著者

鈴木 俊一 高田 正日出

出版者

一般社団法人 電気学会

雑誌

電氣學會雜誌 (ISSN:00202878)

巻号頁・発行日

vol.101, no.4, pp.309-316, 1981-04-20 (Released:2008-04-17)

参考文献数

18

著者

大森 惇志 秋山 英二 阿部 博志 端 邦樹 佐藤 智徳 加治 芳行 井上 博之 田口 光正 清藤 一 多田 英司 鈴木 俊一

出版者

公益社団法人 腐食防食学会

雑誌

Zairyo-to-Kankyo (ISSN:09170480)

巻号頁・発行日

vol.69, no.4, pp.107-111, 2020-04-10 (Released:2020-10-01)

参考文献数

14

被引用文献数

1 1

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ガンマ線照射による水のラジオリシスで生成する酸化剤が炭素鋼の気相中の腐食に及ぼす効果を評価するために,オゾンをモデル酸化剤として用いて50℃の湿度制御下に導入し,ACMセンサを用いた腐食モニタリングを行なった.ACM電流はオゾンの濃度に伴って高くなったことから,オゾンによる腐食促進の効果が示された.これはオゾンの還元反応あるいは水への溶解反応が早く,カソード反応を促進したためと考えられる.

著者

鈴木 俊一 青木 広臣 川上 博人 畑 明仁 本島 貴之

出版者

一般社団法人 日本原子力学会 バックエンド部会

雑誌

原子力バックエンド研究 (ISSN:18847579)

巻号頁・発行日

vol.15, no.2, pp.87-98, 2009

被引用文献数

3

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本稿では, 多重バリアシステムを有する放射性廃棄物処分施設の安全性能評価手法について提案する. 本稿で提案する手法は, 我が国において既存の放射性廃棄物処分施設に対しておこなわれた安全評価で用いられている移行率モデルの概念に基づいている. 提案する安全評価手法の有利な点は, 複雑な数値シミュレーションを多用することなく, 廃棄体からの溶出率を考慮した人工バリアシステム (EBS) からの放出フラックスを算定でき, さらに, 人工バリアが有する遅延性能, 低透水性能, 及び低拡散性能の3つの性能指標からなる移行率を提案・採用している点である. また, 本稿で提案する安全性能評価手法を用いて, 人工バリアからの放射性核種の放出フラックスに対して感度解析を行い, 廃棄体からの溶出率, 移行率, 及び人工バリアからの放射性核種の最大放出率による相図を作成し各パラメータの影響度を整理した.

著者

青木 広臣 鈴木 俊一 川上 博人

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2007, pp.500, 2007

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放射性廃棄物処分施設の安全性能評価において,地下水移行シナリオ,隆起・浸食シナリオ等の被ばく線量に支配的な影響を及ぼすパラメータである廃棄体の溶出率と,処分施設の核種閉じ込め性能を示す指標である人工バリア部の移行率の関係について整理し,最大放出率に及ぼすそれらパラメータの相対的な位置づけを理論式に基づき分析した.

著者

鈴木 俊一

出版者

社団法人日本造園学会

雑誌

造園雑誌 (ISSN:03877248)

巻号頁・発行日

vol.49, no.2, 1985-12-19

著者

鈴木 俊一

雑誌

全国大会講演論文集

巻号頁・発行日

vol.37, 1988-09-12

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日本語の入力方式として、かな漢字変換が主流であるが、人名や地名には難読漢字が含まれる場合があるので、他の入力方式として一漢字を入力する方法が用意されている。従来の漢字入力方法には、音訓入力、部首入力、画数入力そしてコード入力などの方法がある。しかし、「國」を入力する場合など部首名の「くにがまえ」が判らない、または「くにがまえ」の部首を持つ漢字が多い等の理由から、所望の漢字を選択・入力するまでに多くのキータッチ数および検索時間を要しているのが現状である。昭和62年後期情報処理学会全国大会において、JIS第2水準漢字の入力方法として、漢字構成要素の一部を入力して所望の漢字を入力する方法を提案した。本稿は前回報告した方法を実用化するために行ったユーザインタフェースの改良について述べるものである。なお本稿中で、一つの漢字に含まれる漢字を部分漢字という言葉を用いて表現している。

著者

鈴木 俊一 福田 俊彦 山下 裕宣

出版者

一般社団法人日本エネルギー学会

雑誌

日本エネルギー学会誌 (ISSN:09168753)

巻号頁・発行日

vol.83, no.7, pp.480-484, 2004-07-20

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L-grade stainless steels as 316NG, SUS316L and SUS304L have been used for the BWR reactor internals and re-circulation pipes as SCC resistant materials. However, SCC of the L-grade material components were reported recently in many Japanese BWR plants. The detail investigation of the components showed the fabrication process such as welding, machining and surface finishing strongly affected SCC occurrence. In this paper, research results of SCC of L-grade stainless steels, metallurgical investigation of core shrouds and re-circulation pipings, and features of SCC morphology were introduced. Besides, the structural integrity of components with SCC, countermeasures for SCC and future R&D planning were introduced.