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仲田 久和; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2024-010, 65 Pages, 2024/10
JAEA-Technology-2024-010.pdf:5.26MB
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設施設の設置を計画している。「核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則」における同施設の技術上の基準では、「廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において当該廃棄物埋設地の安全機能を損なうおそれのある空隙が残らないように措置すること」が定められている。トレンチ埋設施設に埋設する廃棄物を鋼製角型容器に収納する場合、容器内に空隙が残るため、その空隙を十分に低減する措置を施す必要がある。鋼製角型容器内の空隙を低減させるため、砂質土を充填する方法を検討した。模擬廃棄物を鋼製角型容器に収納し、鋼製角型容器を加速・振動(加振)させながら収納廃棄物の間隙に砂質土を充填し、充填が終了したときの角型容器内の空隙量を評価し、加振条件毎(19ケース)に空隙率を算出した。その結果、埋設事業センターが暫定の廃棄物の受入基準としている、容器内の空隙率を体積割合で20%以下とできる見通しが得られた。実際に砂質土の充填によって放射性廃棄物を収納した鋼製角型容器内の空隙の低減を行う際には、実機や使用する角型容器を用いて加振充填試験を行い、容器内への充填性の確認や、加振機の運転条件を定める必要がある。本報告書は、その際の試験内容、手順を説明するものとしてまとめたものである。
仲田 久和; 岡田 翔太; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2023-021, 31 Pages, 2024/01
JAEA-Technology-2023-021.pdf:2.53MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)が設置を計画している浅地中埋設処分施設(ピット処分及びトレンチ処分)に埋設する廃棄体は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則に規定された技術基準に適合していることが求められる。同技術基準では、令和元年の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則の改正において、「廃棄物埋設地に定置するまでの間に想定される最大の高さからの落下による衝撃により飛散又は漏えいする放射性物質の量が極めて少ないこと。」が新たに規定された。このため、事業者は、廃棄体が落下した際に、廃棄体から飛散及び漏えいする放射性物質の量を評価することにより、同技術基準への適合性を示すことが必要となる。本報告書では、原子力機構が設置を計画している埋設施設のうち、ピット埋設施設に埋設する廃棄体を対象とした。廃棄体の種類は、鋼製角型容器に金属廃棄物を収納しモルタルで固型化した形態の廃棄体で、これをモデル化して、埋設するまでの間に想定される最大の高さ(8m)から落下させるシミュレーション解析を行い、落下時の飛散率を評価した。この評価結果に基づき、角型容器を使用した廃棄体の製作方法やその受入基準に係る留意事項を検討した。
西野 紗樹; 岡田 純平; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 横田 知; 矢田 祐士; 草加 翔太; 諸角 詩央里; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-011, 39 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-011.pdf:2.51MB
2014年に廃止措置に移行した東海再処理施設は、2007年の運転停止時に再処理運転の再開を計画していたことから、分離精製工場(MP)等の一部機器には、核燃料物質(使用済燃料せん断粉末、低濃度プルトニウム溶液、ウラン溶液等)が残留していた。このため、廃止措置の開始に際しては、これらの核燃料物質を順次取り出す工程洗浄を計画し、第一段階として使用済燃料せん断粉末の取出しを実施した。これまで実施した使用済燃料のせん断処理により、分離精製工場(MP)のセル内には使用済燃料せん断粉末が滞留しており、2016年4月から2017年4月にかけてセル内の床面、せん断機及び分配器より使用済燃料せん断粉末の回収を保守の一環として実施した。なお、本作業は核燃料物質の取出しを目的としているものの、核物質防護上の理由から、核燃料物質量を記載していない。回収した使用済燃料せん断粉末の取出しは、核燃料物質を安全かつ早期に取り出すため、濃縮ウラン溶解槽において少量ずつバッチ式(回分式)で溶解し、その溶解液はウラン及びプルトニウムの分離操作を行わずに高放射性廃液貯蔵場(HAW)の高放射性廃液貯槽へ送液した。溶解液の送液後、硝酸及び水を用いて送液経路の押出し洗浄を実施した。本作業では、再処理運転を終了してから約15年ぶりに工程設備を稼働させたことから、ベテラン(熟練運転経験者)と若手を組み合わせた体制を整備し、設備点検及び教育訓練(モックアップ訓練)を入念に実施したことで、取出し作業を無事完遂した(2022年6月から同年9月実施)。なお、使用済燃料せん断粉末の取出しは、工程機器の一部を稼働させることから、廃止措置計画の変更認可申請を行い、原子力規制委員会の認可を受けた上で実施した。
岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩
JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08
JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB
日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。
佐久間 康太; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 菅谷 敏克; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-013, 200 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-013.pdf:8.41MB
我々は、研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、トレンチ処分及びピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値とするために、廃棄物に含まれる可能性のある放射性核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度の試算を行っている。前報である「研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討(その1)」では、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出した手法を基に、廃棄物埋設施設の立地環境を幅広く想定して中深度処分の被ばく経路等を対象に基準線量相当濃度の試算を行った。本報告書は、ピット処分の廃棄物埋設施設からの浸出水量の感度解析評価の結果を用いるとともに、埋設地の条件を幅広く想定した新たな評価経路及び被ばく形態を取り入れて、ピット処分の基準線量相当濃度の試算を行い、前報との比較を行ったものである。なお、本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階でのピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値として用いることを考えているため、今後、立地場所の決定後に立地条件を踏まえて線量評価を行う必要がある。
河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
中川 明憲; 及川 敦; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 佐々木 紀樹; 岡田 翔太; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2021-006, 186 Pages, 2021/06
JAEA-Technology-2021-006.pdf:54.45MB
日本原子力研究開発機構が保管する放射性廃棄物のうち、一部の放射性廃棄物については過去に未分別のまま圧縮等の処理が行われていた。このため、埋設処分に向けて圧縮されたものを分解して確認する等の作業に多くの時間が必要であると想定され、放射性廃棄物の早期のリスク低減を行う方策について、廃棄物処理及び埋設処分の2つの観点から検討を実施した。前処理,処理及び固型化といった廃棄物処理作業の中で時間を要している工程を分析し、放射能濃度評価、有害物等の分別、及び可燃物の分別といった課題を抽出した。放射能濃度評価に関しては、保守的な核種組成比と非破壊
線測定による廃棄体中の放射能濃度評価方法の検討、及びトレンチ埋設施設構造の高度化を図るとともに、評価対象核種の選定に一定の基準を設定することにより、評価対象核種を絞り込める可能性があることを明らかにした。有害物等の分別に関しては、非破壊検査と記録・有害物使用状況等による分別の要否の確認により、分別作業を大幅に削減できる見込みが得られた。また、廃棄物から地下水中に移行した重金属による地下水中濃度を評価し、水質に関する環境基準を遵守可能な廃棄体中に含有される濃度として受入基準を提示した。可燃物の分別に関しては、埋設施設内空隙増加による陥没の影響を評価し、覆土での事前対応が可能な可燃物含有量を評価するとともに、非破壊検査による可燃物量の確認と、解体で発生するコンクリートのような可燃物含有量が少ない廃棄物との混合埋設により、埋設処分場内の廃棄物層の平均的な可燃物の含有割合を20vol%とする定置管理を行い、分別作業を不要にできる見込みが得られた。原子力科学研究所の圧縮体を例に、これらの方策を施すことによる廃棄物処理加速の効果についての評価を実施し、廃棄物の分別処理作業を約5倍加速できる見込みが得られた。今後、検討した対策の実現に向けた対応を進める。
菅谷 敏克; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-004, 79 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-004.pdf:2.86MBJAEA-Technology-2021-004(errata).pdf:0.38MB
研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値とするため、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある220核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度を試算した。基準線量相当濃度の試算に当たっては、廃棄物埋設施設の立地場所は様々な環境が考えられるため、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出するために用いられた被ばく経路に追加して、中深度処分で想定されている被ばく経路も追加した。また、埋設処分場の規模を、現在想定しているトレンチ処分約53万本、ピット処分約22万本を対象として設定した。本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階での廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値として用いることを考えている。また、今後の処分施設のバリア機能の設置などの検討を考慮して、基準線量相当濃度の値を見直すこととする。なお、今後、立地場所の決定後、立地条件を踏まえて線量評価を行い、事業許可申請書に記載する廃棄体等の放射能及び放射能濃度を決定することとなる。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：54 パーセンタイル：96.05(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(11), p.658 - 663, 2020/11
日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。
仲田 久和; 天澤 弘也; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩
デコミッショニング技報, (58), p.10 - 23, 2018/09
我が国においては、実用発電用原子炉以外にも様々な原子力施設や放射性同位元素の使用施設等があり、これらの施設から低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)が発生している。実用発電用原子炉から発生する低レベル放射性廃棄物は既に浅地中埋設処分されているが、研究施設等廃棄物の埋設処分はまだ行われていない。研究施設等廃棄物の埋設処分を早急かつ確実に実施するため、2008年に日本原子力研究開発機構が法的に実施主体となり、これまでに埋設事業の実施に際して必要な浅地中埋設処分施設の概念設計を実施するとともに、技術的な検討として廃棄体の受入基準の整備を進めている。ここでは、研究施設等廃棄物の埋設施設における廃棄体の受入基準の整備状況と課題について紹介する。
林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。
岡田 翔太; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 坂井 章浩; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-023, 129 Pages, 2016/11
JAEA-Technology-2016-023.pdf:8.95MB
第二種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体の技術基準の一つには、「埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。」とされ、国によって確認を受けなければならない。そのため、日本原子力研究開発機構では、これまでに各拠点における技術基準に適合する廃棄体の作製に備えて、廃棄体作製に係る基本手順を検討してきており、一部の拠点においてはその検討結果を採り入れて不燃性の固体状の放射性廃棄物を分別し、これに係る作業記録を作成して保管・管理している。本報告では、その際の分別作業記録に基づき廃棄物の組成を設定し、基本手順に従い容器へ収納、モルタル充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製して、コンクリートピット埋設設備に俵積み方式で埋設処分した場合を想定した実載荷試験と、トレンチ埋設設備に埋設処分した場合を想定した実載荷試験を行い、それぞれの模擬廃棄体の変位量及びひずみ量等を測定し模擬廃棄体の耐埋設荷重を設定した。
坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 仲田 久和; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 佐藤 亮*; 北村 洋一*; 本田 泰丈*; 高岡 克樹*; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-019, 134 Pages, 2016/10
JAEA-Technology-2016-019.pdf:8.25MB
日本原子力研究開発機構では、コンクリート, 金属などの安定五品目以外の廃棄物をトレンチ処分するため、遮水シートを設置したトレンチ処分施設(以下、「付加機能型トレンチ処分施設」)の設計を進めている。付加機能型トレンチ処分施設では、遮水シートにより浸出水の浸透防止や集排水機能を果たす設計としているが、重機等の接触による損傷等によりその機能が十分に発揮されない場合も想定される。本研究では、遮水シート等の遮水層構造に着目し、遮水シート及び低透水性材料等の特性、多層構造の効果及び損傷要因等の外部条件への対応を考慮し、浸出水の漏出及びそれに伴う放射性物質の漏出に関して、抑制機能の高い遮水機能システムについて検討した。その結果、排水層, 遮水シート及び低透水性層を組合せた層が、浸出水の漏出抑制に最も有効であることを確認した。また、セシウムを含む廃棄物を処分する場合、セシウム吸着シートの設置を評価した。本研究で検討した遮水層は、研究施設等廃棄物の付加機能型トレンチ処分施設の設計に活用するとともに、放射性物質を含む一般・産業廃棄物の管理型処分等の設計にも適用可能と考えられる。
仲田 久和; 坂井 章浩; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 辻 智之; 黒澤 亮平; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-001, 112 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2016-001.pdf:16.71MB
原子力機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中処分施設で受け入れる廃棄体等は、第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の技術基準に適合していることが求められる。廃棄体等のうち、コンクリートピットに埋設する充填固化体の技術基準には、廃棄体内部に有害な空げきがなく、固型化材料等と放射性廃棄物が一体となるように充填することが必要となる。本試験では、放射性廃棄物の分別作業記録に基づき、廃棄物組成を調査し、廃棄体の充填性の観点から保守側にその組成を設定し、設定した組成による模擬廃棄物を作製した。模擬廃棄物は、所定の手順に従い容器へ収納し、今回新たに設定したモルタルの示方配合による充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製した。その後、内部の空げき量の測定をするとともに模擬廃棄体の切断試験を行った。本試験の結果により、今回対象とした不燃性固体廃棄物の充填固化体については、同手順に従うことにより、有害な空げきのないこと及び一体となるような充填等の廃棄体の物理的な性能に係る技術基準について適合できる廃棄体が作製できる見通しが得られた。
岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07
JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB
本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10
Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。
黒澤 亮平; 岡田 翔太; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也
JAEA-Data/Code 2015-005, 82 Pages, 2015/06
JAEA-Data-Code-2015-005.pdf:3.47MB
研究施設等廃棄物のうち国内の研究用原子炉施設の解体に伴って発生する廃棄物の放射能インベントリ評価に使用する原子炉内及び周辺の中性子束の計算を汎用的かつ簡易に行える中性子束計算ツールを整備した。本ツールは、巨視的実効断面積の計算、中性子束の計算及び放射化イベントリの評価するために算出した中性子束の編集を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、研究用原子炉施設における中性子束の評価方法の概要、中性子束計算ツールの全体構成と機能、各計算プログラムの入出力データと試計算をまとめたものである。
Abderrahmane, A.*; 小出 将太*; 岡田 浩*; 高橋 大樹*; 佐藤 真一郎; 大島 武; Sandhu, A.*
Applied Physics Letters, 102(19), p.193510_1 - 193510_4, 2013/05
被引用回数：11 パーセンタイル：42.62(Physics, Applied)380keV陽子線照射による窒化アルミニウムガリウム/窒化ガリウム(AlGaN/GaN)マイクロホール効果センサーの磁電特性の変化を調べた。その結果、照射量の増加とともに、電流・電圧特性の劣化、センサーの磁気感度安定性の低下が観察された。加えて、高温領域で電子移動度が劇的に減少し、その結果シート抵抗が急激に増加することも判明した。ラマン分光法による分析から、これらがGaN結晶性の低下に起因するものであることが分かったが、結晶歪みは観測されなかった。
Abderrahmane, A.*; 小出 将太*; 田原 知行*; 佐藤 真一郎; 大島 武; 岡田 浩*; Sandhu, A.*
Journal of Physics; Conference Series, 433, p.012011_1 - 012011_8, 2013/04
被引用回数：6 パーセンタイル：82.83(Physics, Multidisciplinary)AlGaN/GaNマイクロホールセンサーの磁電特性に対する陽子線照射の影響を5.4Kから室温の範囲で調べた。380keV陽子線を1
10
cm
照射したところ、シート抵抗はほぼ変化せず、センサーの絶対感度は照射に対して安定であることがわかった。しかし、二次元電子ガス層の界面での散乱に起因するとみられる電子移動度の減少が観察され、それは特に低温領域において顕著であった。磁電特性の変化を調べたところ、Shubnikov de Haas振動の減衰及びランダウプラトーの消失があらわれたが、これらは電子移動度が減少したことによるものと考えられる。
Abderrahmane, A.*; 小出 将太*; 佐藤 真一郎; 大島 武; Sandhu, A.*; 岡田 浩*
IEEE Transactions on Magnetics, 48(11), p.4421 - 4423, 2012/11
被引用回数：20 パーセンタイル：67.07(Engineering, Electrical & Electronic)近年、高温高放射線場で動作する磁場モニター用ホール効果センサーの開発が求められており、AlGaN/GaNヘテロ構造を利用した高感度ホール効果センサーに期待が寄せられている。今回、400
Cでも安定動作するAlGaN/GaN 2次元電子ガス磁気センサーを開発し、その耐放射線性について検討した。耐放射線性評価には、高崎量子応用研究所TIARAイオン注入装置の380keV陽子線を使用した。380keV陽子線を110/cm
照射すると、比較用試料であるAlGaAs/GaAs, AlInSb/InAsSb/AlInSb磁気センサーは大きな劣化を示したが、AlGaN/GaN磁気センサーは照射前とほぼ同様の特性を維持していた。このことから、本研究で作製したAlGaN/GaN磁気センサー試料は高い耐放射線性を持つことが明らかとなった。
