Optimization for SEU/SET immunity on 0.15 m fully depleted CMOS/SOI digital logic devices

槇原 亜紀子*; 浅井 弘彰*; 土屋 義久*; 天野 幸男*; 緑川 正彦*; 新藤 浩之*; 久保山 智司*; 小野田 忍; 平尾 敏雄; 中嶋 康人*; et al.

Proceedings of 7th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-7), p.95 - 98, 2006/10

RHBD(Radiation Hardness by Design)技術を用いてSEU(Single Event Upset)/SET(Single Event Transient)対策ロジックセルを、沖電気の完全空乏型0.15m CMOS/SOI民生プロセスを用いて設計し、製造したサンプルデバイスの放射線評価を実施した。SETフリーインバータと呼ばれるSET対策付きインバータ構造を有するロジックセルは、非常に優れたSET耐性を示すが、面積・動作スピード・消費電力のペナルティも大きいため、本研究では、最低限の耐性を維持しつつペナルティを低減するための設計の最適化をMixedモードのTCAD(Technology Computer Aided Design)シミュレータを用いて行った。その結果、LET(Linear Energy Transfar)が64MeV/(mg/cm)までは、本研究により最適化されたロジックセルが宇宙用として有用であることを示した。

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC-TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

再処理工程におけるヒドラジンの分解反応の検討

佐野 雄一; 佐藤 宗一; 久野 剛彦; 大森 栄一; 中村 博文; 槇 彰

JNC-TN8410 99-049, 94 Pages, 1999/08

JNC-TN8410-99-049.pdf:2.64MB

東海再処理施設の安全性確認作業の一環として、工程で使用されている化学物質であるヒドラジンの化学反応に関する検討を行った。検討の内容は、コールドビーカー試験による高温硝酸溶液中でのヒドラジン分解反応生成物や反応速度の検討、東海再処理工場におけるプルトニウム製品溶液の分析、海外再処理施設におけるアンモニアに関する事例の調査検討、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討である。検討の結果、コールドの条件ではヒドラジンの分解反応式、反応速度をほぼ解明できた。しかし硝酸プルトニウムとの共存系である実溶液の測定結果と整合しないことから、ホット試験による確認が必要であることが判った。また、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討においても、生成物があるアジ化水素、アンモニアのいずれも安全上問題となることはないことが判ったが、計算値と実測値との整合性の観点から、今後実工程での実測調査により挙動の解明を行うことが望ましい。

東海再処理施設技術報告会(資料集)

三浦 信之; 近藤 恒; 砂押 三喜也; 笹山 康夫; 黒沢 明; 早川 剛; 槇 彰

JNC-TN8410 99-022, 136 Pages, 1999/07

JNC-TN8410-99-022.pdf:46.42MB

本資料は、東海再処理施設においてこれまで得られた技術・知見等を六ヶ所再処理工場の建設・運転に資するべく、平成11年6月24日に青森県六ヶ所村で開催した「東海再処理施設技術報告会」の予稿集及び口頭発表OHP、パネル展示資料を当該報告会資料集としてまとめたものである。

東海再処理施設の事故の発生防止策の検討

中村 博文; 槇 彰; 藤田 秀人; 久江 正; 高江 秋義; 宮本 正紀; 金森 定

JNC-TN8410 99-004, 1679 Pages, 1998/11

JNC-TN8410-99-004(1).pdf:46.84MB
JNC-TN8410-99-004(2).pdf:38.58MB
JNC-TN8410-99-004(3).pdf:33.27MB

平成9年3月に東海再処理施設の一つであるアスファルト固化処理施設において火災爆発事故が発生した。この事故の反省から自主保安の一環として最新の知見やこれまでの運転経験等を取り入れて東海再処理施設の安全性を再度確認することとし、(1)事故の発生防止策の検討、(2)事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討及び(3)臨界や放射線しゃへいに関する安全設計の基礎データの確認作業等を実施した。本資料ではこの内、各工程の事故の発生防止策の検討作業について報告する。事故の発生防止策の検討では、これまで東海再処理施設の設置時に検討した事象や国内外の評価事例などを考慮した上で、再度各工程で想定される異常事象を最新の知見(HAZOP及びFNEA)を取り入れて摘出し、その事象進展から事故の発生防止策を検討した。その結果、東海再処理施設で事故の想定される工程に対して約4000件にのぼる異常状態を検討し、その中から異常事象に発展する可能性のある事象進展を約700件摘出して発生防止策の有無、妥当性を検討した。検討した事象については、その殆どが既存の施設で事故の発生防止の為の十分な対応が取れていることを確認し、さらに、幾つかの工程については安全性を高めるための運転要領書の改訂や設備の改善する項目が明確になり、今後対応することとした。

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認

大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰

JNC-TN8410 99-002, 205 Pages, 1998/11

JNC-TN8410-99-002.pdf:38.89MB

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設について最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認に使用した基本データの確認についてまとめたものである。設計基準燃料、放射能収支、機器内臓放射能量、実効線量当量の計算方法などについて、最新のコードやこれまでに得られた実データなどを使用して整理し、公衆の被ばく評価上重要な機器を洗い出した。また、整理されたデータを使用して放射線分解発生水素の検討を行い、火災爆発防止に係る改善項目を摘出し設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故に関する検討

小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.

日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.740

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は核種で14GBq、核種で610-4910-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で110-3210-2mSvと評価した。

再処理工場におけるトリチウムの挙動

山之内 種彦*; 新谷 貞夫*; 福島 操*; 野島 康夫*; 槇 彰*

PNC-TN841 81-37, 100 Pages, 1981/03

PNC-TN841-81-37.pdf:2.19MB

トリチウムは,水素の同位体で12.36年の半減期を持ちベーター線を放出する核種であり,原子炉の運転中に一次冷却水中及び燃料中で生成される。燃料中で生成したトリチウムは,燃料の破損部分から冷却水中へ広散するが,その量は1%以下であり,大部分は使用済燃料中に含まれて再処理工場へ運ばれて来る。動燃再処理工場においては,1977年9月のJPDR燃料せん断開始以来,1980年末の使用前検査完了までに約80トンの国内の軽水炉(BWR,PWR)の使用済燃料の処理を行って来た。この処理を通して各工程のトリチウム量及びトリチウムの環境放出量の測定を行ない,そのデータをもとに再処理工場におけるトリチウムの挙動の検討を行った。その結果,次の点が明らかになった。(1)再処理工場のトリチウムのmainpathway(主たる経路)は,酸回収系であった。(2)環境へ放出されるトリチウムの燃料中での生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対する比率は,大気(BWR,PWR)が約1%,海洋がBWRの場合2030%,PWRの場合3545%であった。(3)溶解工程以降で確認されたトリチウムの総量は燃料中の生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対してPWR燃料の場合約50%であり,残り約50%が確認できなった。(4)この50%の不足分は,計算コード及び原子炉の運転中にハルへ移行するトリチウムによるものと考えられる。米国の実験によれば,ハルへ移行するトリチウムの割合は燃料の線出力に依存し,数%90%と変動する。BWR燃料とPWR燃料処理時のトリチウムの環境放出量の差は,この線出力の違いによるものと考えられる。

再処理工場のセル等における除染について

槇 彰

動燃技報, 93 Pages, 

None

計装用導圧管詰まり予知・除去装置の開発

福田 一仁; 小形 佳昭; 槇 彰; 福有 義裕; 小林 健太郎; 田中 伸幸

動燃技報, (96), , 

http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN1340-95-004.pdf

再処理工場において放射性流体の液位・密度等の物理量は主にエアーパージ測定法によって測定されている。本測定法は放射性流体に導圧管を挿入するだけで検出部には可動部を全く持たないため、原子力関係施設では、幅広く採用されている。その一方で導圧管先端部に溶液からの塩の析出・蓄積等原因で頻繁に導圧管を詰まらせる問題点もよく知られている。導圧管の詰まりは、液位・密度といった物理量の測定を異常にし、工程監視に影響を与える。そのため、計測系を正常にするための詰まり除去の保全作業は、膨大な量となっている。以上の問題点を解決するため、導圧管の詰まりが計測系に異常をきたす前に予知し、導圧管を開放状態にすることなく詰まりを除去する装置を開発したので報告する。