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報告書

緩衝材製作施工技術の評価

雨宮 清*; TRAN DUC PHI OAN*; 山下 亮*

JNC-TJ8400 2000-056, 487 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-056.pdf:16.24MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次とりまとめにおいて、緩衝材製作施工技術として、緩衝材の施工実績、施工方法、品質管理の関する概略評価が実施された。今後、これらの内容に対し、内容を補完する検討やデータ取得が急務となっている。本研究では、「定置後の品質評価」として、緩衝材とオーバーパックあるいは岩盤との間に生じる隙間の、ベントナイトペレットによる充填の検討を実施した。また、「実規模施工技術の評価」として、スウェーデン・エスポ島で行われている実規模緩衝材を用いた実証試験(Prototpe Repository Project)の技術検討を実施した。さらに、「施工後の緩衝材及び岩盤中の熱伝導、水の浸潤挙動、力学的安定性等の評価」として、熱-水-応力連成現象に関する国際共同研究(DECOVALEX II,III)に参加し、連成モデルの開発と評価を実施した。

報告書

緩衝材製作施工技術の評価(委託研究内容報告書)概要集

雨宮 清*; TRAN DUC PHI OAN*; 山下 亮*

JNC-TJ8400 2000-055, 49 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-055.pdf:4.15MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次とりまとめにおいて、緩衝材製作施工技術として、緩衝材の施工実績、施工方法、品質管理の関する概略評価が実施された。今後、これらの内容に対し、内容を補完する検討やデータ取得が急務となっている。本研究では、「定置後の品質評価」として、緩衝材とオーバーパックあるいは岩盤との間に生じる隙間の、ベントナイトペレットによる充填の検討を実施した。また、「実規模施工技術の評価」として、スウェーデン・エスポ島で行われている実規模緩衝材を用いた実証試験(Prototype Repository Project)の技術検討を実施した。さらに、「施工後の緩衝材及び岩盤中の熱伝導、水の浸潤挙動、力学的安定性等の評価」として、熱-水-応力連成現象に関する国際共同研究(DECOVALEX II,III)に参加し、連成モデルの開発と評価を実施した。

報告書

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC-TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量$$alpha$$廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000$$^{circ}C$$、樹脂が1300$$^{circ}C$$、不燃物は1500$$^{circ}C$$、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300$$^{circ}C$$、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

報告書

使用済みフィルタ移送容器のシステム確証試験(1)報告書

石井 清登; 大内 一利; 瓜生 満; 森田 真一; 花田 圭司*; 川上 一善; 狩野 元信

PNC-TN8410 97-192, 60 Pages, 1997/09

PNC-TN8410-97-192.pdf:6.04MB

リサイクル機器試験施設(RecycleEquipmentTestFacility以下RETFという)の真空系統に設置された真空フィルタエレメントの交換方法として、汚染拡大防止、作業者の被ばく低減の観点から、カスク方式を採用することとし、今回は、平成7年度に実施した設計を基に主要部分を試作し、原理実証試験を行った。本試験における主要な成果は以下の通りである。1.排出シュートの落下試験においては、フィルタエレメント(収納容器収納後)が問題なく排出できることを確認した。なおこの時の大気圧における落下速度は、4.8m/s、落下所要時間は約2秒であった。2.交換装置のフィルタユニット上部へのセット方法確認では、ガイドフランジがフィルタユニットのガイドテーパにうまくガイドされないため、ガイドフランジのバネが圧縮されセットできない場合があったため、改良の必要がある。3.フィルタ交換メディアのセットについては、概ね問題なく行えることを確認した。4.フィルタエレメントを所定の位置に押し込むために必要な荷重は、最小で37kgであることを確認した。5.ダブルドアフランジ接合時の許容隙間については、隙間は0.8mm、傾きは0.85mmまでであれば気密を保持できることを確認した。

報告書

免震設計基準調査成果報告書参考資料議事録集

桐原 英秋*

PNC-TJ1027 93-001, 238 Pages, 1993/10

本調査は、核燃料施設の免震化を目指し、動燃・東海事業所内に建設を予定しているユーティリティ施設建家(以下「本施設」)を対象として、本施設における免震構造の成立性並びに有効性の検討と、本施設に免震構造を適用する場合に考慮すべき課題(免震構造固有の課題と、本施設において免震構造を成立させるために必要な条件)の解決のための免震設計の基本方針を定めることを目的とするものである。調査の内容は以下の通りである。(1)免震構造の成立性・有効性の検討本施設に免震構造が適用可能で、かつ適用した場合に有効なものであることを、免震装置の諸元をパラメータとパラメトリックスタディにより示した。(2)本施設に免震構造を適用するための基本的考え方免震構造固有の課題、及び本施設に免震構造を適用するために検討の必要のある課題について、以下のように基本的考え方を示した。1)検討用地震動の設定サイトに影響を与える地震動の設定、及び地震動のやや長周期成分の適切な評価の2点を考慮した。サイト地表面において、耐震建物の設計用最強地震動(S1)と整合し、かつ水平動のやや長周期成分を適切に評価したものとして検討用地震動の水平動(E1)及び上下動(EIV)を設定した。2)本施設に採用する免震装置の諸元の選定と設計クライテリアの設定本施設に最適の免震装置として、積層ゴムアイソレータ(ゴムのせん断弾性係数G=4kg/cm3、二次形状係数S2=5、直径=800$$phi$$)と鉛ダンパー(降伏耐力=10ton/本)を採用し、免震周期=4秒程度、アイソレータの常時最大面圧=150kg/cm2程度、ダンパー量$$alpha$$s(鉛ダンパーの降伏耐力の合計と建物重量の比)=4%程度を選定した。設定クライテリアとして、E1、E対し

報告書

高クロム系SG伝熱管材の破損伝播特性

下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行

PNC-TN9410 93-212, 141 Pages, 1993/09

PNC-TN9410-93-212.pdf:5.99MB

高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s$$sim$$数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。

報告書

放射線の空間分布計測手法に関する研究

not registered

PNC-TJ1602 93-005, 70 Pages, 1993/03

PNC-TJ1602-93-005.pdf:1.35MB

情報処理分野において主役となりつつある光ファイバーはそれ自身の物理的性質により種々の物理量(温度、圧力etc.)に対して感受性を有しており、その長尺性・細径性等の利点ともあわせ、光伝送路としての機能のみでなく、一般のプラントにおけるプロセス系モニターとしての応用が期待されている。なかでも時間分析型一次元分布センサーとしての応用は光ファイバーの利点を最も有効に活用できる分野である。放射線、特に高速中性子・ガンマ線に対する一次元分布センシングにおいて、プラスチックシンチレータをコア材としたプラスチックシンチレーション光ファイバー(PSF)の利用が見込まれており、これまでにPSFを用いた放射線位置検出の実験的検証が行われ、測定距離10m以下程度の分布型センシングの可能性が示されている。そこで、測定距離の延長、位置検出における分解能の向上を目的として、パルス処理系の高速化および光ファイバー端面処理の改善を図り、放射線位置検出実験を行った。また長距離分布型センシングの模擬実験として、PSFの両端に標準ファイバーを接続し、遠隔測定を行った。その結果、位置分解能の向上及び測定距離の延長が確認され、長距離(100m$$sim$$)の分布型放射線センシングの可能性が実験的検証された。本位置検出法は、シンチレーション光のPSF両端への到達時間差を測定する飛行時間(TOF)法に基づいたものである。

報告書

配管ベロ-ズ継手炉内実証試験検討ワ-キング・グル-プ成果報告書

渡士 克己; 川崎 弘嗣; 拝野 寛; 片岡 一; 月森 和之; 冨田 直樹; 礒崎 和則

PNC-TN9410 92-131, 90 Pages, 1992/05

PNC-TN9410-92-131.pdf:2.9MB

本報告書は,これまでに当事業団で展開されて終了した配管ベローズ継手の成立性研究に引き続いて,実験炉「常陽」を用いた配管ベローズ継手の実証試験について検討した結果をまとめたものである。本件はPROFIT推進会議第1分科会の所掌であり,分科会の下に配管ベローズ継手炉内実証試験検討ワーキング・グループが設置され,実験炉部・技術開発部・機器構造開発部からPROFIT推進会議事務局によって選任されたワーキング・グループ委員が当該事項を検討した。検討内容は,「常陽」主冷却配管系を用いた実証試験の意義・目的,方法,工程,期待される成果および必要経費である。検討結果は第1分科会,PROFIT推進会議,技術会議に報告され,審議された結果,2次主冷却配管系に12インチ口径内圧型縦置き配管ベローズ継手を設置して,開発部と実験炉部の業務として実証試験を実施することが決められた。

報告書

PROFIT計画 基本計画書(要約編)

中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-009, 24 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-009.pdf:0.94MB

動燃では、「常陽」「もんじゅ」で培った技術基盤をもとに、FBR実用化技術の確立に向けて、経済性の向上と安全性の強化を図るべく実用化重要技術課題(10課題)を取り上げ、その解決のための研究開発の着手している。PROFIT計画は、10課題の中から『実用化のキーとなる革新技術の開発と実証炉の連携の下にプロジェクトとして推進することを意図して計画されたものである。所掌しる範囲は、「常陽」MK-3計画及び革新技術の開発・実証であり、前者は炉心の高中性子束化による照射性能の向上、稼働率向上、照射技術の高度化を、後者は機器・系統の合理化、運転保守技術の高度化、合理的安全論理構築に寄与の大きい革新要素技術、2次系削除システム開発・実証および「常陽」安全性試験を含む。本基本計画書(要約偏)には、PROFIT計画の目的、計画立案にあたっての基本的考え方、ニーズ面からの件等、シーズ面からの検討、ならびに上記のMK-3計画および革新技術開発・実証に関する意義、技術の現状、中間期的計画について要約し、あわせて10課題との関連、スケジュール、資金計画についてもふれた。付録としてPROFIT計画に係る研究開発WBSおよび推進体制(平成3年度)添付した。基本本計画書(要約偏)は、平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子をまとめたものであり、それ以前の審議結果についても適宜反映してある。なお、PROFIT計画推進会議(事務局会議を含む)とその下に設けた各分科会(MK-3計画、第1-3分科会)で構成する組織により各ラインで実施している研究開発を総合的見地から推進・調整している。

報告書

PROFIT計画 基本計画書(詳細編)

中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-008.pdf:1.72MB

本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。

報告書

PROFIT計画 平成3年度成果と今後の展開

中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-007.pdf:3.26MB

PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第1$$sim$$3分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。

報告書

PROFIT計画 革新技術の開発・実証計画 資料集

中本 香一郎; 林道 寛; 渡士 克己; 田辺 裕美; 一宮 正和; 山口 勝久; 浅賀 健男

PNC-TN9080 92-006, 21 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-006.pdf:0.76MB

本資料は、PROFIT計画会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用した革新技術開発・実証関連OHPを資料集としてまとめたものである。

報告書

PROFIT計画 「常陽」高度化MK-III計画 資料集

中本 香一郎; 圷 正義; 鈴木 惣十; 宮川 俊一; 小林 孝良; 冨田 直樹; 伊東 秀明

PNC-TN9080 92-005, 70 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-005.pdf:1.39MB

本資料は、PROFIT計画推進会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用したMK-3計画関連OHPを資料集としてまとめたものである。

報告書

ラマンレーザー冷却方式の検討

萩原 正義; 宮本 泰明; 長谷川 信

PNC-TN8410 92-094, 36 Pages, 1992/04

PNC-TN8410-92-094.pdf:0.63MB

液体窒素冷却方式によるラマンレーザーの低温化において発生した問題の改善策としてブライン冷却方式を検討した。その結果を以下に示す。(1)ラマンレーザー特性において,1.ラマン変換効率は設計パス回数の37パスとすれば飽和変換領域に達すること。2.銅ミラーの変形量は液体窒素冷却に比べ,上下で約1/5,表裏面で約1/3となり,マルチパス形成上,問題はないと考えられること。3.ブライン冷却にした場合,ガス流動速度は液体窒素冷却の約半分以下と推測される他,ミラー穴付近の複雑な流動も解消されることが期待されるため,ビームの揺れは現状より改善されると思われること。(2)ブライン循環システムについて,1.噴流方式が最適と思われること。2.噴出速度を5m/s程度とすれば,流れによる攪拌効果が期待できること。3.冷媒としてメタノール(60wt%)で充分冷却可能であること。4.冷媒及び冷凍機に対して、官庁申請等を必要としないこと。

報告書

高速炉燃料再処理技術開発の動向について

福島 操

PNC-TN8100 91-031, 19 Pages, 1991/10

PNC-TN8100-91-031.pdf:0.42MB

資源の少ない我が国はU資源を有効に利用をはかってゆくために,Pu利用体系の確立を目指し,FBR,FBR再処理,MOX加工の技術開発を進めている。この体系において,FBR再処理はPuを供給するという重要な位置付けにあり,その技術をFBR実用化までに確立しておくことが必要である。我が国のFBR再処理の技術開発は動燃事業団を中心として,東海再処理工場の経験をベースに、昭和50年から自主技術で開発が進められて来た。この技術開発の現状及び今後の開発計画について説明するとともに,海外のFBR再処理の動向について説明する。

報告書

新型転換炉研究開発成果の概要

北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*

PNC-TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08

PNC-TN1410-91-063.pdf:10.66MB

新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。

報告書

分子レーザー法ウラン濃縮レーザーシステムの開発ー動燃技報No.77別刷

長谷川 信; 宮本 泰明; 田中 拓; 川越 浩; 藤原 重徳; 松田 瑛; 矢戸 弓雄

PNC-TN8410 91-090, 11 Pages, 1991/03

PNC-TN8410-91-090.pdf:0.48MB

動燃事業団は,分子レーザ法ウラン濃縮の開発を昭和63年度から理化学研究所の協力を得て進めてきた。そして100HZレーザシステムによる工学的原理実証を目的した試験装置の建設し,調整運転に入っている。この装置の開発で特に重要課題となるのは,分離に必要な16マイクロメートルレーザ光を作る100HZレーザシステムとレーザ光を利用して分離を行うプロセスシステムである。本報では,本装置の主要構成機器要素である,1)10マイクロメートルレーザ光を放射する炭酸ガスレーザシステム,2)10マイクロメートルレーザ光を16マイクロメートルに波長変換するラマンレーザステムについて,これまでのシステム開発の現状と工学実証試験装置の概要を紹介した。

論文

新しいしきい検出器$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$Hg(n,n´)$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Hgの核データおよび弥生炉中性子標準場における実証実験

桜井 淳

核データニュース(インターネット), (17), p.21 - 27, 1982/00

JMTRの0.1~1MeV領域の中性子スペクトルを評価するために、新しいしきい検出器を開発した。本稿においては、新しいしきい検出器$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$Hg(n,n')$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Hgの核データ(abundance,half-life,gamma branching ratio, neutron cross section)を整理し、また弥生炉中性子標準場における実証実験について述べる。$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$Hg(n,n')$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Hg反応は比較的neutron cross section が大きく、また生成核の半減期が42.6分なので、critical assemblyのように低い高速中性子束での照射でも十分定量可能な放射化ができる。またしきい値が$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{5}$$In(n,n')$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{m}$$In反応よりも低いので、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Rh(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Rhおよび$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{5}$$In(n,n')$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{m}$$In反応とともにreactor dosimetryにおいて利用しやすく、また有用なしきい検出器になるであろう。(本稿は、著者の学位論文「原子炉中性子線量評価法の実験的研究」の第3章「新しいしきい検出器$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$Hg(n,n')$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Hgによる中性子スペクトルunfoldingの試み」の概要をまとめたものである。)

論文

Verification experiment of threshold detector $$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Ag on YAYOI standard neutron field

桜井 淳; 近藤 育朗; 中沢 正治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(12), p.949 - 956, 1981/00

材料試験炉の中性子スペクトル評価実験において、しきい値が0.1MeVのしきい検出器$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agを導入し、実用化実験を行なってきたが、本実験はこのしきい検出器の信頼性の実証実験である。 今回の実験を通していくつかの重要な点が明確にできた。すなわち、弥生炉標準場で$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Agを含む14種のしきい検出器を照射し、その実験的に決定した反応率と計算で決定した反応率の差は、すべての反応に対して10%以下であり、このことは今回導入したしきい検出器$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの信頼性を実証したことになる。また、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Ag反応と同時に$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,2n)$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ag反応や$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,p)$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{P}$$d反応なども起こるが、これらの反応により生成された放射能は、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')で生成された$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの放射能測定には影響しない。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの半減期は44.3secであるが、半減期が短いことが決定的な欠点にはならず、0.1MeV以上の中性子スペクトルを測定する上で有用なしきい検出器となる

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