor pressure vessel

勝山 仁哉; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(3), p.031402_1 - 031402_7, 2012/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:79.83(Engineering, Mechanical)

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)から採取した監視試験片の要否に関する技術的根拠を示すため、原子炉圧力容器鋼HAZの金属組織及び機械的性質の特徴付けを行った。まず、溶接シミュレーションを行うことにより、各部の温度履歴からHAZにおける結晶粒径及び相構造の分布をマッピングした。そのマッピング結果を参考に、熱処理により7種類のHAZ再現材を作成し、金属組織及び機械的性質について、母材との比較を行った。その結果、HAZにおける機械的性質は、結晶粒径よりも、マルテンサイトやベイナイトといった相構造に依存することが明らかとなった。溶接金属側のHAZはマルテンサイトと下部ベイナイトの混合組織のため、母材に比べて高靭性を示し、母材側のHAZは上部ベイナイト主体のため母材と同等かわずかに低い靭性を示すことがわかった。

論文

Identification of the cathode reaction accompanied with overpack corrosion

大塚 伊知郎*; 飯田 芳久; 山口 徹治; 加藤 修*; 建石 剛*; 田中 忠夫

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1475, p.507 - 512, 2012/06

オーバーパック腐食におけるカソード反応を同定するために、炭素鋼線の腐食実験を行った。炭素鋼線を蒸留水,炭酸水素ナトリウム溶液及び硫酸ナトリウム溶液に浸漬し、ガラス製アンプルに封入した。60$$^{circ}$$Cで150日間保持した後、腐食生成物,液相及び気相の分析を行った。実験の結果、水素イオンの還元による水素ガス発生が支配的なカソード反応であることが示された。硫酸及び炭酸イオンの還元は観測されなかった。腐食生成物として、非晶質の水酸化第一鉄,鉄酸化物がすべての実験で特定された。それに加え、炭酸水素ナトリウム溶液では、鉄炭酸塩が特定された。この結果は、地層処分環境では水素発生反応が支配的なカソード反応であり、間隙水のEhが水素発生反応の平衡電位に至る可能性を示唆している。

論文

Effect of welding conditions on residual stress and stress corrosion cracking behavior at butt-welding joints of stainless steel pipes

勝山 仁哉; 飛田 徹; 伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(2), p.021403_1 - 021403_9, 2012/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.2(Engineering, Mechanical)

オーステナイト系ステンレス鋼SUS316L製の再循環系配管の突合せ溶接部近傍において応力腐食割れ(SCC)が観察されている。このSCCは、従来の材料因子及び環境因子の影響に比べ、溶接により生じる高い引張応力、すなわち力学因子の影響が大きいと考えられる。したがって、SUS316L鋼管溶接継手の溶接残留応力に関する解析評価は重要であり、多くの研究が行われている。本研究では、複数のSUS316鋼管溶接継手試験体を製作し、溶接入熱及び溶接速度のような溶接条件の不確かさを実測した。また、応力解放法及びX線回折法により残留応力分布及びそのばらつきを評価した。これらの測定結果をもとに、有限要素法による溶接条件の不確かさを考慮したパラメトリック解析を行い、溶接条件の違いが溶接残留応力に及ぼす影響を明らかにした。さらに、求めた残留応力分布を用い、JSME維持規格の手法に基づくSCC進展解析を行った結果、溶接入熱及び速度の不確かさはSCC進展挙動に及ぼす影響が大きいことが示された。

報告書

軽水炉の応力腐食割れ(SCC)事象とその評価手法; 炉内構造物・配管の高経年化事象予測に向けたSCC評価手法技術資料集(受託研究)

山本 正弘; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 中野 純一; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 加治 芳行; 辻川 茂男*; 服部 成雄*; 吉井 紹泰*; et al.

JAEA-Review 2012-007, 404 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-007.pdf:36.72MB

我が国の軽水炉は運転開始から20年以上経過したものが多くを占め、経年劣化に対応した技術を確立して安全に運転していくことが望まれている。特にSCCについては、これまでに幾つかのトラブル事象が報告されており、対応技術やメカニズムに関する数多くの研究例がある。今回、それらをできるだけ広く集めて整理し、体系的にレビューした。具体的には、軽水炉に発生したSCC事例とその評価の現状、SCC発生・進展因子に関する評価法の研究と知見の現状、SCC・腐食環境のモニタリング技術の現状等について調査を行った。調査した結果は、炉型(BWR, PWR),材料(ステンレス鋼,Ni基合金)及びSCC評価法(ラボと実機)について、横断的かつ総合的に検討を行い、それらの共通点,相違点を理解しやすい図表として整理し、相対的な比較を行いやすいようにまとめた。これらの整理した結果を元に、今後検討すべき課題を抽出し、また実機において留意していくべき事象に関してまとめた。ラボ試験における加速条件の評価においては、最新の解析技術を駆使したミクロな解析と統計的な手法を含めた計算機的な予測やモデル化技術が今後重要になることを示した。また、実機の状況を運転中に把握し、SCCが顕在化する以前の兆候をモニタリングする手法の重要性を示し、今後実用化を含めた検討が必要であることを示した。

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