検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1

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

Measurement of single-event upsets in 65-nm SRAMs under irradiation of spallation neutrons at J-PARC MLF

黒田 順也*; 真鍋 征也*; 渡辺 幸信*; 伊東 功次郎*; Liao, W.*; 橋本 昌宜*; 安部 晋一郎; 原田 正英; 及川 健一; 三宅 康博*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 67(7), p.1599 - 1605, 2020/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.45(Engineering, Electrical & Electronic)

半導体デバイスの信頼性の観点から、環境放射線起因ソフトエラーは問題となる。ソフトエラー発生率(SER: Soft Error Rate)を実測的に評価するために、中性子照射施設にてデバイスへの中性子照射測定実験が一般的に行われる。我々はこれまでに大阪大学のRCNPおよび東北大学のCYRICにて、65nmバルクSRAMおよびSOTB SRAMを対象とした中性子照射SER測定実験を行った。本研究では、同じデバイスを用いて、J-PARC MLFにある大強度の核破砕中性子源のBL10でSER測定実験を実施した。その結果、動作電圧を低くした際のSERの増加割合が、他の施設での測定結果と比べて高いことが判明した。PHITSによる解析の結果、入射中性子と保護樹脂に含まれる水素原子との弾性散乱による二次陽子が原因で動作電圧の低い条件下でSERが増加することを明らかにした。

論文

Impact of hydrided and non-hydrided materials near transistors on neutron-induced single event upsets

安部 晋一郎; 佐藤 達彦; 黒田 順也*; 真鍋 征也*; 渡辺 幸信*; Liao, W.*; 伊東 功次郎*; 橋本 昌宜*; 原田 正英; 及川 健一; et al.

Proceedings of IEEE International Reliability Physics Symposium (IRPS 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:64.23(Engineering, Electrical & Electronic)

二次宇宙線中性子起因シングルイベントアップセット(SEU: Single Event Upset)は、地上において電子機器の深刻な問題を生じる可能性のある事象として知られている。これまでの研究で、水素化物と中性子との弾性散乱により、前方に水素イオンが放出されるため、メモリ前方にある水素化物がSEUの発生確率の指標となるSEU断面積に影響を与えることを明らかにした。本研究では、トランジスタ近傍の構造物がSEU断面積に及ぼす影響を調査した。その結果、数MeVの領域におけるSEU断面積の変化は構造物の厚さおよび位置によって決まることを明らかにした。また、シミュレーションにおいてトランジスタ近傍の構造物を考慮することにより、J-PARC BL10の測定値をより良く再現できるようになった。さらに、構造物を考慮した計算シミュレーションにより、トランジスタ近傍の構造物は地上環境におけるソフトエラー率に有意な影響を持つことを明らかにした。

論文

Evaluation of fracture toughness of fine-grained isotropic graphites for HTGR

山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘

Nuclear Engineering and Design, 271, p.323 - 326, 2014/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:70.2(Nuclear Science & Technology)

微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことが分かった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890MPa・m$$^{1/2}$$、1.031MPa・mm$$^{1/2}$$であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。

論文

Evaluation of fracture toughness of fine-grained isotropic graphites for HTGR

山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことがわかった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890(MPam$$^{1/2}$$), 1.031(MPam$$^{1/2}$$)であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。

口頭

Pre-irradiation sample size validation on the compressive strength of nuclear graphite for HTGRs

國本 英治; 小西 隆志; 衛藤 基邦*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘; 黒田 雅俊*; 加藤 雄大*

no journal, , 

黒鉛の強度は、かさ密度や電気抵抗率等の特性と比較して試験片間のばらつきが大きいため、より多くの試験片を用いて評価する必要がある。現在IG-110黒鉛とIG-430黒鉛の高温・重照射試験を実施する計画であるが、照射キャプセルの容積には限りがあるため、装荷する試験片をできるだけ小さくする必要がある。本研究では、微粒等方性黒鉛であるIG-110黒鉛とIG-430黒鉛の照射試験を実施するにあたり、圧縮試験片を小型化することによる妥当性を評価した。その結果、ASTMで推奨されている圧縮試験片の寸法よりも小さい試験片を用いた場合でも、同等な圧縮強さを得ることができることが明らかとなった。微粒等方性黒鉛は、一般的に物理特性のばらつきが小さいが、本研究においても微粒等方性黒鉛の圧縮強さは、予想通りばらつきが小さいことを確認した。これは、高温ガス炉の材料として、設計上の安全裕度を高くできることを示している。

口頭

高温ガス炉用黒鉛の強度に及ぼす微細構造の影響

角田 淳弥; 柴田 大受; 橘 幸男; 黒田 雅利*

no journal, , 

高温ガス炉の安全性に着目し、本質的に安全な高温ガス炉の研究開発を進めている。高温ガス炉の炉内構造物には黒鉛が使用されるが、その微細構造に着目することで、普遍的に黒鉛の材料特性を評価できる可能性がある。本研究では、高温ガス炉用の微粒等方性黒鉛(IG-110及びIG-430)について、圧縮強さに及ぼす微細構造(気孔状態)の影響を調べた。その結果、気孔率の増加に伴い圧縮強さが低下し、その低下の傾向は両銘柄でほぼ同様であることから、複数の銘柄の黒鉛の材料特性を比較評価するうえで、気孔率が指標の一つとして有望であることを示した。

口頭

微粒等方性黒鉛の破壊靱性に及ぼす切欠き先端形状の影響

松島 友貴*; 山田 輝明*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘

no journal, , 

微粒等方性黒鉛(ETU-10)の破壊靱性に及ぼす切欠き先端形状の影響を明らかにするため、切欠き先端角度が約15$$^{circ}$$及び約30$$^{circ}$$の2種類の試験片を用いて、三点曲げ破壊靱性試験を実施した。線形破壊力学に基づき、荷重-変位曲線上の最大荷重を用いて計算した破壊靱性値は、切欠き先端角度が約15$$^{circ}$$と約30$$^{circ}$$の試験片について、それぞれ0.933(MPa m$$^{1/2}$$), 0.926(MPa m$$^{1/2}$$)となった。両者の破壊靱性値がほぼ等しい値を示したことから、破壊靱性値は切欠き先端角度の影響を受けないことがわかった。また、破壊靱性値に及ぼす切欠き先端角度や曲率半径の影響を有限要素法解析により評価したシミュレーション結果と実験結果の比較結果についても議論する。

口頭

Fatigue properties and fracture mechanism of 2D C/C composite materials

角田 淳弥; 柴田 大受; 橘 幸男; 黒田 雅利*

no journal, , 

超高温ガス炉(VHTR)の炉内構造物は高温ガス炉(HTGR)よりも過酷な条件にさらされるため、制御棒被覆管への耐熱性セラミックスの適用が望まれている。炭素繊維強化/炭素複合材料(C/C複合材料)は、現在制御棒被覆材として使用されている金属材料に代わる有望な候補材の一つである。本研究では、VHTRの設計データを取得するため、2種類の2次元C/C複合材料について、引張疲労特性の測定を行った。また、2次元C/C複合材料の破壊のメカニズムを明らかにするために、破壊した試験片の組織観察を行った。その結果、2種類の2次元C/C複合材料の疲労特性はほぼ同じであることがわかった。一方、破壊メカニズムはマトリックスの特性に依存して異なることが明らかになった。

口頭

Fracture mechanism of fine- and coarse-grain graphite

角田 淳弥; 柴田 大受; 橘 幸男; 黒田 雅利*

no journal, , 

黒鉛は、減速材に黒鉛、冷却材にヘリウムガスを用いた高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRは高温のヘリウムガスを取り出すことが可能であり、固有の安全性を有する魅力的な原子炉である。その中で、超高温ガス炉(VHTR)は、第4世代原子炉の中でも有望な原子炉である。高温ガス炉の運転期間中、黒鉛構造物は中性子照射に起因する寸法変化、特性変化及び熱勾配により、内部応力等の負荷が生じる。黒鉛構造物の健全性を破壊機構により評価するために必要な基礎的データを取得するため、黒鉛の破壊靭性値やひずみ解放エネルギーを評価することが重要である。本研究では、微粒黒鉛と粗粒黒鉛の破壊靭性値を測定するとともに、ひずみ解放エネルギーを算出した。また、き裂の進展を顕微鏡により観察し、粒子サイズの観点からその違いを考察した。

口頭

高強度な高温ガス炉燃料成形体の焼成条件の検討

山本 健義*; 東條 拓也*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 相原 純; 橘 幸男

no journal, , 

高温ガス炉(HTGR)用燃料の耐酸化性を向上させるため、燃料コンパクトとして、これまでの黒鉛母材に代わるSiC/C混合母材の適用についての研究開発を進めている。この研究開発の一環として、試作したSiC/C混合母材燃料(模擬)コンパクトのヤング率を圧縮試験及び超音波法により測定した。データのバラつきについて、コンパクトが完全な等方性を有していないためであると考えられる。また、試作条件とSiC/C混合母材燃料(模擬)の強度の関係をモデル化し、高い強度を持つSiC/C混合母材燃料の製造条件を予測するために適したSiC/C混合母材燃料(模擬)の試作条件を決定した。

口頭

翻訳ワーキンググループ報告セッション「IRPA Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk」

吉田 浩子*; 野村 直希*; 河野 恭彦; 迫田 晃弘; 黒田 佑次郎*; 内藤 航*; 廣田 誠子*; 工藤 伸一*; 恵谷 玲央*; 近本 一彦*; et al.

no journal, , 

本WGでは、IRPAが加盟学会に行ったコンサルテーションにおいてRP専門家・実務家からの意見として、放射線防護システムにおけるもっとも必要であるとされた項目(Key issues)の一つであるPublic Understandingをテーマとして、IRPAが加盟学会に向けて2020年に発行した"Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk"を日本語に翻訳し、国内の放射線防護専門家をはじめとした本テーマに関心を有する関係者へ提供することを目的とし活動を進めている。シンポジウムにおいては、各担当委員より、翻訳の進捗およびガイダンスの要点を紹介する。

口頭

「IRPA Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk」翻訳WGの活動報告

吉田 浩子*; 野村 直希*; 河野 恭彦; 迫田 晃弘; 黒田 佑次郎*; 内藤 航*; 廣田 誠子*; 工藤 伸一*; 高原 省五; 恵谷 玲央*; et al.

no journal, , 

本WGでは、国際放射線防護学会(以下「IRPA」)が加盟学会に向けて、2020年に発行した"Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk"(以下「IRPAガイダンス」)を日本語に翻訳し、国内の放射線防護専門家をはじめとした本テーマに関心を有する関係者へ情報を提供することを目的とし、作業を進めてきた。

口頭

「IRPA Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk」翻訳WG企画セッション

吉田 浩子*; 野村 直希*; 河野 恭彦; 迫田 晃弘; 黒田 佑次郎*; 内藤 航*; 廣田 誠子*; 工藤 伸一*; 川口 勇生*; 恵谷 玲央*; et al.

no journal, , 

本WGでは、国際放射線防護学会(以下「IRPA」)が加盟学会に向けて、2020年に発行した"Practical Guidance for Engagement with the Public on Radiation and Risk"(以下「IRPAガイダンス」)を日本語に翻訳し、国内の放射線防護専門家をはじめとした本テーマに関心を有する関係者へ情報を提供することを目的とし、作業を進めてきた。IRPAガイダンスの内容については2020年6月に行われた保健物理学会企画シンポジウムで発表し、多くの専門家の方々に聴講いただき、ご意見をいただいた。本企画セッションではpublic engagementと関連する具体例/状況にテーマを絞り議論を進める。なお、ガイダンス全体の活動報告はポスターでの発表を予定しているので、併せてご確認いただきたい。

13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1