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報告書

ネプツニウム混在$$alpha$$廃棄物中の非破壊計量技術の開発

黒澤 誠; 大内 正市*; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸

JAERI-Tech 2002-036, 24 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-036.pdf:1.0MB

大洗研究所燃料研究棟では、$$alpha$$廃棄物中におけるプルトニウムの計量のために、パッシブ$$gamma$$線測定法を採用してきた。近年、ネプツニウムを使用した研究の進展により、プルトニウムとネプツニウムが混在する$$alpha$$廃棄物が発生するようになり、パッシブ$$gamma$$線測定法では、$$^{239}$$Puから放出される$$gamma$$線と$$^{237}$$Npの娘核種である$$^{233}$$Paから放出される$$gamma$$線のエネルギーが近似するために、プルトニウムの計量に困難を生じ、計量方法についての検討が必要となった。本試験では、$$alpha$$廃棄物非破壊計量試験装置を使用した場合の混在核種による複合スペクトルについて、差引法及び分割法の解析方法を用いてプルトニウムの比較計量を行った。その結果、差引法では廃棄物中のプルトニウム量が100mg以上の場合、約10$$sim$$15%の誤差となり、また、10mg以下でかつ、プルトニウムとネプツニウムの混在比が1以下の場合、約50%以上の誤差になることがわかった。一方、分割法では100mg以上の場合、約数%$$sim$$15%の誤差となり、また、10mg以下の場合、混在比の変化にかかわらず、約30$$sim$$50%の誤差になることがわかった。以上のことから、アルファ廃棄物中のプルトニウムの計量には、分割法が優れていることがわかり、実廃棄物について応用している。

報告書

グローブボックス801-W及び802-Wの解体撤去作業

大内 正市*; 黒澤 誠; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸

JAERI-Tech 2002-026, 35 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-026.pdf:2.32MB

日本原子力研究所大洗研究所の燃料研究棟108号室(分析室)に設置されているウラン・プルトニウム分析試料の秤量等を行うグローブボックス801-W及び電位差滴定法によりウラン・プルトニウムの定量を行うグローブボックス802-Wの2台は、設置後25年以上経過しており老朽化が著しいため、解体撤去を実施して更新することとした。本報告書は一連のグローブボックス解体撤去作業における技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.31(Nuclear Science & Technology)

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.64(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(7)-低温領域でのTBP/nドデカン系の気液平衡データ

根本 剛; 岡田 尚; 都所 昭雄; 大内 仁; 近藤 勲

PNC-TN8410 92-171, 35 Pages, 1992/06

PNC-TN8410-92-171.pdf:0.53MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスの溶媒抽出に使用している溶媒のソルトフリー溶媒再生処理法として,室温以下の低温技術(例えば,低温晶析法,低温真空蒸留法,凍結真空乾燥法等)の適用性に関する研究を進めている。この中で,低温真空蒸留法による溶媒再生処理を検討する際,対象とするTBP及びnドデカンの物性データが不可欠である。今回,硝酸/水系と同様に,0$$sim$$50$$^{circ}C$$の温度領域での気液平衡データについて,既報のTBP/nドデカン系の気液平衡データを基に,それぞれの純物質の蒸気圧式を評価・検討し,定温気液平衡値を計算し,表及び図の形で整理した。なお,既報のTBP及びnドデカンの蒸気圧式を評価検討した結果,60$$^{circ}C$$以下の低温領域における蒸気圧については,特に検討を要することが判明したため,気体流通法によりTBP及びnドデカンの蒸気圧測定を行い,既存データと組み合わせて新たな蒸気圧式を作成し,気液平衡計算に使用した。これらの低温領域でのデータは,低温真空蒸留法による溶媒再生処理について設計検討する際に利用できる。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(6)-低温領域での硝酸/水素の気液平衡データ

根本 剛; 岡田 尚; 都所 昭雄; 大内 仁; 近藤 勲

PNC-TN8410 92-119, 45 Pages, 1992/06

PNC-TN8410-92-119.pdf:0.8MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスの溶媒抽出に使用している硝酸廃液処理法として,室温以下の低温技術(例えば,低温真空蒸留法,凍結真空乾燥法等)の適用性に関する研究を進めている。この低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について検討する際,対象とする各種成分の物性データが不可欠である。今回,これらの物性データのうち,-10$$sim$$50$$^{circ}C$$の温度領域での気液平衡データについて,既報の硝酸/水系気液平衡データを基に,NRTL式及びWilson式で解析した後,定温及び定圧時のデータを温度をパラメータに計算し図表化した。なお,計算に使用したNRTL式のパラメータについては温度依存性を考慮し,気相の非理想性は無視した。これらの低温領域でのデータは,低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について設計検討する際に役立つものと期待される。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(5)-偏光光学顕微鏡撮影による有機混合溶媒の晶析現象観察

根本 剛; 大内 仁; 岡田 尚; 近藤 勲; 高橋 芳晴

PNC-TN8410 92-019, 40 Pages, 1992/02

PNC-TN8410-92-019.pdf:2.65MB

再処理プロセスの溶媒抽出に使用しているTBP-nドデカン系混合溶媒のソルトフリー分離・再生方法として,室温以下の低温技術(例えば,低温晶析法,凍結真空乾燥法等)による処理の可能性について技術開発を進めている。低温晶析法による分離・再生を検討する際,先ず混合溶媒系の固液平衡関係を明確にすると共に,晶析過程での結晶成長挙動を解明することが重要である。今回,室温から-100$$^{circ}C$$まで制御可能な偏光光学顕微鏡を用いて,nドデカン,TBP,DBP及び$$gamma$$線照射溶媒の結晶析出及び結晶融解過程についてビデオ撮影した画像によりその挙動を観察したその結果,(1)nドデカン及び$$gamma$$線照射溶媒は針状結晶を形成するが,後者の$$gamma$$線照射溶媒はnドデカンに比べて成長する結晶が小さい。(2)TBP,DBPともに結晶の成長は認められなかった。(3)降温過程でのnドデカンの結晶成長は,まず過冷却の段階を経て瞬時に結晶を析出し,その後温度降下と共に微量の不純物が徐々に析出する。一方,昇温段階では昇温と共に徐々に結晶が融解するが,試料中の不純物量(TBP等)に依存して,融点が約1$$^{circ}C$$下がることが認められた。(4)nドデカンの晶析過程で取り込まれるTBPの挙動については明らかにできなかった。TBP-nドデカン系混合溶媒の晶析過程を初めてビデオによる映像化ができたことから,低温晶析法あるいは圧力晶析法による分離挙動の解析の役立つものと期待される。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(3)-低温晶析法によるTBP-nドデカン系混合溶媒の粗分離試験-

根本 剛; 大内 仁; 岡田 尚; 近藤 勲; 高橋 芳晴

PNC-TN8410 91-343, 26 Pages, 1991/12

PNC-TN8410-91-343.pdf:0.94MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスに用いているTBP-nドデカン系混合溶媒のソルトフリー再生処理を目指して、凍結真空乾燥法、低温真空蒸留法、低温晶析法等の低温技術による技術開発を行っている。これらの低温技術の中から低温晶析法を取り上げ、模擬TBP-nドデカン系混合溶媒を用いて、TBPとnドデカンの粗分離試験を行った結果、次に示す結論を得た。(1)TBPの希釈剤である高融点物質のnドデカンが最初に結晶化し、その結晶成長速度は冷媒の温度に依存すると共に、TBPの取り込み率に影響する。最終的にはnドデカン中にTBPを取り込みシャーベット状になる。(2)TBPはnドデカンの結晶成長の過程で未結晶部に押し出されるため、nドデカンの結晶とTBPが粗分離できる。(3)nドデカン結晶中に取り込まれたTBPは、冷却エタノールと接触することにより洗浄できる。(4)溶媒再生プロセスの前処理に本低温晶析法を採用することにより、従来考えていた低温真空蒸留法で処理する対象物を削減する可能性があると共に、主再生処理プロセスとしても適用性がある。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(4)-硝酸ウラニル・プルトニウム溶液の低温処理基礎試験

近藤 勲; 岡田 尚; 根本 剛; 大内 仁

PNC-TN8410 91-260, 24 Pages, 1991/09

PNC-TN8410-91-260.pdf:0.57MB

LOTUSプロセスの一環として,低温処理技術による処理の可能性について技術開発を進める。低温下での硝酸ウラニル・プルトニウム溶液の挙動観察,凍結真空乾燥法による除染効率及び低温晶析法による晶析分離試験を行う。硝酸ウラニル溶液は-44$$^{circ}C$$付近で水 硝酸 硝酸ウラニルの3成分系の共晶点が確認され,-26$$^{circ}C$$付近で硝酸ウラニルが晶析したが,硝酸プルトニムは-60$$^{circ}C$$まで冷却しても晶析しなかった。このことから晶析法によるウラン・プルトニウムの相互分離の可能性を見い出した。また,硝酸プルトニウムの除染係数は回収液の$$alpha$$放射能濃度がバックグランドレベルとなり,104$$sim$$106の結果が得られた。核燃料サイクルにおいて取り扱う硝酸ウラニル溶液,硝酸プルトニウム溶液等を凍結真空乾燥法及び低温晶析法で処理する方法は,試薬を添加せずに高除染効果が得られ,相互分離が可能であり,クローズドシステム化が図られるホ

報告書

硝酸プルトニウム・ウラニル溶液の晶析試験-動燃技報No.79別刷

岡田 尚; 大内 仁; 近藤 勲; 根本 剛

PNC-TN8410 91-164, 4 Pages, 1991/09

PNC-TN8410-91-164.pdf:0.18MB

核燃料サイクル施設において扱う溶液を,凍結乾燥,低温蒸留,晶析などの低温プロセスで処理する方法がある。これは試薬を使用しないため,副生廃棄物の発生が少なく,かつ,放射性核種の環境放出量を大幅に低減すると共に,溶液などのクローズドシステム化にもつながる。そこで本報告では,核燃料サイクル施設へ低温プロセスを適用するLOTUS(Low Temperature Utilizing System)プロセス開発の一環として,硝酸プルトニウム溶液,硝酸ウラニル溶液および硝酸プルトニウム・ウラニル混合溶液の低温下(-60度C)での挙動を観察した。そして,凍結乾燥法および晶析法によるプルトニウムおよびウランの相互分離が可能なことを確認した。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(II)-低温領域での硝酸濃度をパラメータとした硝酸塩の溶解度-

根本 剛; 大内 仁; 岡田 尚; 鈴木 徹; 近藤 勲; 高橋 芳晴

PNC-TN8410 91-105, 27 Pages, 1991/05

PNC-TN8410-91-105.pdf:0.59MB

再処理プロセスまたはスクラップ燃料回収プロセスにおいて,溶媒抽出工程で使用し劣化した溶媒は,炭酸ナトリウム溶液を主成分とする溶媒再生法で処理している。しかし,この処理に伴って発生する硝酸ナトリウムを含む二次副生物の低減化が重要な課題になっている。現在,これらの課題を解決するため,溶媒抽出工程の短縮化,抽出装置での有機相/水相の分離時間の短縮化,ソルトフリー溶媒再生技術の開発等が検討されている。我々は,溶媒抽出工程の短縮化の一つとして,低温晶析法の分配工程への分離・精製の可能性について技術開発を進めている。この低温晶析法を定量的に評価するために,分離・精製時の硝酸ウラニルあるいは硝酸プルトニウム中に含まれる微量成分の挙動が重要な要素になる。これまでの既存文献では,低温領域での硝酸濃度をパラメータとした硝酸塩の溶解度についての測定値がほとんどない。今回,室温から-30$$^{circ}C$$までの温度範囲における一部の硝酸塩(Cs,Sr,Ce,Nd,Zr)の溶解度を測定し,温度-硝酸濃度を変数とする溶解度を数式化した。また,硝酸ウラニル溶液については,既存の文献値を用いて数式化した。今後,引き続き核分裂生成物の硝酸塩についての溶解度を測定し,数式化したデータを蓄積することにより,低温晶析法の分離・精製の可能性を定量的に解析するデータにすると共に,低温技術開発の基礎データとして活用できるものと考える。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(I)-示差走査熱量計によるTBP-nドデカン系混合溶媒の固液平衡図の作成-

根本 剛; 大内 仁; 岡田 尚; 鈴木 徹; 近藤 勲; 高橋 芳晴

PNC-TN8410 91-014, 31 Pages, 1991/01

PNC-TN8410-91-014.pdf:0.55MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式改修プロセスに使用しているTBP-nドデカン系混合溶媒のソルトフリー再生処理をめざして、室温以下の低温技術(凍結真空乾燥法、低温真空蒸留法、低温晶析法等)による処理の可能性について技術開発を進めている。これらの低温技術の中で低温晶析法による分離・再生技術の開発を進める際、先ず最初にその系の固液平衡関係から分離の可能性、分離成分の純度等を推定するのが一般的であるが、TBP-nドデカン系混合溶媒の固液平衡関係についての既存文献には見当たらない。そこで、示差走査熱量計によりTBP-nドデカン系混合溶媒の固液平衡関係を測定した。その結果、本系は最も単純な型である単純共融型の固液平衡関係にあることが確認できた。したがって、固液平衡図から低温晶析時の冷却速度、撹はん速度等の処理条件やそれに適した処理装置を選定することにより、低温晶析法による再生・処理の可能性があることが判明した。

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJD1J)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

三次 岳志*; 山内 勘; 立花 利道

PNC-TN9410 87-197, 1 Pages, 1987/03

PNC-TN9410-87-197.pdf:2.12MB

「常陽」MK-1炉心燃料集合体PPJK1Jについて燃料要素の破壊試験を実施した。本集合体はブランケット燃料集合体に隣接する位置(5E3)で50MW出力上昇サイクルから75MW第6サイクルまで照射された集合体であり、平均燃焼度(計算値)は約23,600MWD/MTMである。本試験の目的はブランケット燃料集合体に隣接する位置で照射され、半径方向の燃焼度勾配が大きい集合体の照射挙動を把握することであり、3本ピンを選んで金相試験、被覆管硬さ測定及び燃焼率測定を実施した。本試験によって得られた主な結果を以下に記す。(1)燃料組織は全般に製造時に近い組織を呈しており、被覆管組織にも特異な点は見当らなかった。(2)中心ピンの軸方向中心位置での燃焼率測定値は2.94at%(28,200MWD/MTM)であった。(3)燃焼率の半径方向ピーキングファクターは、JYHISTコードが予想した値より幾分小さな値であったが、これまでに得られている第1列から第4列集合体のピーキングファクターに比べるとかなり大きな値を示した。これは本集合体がブランケット燃料集合体に隣接していたためと考えられる。(4)被覆管硬さの測定値は従来S材について得られている硬さ値の照射温度及び照射量の関係に良く一致していた。

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJD2S,PPJD2Y)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

三次 岳志*; 山内 勘; 立花 利道; 滑川 卓志; 小部 昭*; 桑島 幸夫*; 吉川 勝則*

PNC-TN9410 87-196, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-196.pdf:3.56MB

高速実験炉「常陽」MK-1炉心集合体PPJD2S(平均燃焼度35,000MWD/MTM)及びPPJD2Y(同30,400MWD/MTM)の照射後試験(破壊試験)を実施した。両集合体は炉心径方向での照射挙動の把握を目的として照射後試験に供された、炉心位置(000)から最外列ブランケット部(8D1)まで直列に装荷さていた一連の集合体のうちの2体である。PPJD2Sは炉心位置(2D1)で、PPJD2Yは同じく(3D1)で50MW出力上昇サイクルから75MW第6サイクルまで照射されたものである。本試験では両集合体からそれぞれ3本のピンを選択し、金相試験(燃料組織観察)及び燃焼率測定を行った。得られた結果を以下に記す。(1)両集合体とも中心ピンの軸方向中央部ではガスバブル領域、高密度化領域、不変化領域の3領域が観察され、PPJD2Sではガスバブル領域でクラックヒーリングが認められた。(2)FCCIは観察されなかった。(3)両集合体中心ピンの軸方向中央位置における燃焼率測定値はPPJD2Sで4.62atm%(44,400MWD/MTM)、PPJD2Yでは4.01atm%(38

報告書

Rapsodie PNC-5(1)(2)(3)の照射後試験(1); 燃料要素の破壊試験

滑川 卓志; 立花 利道; 山内 勘; 小部 昭*; 大久保 忠文*; 桑島 幸夫*; 三次 岳志*

PNC-TN9410 87-190, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-190.pdf:7.35MB

Rapsodie PNC-5(1)(2)(3)は、「もんじゅ」型被覆管及び燃料の高燃焼度時の照射挙動を把握するために照射されたものであり、「もんじゅ」炉心の目標最高燃焼度に匹敵する125,000MWD/MTMの燃焼度である。仏国より返送された7本の燃料ピンを対象に照射後試験を実施した。照射燃料試験室で担当した破壊試験(金相、被覆管硬さ、被覆管密度及び燃焼率測定)により以下の結果を得た。(1)燃料組織は、Rapsodie PNC-4(128,000MWD/MTM)と比較して同程度の組織変化を示しているが、柱状晶領域内の結晶粒の大きさにバラツキが見られ、粒内に微小なボイドが多数存在する。(2)4Kピンの金相縦断面写真では多数の径方向クラックが観察されており、これが燃料カラム長増大の原因となったと考えられる。(3)4Kピン被覆管外表面に、グリッドによるものと推定されるフレッティング傷が認められた。(4)FCCIの最大値は約66$$mu$$m(腐食形態は粒界腐食)であった。(5)被覆管組織は、被覆管内面側の結晶粒界及び双晶領域に炭化物が多く析出しており、鋭敏化が進んでいると考えられる。(6)被覆管硬さ値は、全て照射前より軟化していた。硬さ値と照射温度の関係は、550$$^{circ}C$$までは温度の上昇とともに硬さ値が大きく低下するが、それ以上ではあまり変化しないことを確認した。(7)被覆管密度は、K材、S材ともスウェリングが見られ、密度変化の最大値は2.55%であった。またS材はK材に比べて同じ中性子照射量でのスウェリングが大きかった。(8)燃焼率測定の結果と仏国側の燃焼度報告値は良い一致をみており、仏国側報告値が妥当であることを確認した。

報告書

Irradiation Test Shielding Material for Fast Reactr JMTR-SH(I) (71M-84P)

Suzuki, Kazuhisa; 山内 勘; Tani, Satoshi; Ichige, Akio; Naito, Takeshi; 原田 守; Ito, Masahiko; Osugi, Shoichi; Shibata, Kenichi

PNC-TN951 76-05, 70 Pages, 1976/03

PNC-TN951-76-05.pdf:4.32MB

None

報告書

JRR-2臨界実験及び出力上昇試験中における放射線モニタリング

福田 整司; 加藤 仁三; 大西 武; 渡部 孝三; 大久保 勝一; 大内 正房; 礒崎 濶; 関 守; 三戸 規生; 鶴尾 昭; et al.

JAERI 1028, 55 Pages, 1962/10

JAERI-1028.pdf:4.9MB

日本原子力研究所に設置された第2号研究用原子炉JRR-2(シカゴ・パイル-5型・熱出力10MW)は1960年10月1日臨界に達し、その後原子炉特性試験,1MW出力上昇試験が行われて、きわめて順調に運転が続けられている。この報告書はJRR-2の臨界前後から1MW出力上昇試験及び1MW出力連続運転、すなわち次の期間、(1)燃料準備:1960年8月$$sim$$1960年9月、(2)臨界実験及び特性試験:1960年10月$$sim$$1961年2月、(3)1MW上昇試験1961年3月$$sim$$1961年4月、(4)連続運転試験:1961年5月$$sim$$1961年9月において、保健物理部放射線管理室が行った放射線モニタリングの記録である。

論文

The fire and explosion incident of the bituminization facility and lessons learned from the

五十嵐 寛; 中田 啓; 渋谷 淳; 山内 孝道; 高橋 武士; 岸和田 勝実

Topical Meeting on Safety of the Nuclear Fuel, , 

1997年3月11日に動燃東海再処理工場のアスファルト固化処理施設において火災が発生し、その10時間後に爆発が発生した。本報告は事故の概要と事故原因究明の取り組み状況および原因究明を通じて得られた教訓について報告するものである。原因究明にあたっては、火災爆発事故の原因につながる物質を調べるためにアスファルト固化処理施設内に残された廃液等の分析を行った。火災原因についてはエクストルーダ内の摩擦熱および空気巻き込み等による硝酸塩とアスファルト等の酸化還元反応による温度上昇が考えられる。爆発原因については数十種類の高沸点の炭化水素からなる混合ミストがドラムより発生し、アスファルト充填室に充満し爆発に至ったものと考えられる。事故の環境への影響については敷地境界外における預託実効線量当量が10^-3$$sim$$10^-2mSVと推測された。事故の教訓としては、消化、換気系の運転操作上の問題、建屋内拡散と体内摂取防

口頭

日本原子力研究開発機構における労働災害統計

植頭 康裕; 大内 剛司; 白井 謙二; 寺門 義文

no journal, , 

独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、労働災害の発生状況を定量的に評価するために、中央労働災害防止協会(以下、中災防)で定める度数率及び強度率を算出するとともに、請負作業等も含めた原子力機構全体の労働災害を求めた。

口頭

磁気トンネル接合素子に対する放射線照射効果の実測評価

小林 大輔*; 梯 友哉*; 廣瀬 和之*; 池田 正二*; 山ノ内 路彦*; 佐藤 英雄*; Enobio, E. C.*; 遠藤 哲郎*; 大野 英男*; 小野田 忍; et al.

no journal, , 

磁気抵抗メモリ(MRAM)の基本素子である磁気トンネル接合に重イオン放射線を照射した。試験素子は東北大学によって作製されたCoFeB/MgO/CoFeB層からなるものである。この素子は、垂直磁気異方性を持ち、スピン注入磁化反転方式によって制御される従来とは異なる特徴を有す。スピン注入磁化反転方式では、データ書き込みが素子へのパルス電流注入によって実現されるため、放射線衝突によって発生するノイズ電流による記憶データ喪失(書き換え)への懸念がある。タンデム加速器で加速した15MeV Siイオンを、中エネルギーイオン照射チェンバー、並びに、重イオンマイクロビーム形成装置と半導体デバイス微小領域照射試験装置を利用して照射したところ、用いたイオンビームにおいては記憶データの喪失が起きないことが明らかとなった。また、電圧ストレスが放射線耐性に及ぼす影響についても調査したが、実験に用いた$$pm$$0.5Vの電圧ストレスの範囲では前記Siイオンビームへの耐性に変化がないことが判明した。

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