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-ray irradiation大島 武; 伊藤 久義
Proceedings of the 6th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-6), p.191 - 194, 2004/10
炭化ケイ素(SiC)半導体を用いたpチャンネル金属-酸化膜-絶縁体電界効果トランジスタ(MOSFET)を高線量まで計測可能な線量計へ応用するために、線照射による電気特性の変化を調べた。pチャンネルMOSFETはn型六方晶(6H)SiCエピタキシャル基板上にフォトリソ技術を用いて作製した。ソース及びドレイン領域は800
Cでのアルミイオン注入及び1800C,10分間の熱処理により形成した。ゲート酸化膜は1100Cでの水素燃焼酸化により作製した。線照射は0.1MR/hで、室温,印加電圧無し状態で行った。電流-電圧測定を行った結果、しきい値電圧は線照射により単調に負電圧側にシフトすることが明らかとなった。さらに、subthreshold領域のドレイン電流-ゲート電圧特性を解析することで線照射により発生した酸化膜中固定電荷及び界面準位を見積もったところ、固定電荷と界面準位は照射量とともに増加すること、及び固定電荷は1
10
/cm
、界面準位は810/cmで飽和傾向を示すことを見いだした。また、チャンネル移動度は、線照射量の増加とともに減少する結果が得られた。これは、界面準位の発生によりチャンネルに流れるキャリアが散乱されることに起因すると考えられる。
Lee, K. K.; 大島 武; 伊藤 久義
Materials Science Forum, 389-393, p.1097 - 1100, 2002/05
ゲート酸化膜を水素燃焼酸化で作製したnチャンネル及びpチャンネルエンハンスメント型6H-SiC 金属-酸化膜-半導体 電界効果トランジスタ(MOSFET)特性の線照射による変化を調べた。線照射は室温にて8.8kGy(SiO
)/hで行った。ドレイン電流(I
)-ドレイン電圧(V)特性の直線領域よりチャンネル移動度を、ドレイン電流(I)-ゲート電圧(V
)特性よりしきい値電圧を求めた。チャンネル移動度は、nチャンネルMOSFETでは1MGy(SiO)照射後も未照射と同等の値が得られ優れた耐放射線性が確認された。pチャンネルでは40kGy程度の照射によりチャンネル移動度が一時増加し、その後減少するという振る舞いを示した。これは、照射により発生した界面準位の電荷が未照射時に存在する界面準位の電荷を見かけ上補償したためと考えられる。しきい値電圧に関しては、nチャンネルでは照射による変動が0.5V程度と安定した値であったが、pチャンネルでは照射量の増加とともに負電圧方向へシフトし、1MGy照射により5V以上の変化を示した。
大島 武; Lee, K. K.; 大井 暁彦; 吉川 正人; 伊藤 久義
Materials Science Forum, 389-393, p.1093 - 1096, 2002/05
ゲート酸化膜を水素処理(700
)または水蒸気処理(800)することで初期特性を向上させた六方晶炭化ケイ素(6H-SiC)金属-酸化膜-半導体電界効果トランジスタ(MOSFET)に線を照射を行い、電気特性(しきい値電圧(V
),チャンネル移動度(
))の変化を調べた。線照射は線量率8.8kGy(SiO)/h,室温,印加電圧無しの条件で行った。水素処理MOSFETでは、未照射で0.9VであったVが530kGy照射後には3.1Vまで増加した。また、は60kGy照射により減少し始めた。一方、水蒸気処理MOSFETでは、未照射で2.7VであったVは530kGy照射後も3.3Vであり、変化量は0.6V程度と小さかった。に関しては、180kGyの照射により減少し始め、水素処理MOSFETに比べ優れた耐放射線性を有することが見出された。さらに、subthreshold特性の照射による変化から界面準位・固定電荷の発生を調べたところ、水素処理MOSFETの特性劣化は界面準位の増加に伴いが減少することで解釈できるが、水蒸気処理MOSFETでは多量の界面準位が発生する照射量においてもの減少が見られなかった。これより水蒸気処理MOSFETの酸化膜及び界面は水素処理MOSFETと異なることが示唆される。
草ヶ谷 和幸*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 小此木 一成*; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-010, 44 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-010.pdf:9.91MB
2種のジルコニア型岩石燃料の反応度事故条件下における挙動を原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いたパルス照射実験により調べた。その結果、これらの燃料の破損しきいピーク燃料エンタルピ(単位燃料体積あたり)は、ともに10GJ/m
以上で、UO燃料のそれと同等あるいはそれ以上であることがわかった。しかし、これらの破損形態はUO燃料とは異なり、燃料ペレットの大半の溶融及びその破損開口部から冷却水中への放出が見られた。高温に達し強度の低下した被覆管が内圧により破裂したものと推察される。燃料の放出に伴う機械的エネルギーの発生は、本実験の範囲(12GJ/m以下)では観測されなかった。
秋江 拓志; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02
被引用回数：6 パーセンタイル：44.06(Nuclear Science & Technology)プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO,ThO,ErO
等を添加したり、あるいはUO燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUOピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUOとROXで同程度となることがわかった。
山下 利之
日本原子力学会「高度燃料技術」研究専門委員会報告書, p.467 - 474, 2001/00
余剰Puを消滅させるための岩石型燃料(ROX)と不活性マトリクス燃料の研究の現状を紹介した。ワンススルー燃焼のROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びPu消滅率の観点から優れた特徴を有する。不活性マトリクス及び燃料照射の研究から、最も有望なROX燃料として、Puと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリクス中に均質分散させた粒子分散型燃料を提案した。また、炉心安全解析から、ROX燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO装荷PWRと同等の安全性を有することが示された。反応度事故を模擬したパルス照射試験においても、ROX燃料の破損しきい値はUO燃料と同等であることがわかった。ROX燃料を用いた場合のPu消滅量はMOX燃料と比べ約2倍となる。
山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 二谷 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*
Proceedings of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels (ARWIF 2001) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00
軽水炉で余剰Puを燃焼させる岩石型燃料軽水炉燃焼システムは、Puのほぼ完全な燃焼と使用済燃料の直接処分を特徴とする。岩石型燃料は安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルまたはアルミナから構成される燃料で、PuはYSZ中に固溶させる。YSZは不活性マトリクスとして優れた特性を有するが、熱伝導率が低い。これを補うためスピネルやアルミナとの混合物を用いる。照射損傷領域を低減させるためYSZ粒子をスピネルまたはアルミナマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。粉末混合型及び粒子分散型燃料の照射結果を概括・報告する。また、岩石型燃料は高いPu消滅率を達成できる反面,燃料温度係数が極端に小さい。これを改善する方法としてU,Th,Er等の共鳴核種の添加が有効であることを示した。反応度事故条件下での燃料破損しきい値はNSRR実験より、現行のUO燃料と同等以上であることがわかった。
永目 諭一郎; Zhao, Y. L.*; 大槻 勤*; 西中 一朗; 塚田 和明; 市川 進一; 中原 弘道*
Proceedings of 2nd International Conference on Fission and Neutron-rich Nuclei, p.183 - 185, 2000/03
最近アクチノイドの核分裂における二つの変形径路の存在(二重モード核分裂)が著者らによって初めて見いだされた。この二重モード核分裂の考え方をもとに、核分裂収率,核分裂片運動エネルギー,核分裂しきい値等に関して広範な質量領域での系統性について議論する。また超重元素領域における核分裂特性や、核分裂における動的変形過程について新たな提案を行う。
石井 保行; 田島 訓; 高田 功; 水橋 清; 齋藤 勇一; 宇野 定則; 大越 清紀; 中嶋 佳則; 神谷 富裕; 酒井 卓郎
第11回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.72 - 74, 1999/01
3MVシングルエンド加速器は原研納入時にプロトン(P)のエネルギー1.880MeVをしきい値とする核反応
Li(p,n)Beを用いて校正を行っている。しかし、その方法では中性子の検出効率が低いこと、及び本加速器の加速電圧域で上記以外の核反応を確認することが困難なことから、数keVオーダーの分解能でエネルギー校正を行うことは困難である。我々は共鳴核反応
Al(p,)
Siの中で反応エネルギー0.992MeVと1.317MeVを利用するエネルギー校正方法を採用した。この方法では反応幅が極めて狭いこと、及び線の観測を行うので検出効率が高いことから、数keVオーダーでの校正が可能である。この方法でエネルギー校正を行い加速器制御装置の表示エネルギーと2つの核反応エネルギーとの比較から校正定数として約2%の値を得た。
野村 靖
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1269 - 1275, 1999/00
臨界警報装置の設計及び設置の方法が原研の臨界安全性実験データ検討ワーキンググループで考え出された。これらは、基本的には、警報装置設置場所の選定、事故検出のための「しきい値」の決定、警報装置挙動の仕様作成を行うため用意された。日本の再処理工場の設計の参照用に、臨界事故発生の可能性、及び従事者に過度の被曝を与える可能性を吟味し、「しきい値」は法令で定める緊急作業時実効線量当量限度により設定すべきであるとした。被曝量評価用に、また、臨界警報装置の最大機能設計用に臨界事故の簡易評価モデルが開発された。
not registered
PNC TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03
原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償
根本 規生*; 新藤 浩之*; 松崎 一浩*; 久保山 智司*; 大島 武; 伊藤 久義; 梨山 勇; 松田 純夫*
Proceedings of 3rd International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application, p.154 - 159, 1998/00
地上用1MビットSRAM,4MビットSRAM,16MビットDRAM及び64MビットDRAMのシングルイベントアップセット試験をカクテルビームを用いて行った。カクテルビームは4.0~60.6MeV/mg/cmのLETでの照射が可能であり、今回はこのビームを用いて、しきい値LETと飽和反転断面積を見積もった。その結果、これらの集積回路は作製プロセスによってSEUしきい値と反転断面積が大きく異なることが明らかになった。
永目 諭一郎; 西中 一朗; 塚田 和明; 市川 進一; 池添 博; Y.L.Zhao*; 大浦 泰嗣*; 末木 啓介*; 中原 弘道*; 谷川 勝至*; et al.
Radiochimica Acta, 78, p.3 - 10, 1997/00
ウラン、トリウムなどの軽アクチノイド核の低エネルギー核分裂において、しきい値近傍から分裂点に至るまで、少なくとも二つの独立した変形径路の存在を初めて実験的に検証した。またそれぞれの変形過程と対称、非対称質量分割モードとの関連を明らかにした。
柳澤 和章
Nucl. Eng. Des., 143, p.285 - 294, 1993/00
被引用回数：1 パーセンタイル：18.76(Nuclear Science & Technology)現行BWR燃料棒の外径(12.3mm)よりも更に細い外径(11mm)よりなる細径BWR燃料棒を用いて、反応度事故(RIA)実験を行った結果について報告する。燃料ふるまい評価は炉内データ及びパルス後の照射後試験より得られたデータを用いて行った。主要な研究目的は、燃料棒の破損しきい値と破損メカニズムの究明であった。得られた結果は以下の通りである。(1)細径BWR燃料棒の破損しきい値は発熱量260cal/g・fuel(エンタルピー220cal/g・fuel)を下回らなかった。また、細径BWR燃料棒の破損しきい値と現行BWR(及びNSRR標準)燃料棒の破損しきい値には有意差はなかった。細径BWR燃料棒の破損メカニズムは、ジルコニウムの内張りの有無に従って、溶融/脆化又は被覆の破裂破損という形態になった。(2)機械エネルギの発生しきい値に関しては、細径BWR燃料棒と現行BWR(及びNSRR標準)燃料棒内には有意な差はみられなかった。
reactions at low temperatures; Effect of rotational energy of reagent H molecule高柳 敏幸; 正木 信行
Journal of Chemical Physics, 95(6), p.4154 - 4159, 1991/09
被引用回数：13 パーセンタイル：48.18(Chemistry, Physical)H+H(j=0.1)
H(j=0.1)+H反応について、系の並進エネルギーが小さい時の反応確率をJ
を保存する状態結合法により計算した。反応のポテンシャルエネルギー曲面としてはLSTHおよびPKを用いた。ウィグナーのしきい値則に従うようになる並進運動エネルギーは、ポテンシャルエネルギー曲面上に存在するファンデアワールスのくぼみとHの回転エネルギー状態に存在する。反応確率から低温での速度足数を計算し、固相で報告された実験値との比較を行った。反応系Hの回転エネルギーの速度定数に対する効果について議論した。
線及び電子線照射効果; 線量率及び照射温度の効果平尾 敏雄; 吉川 正人; 森田 洋右; 貝賀 秀明*; 矢田 正信*
JAERI-M 89-207, 128 Pages, 1989/12
使用環境に応じた半導体素子の照射劣化挙動を調べるために、バイポーラトランジスタ2種及びパワーMOSトランジスタを用いて、線照射による電気特性の線量率依存性を求めた。線量率依存性の他に電子線と線照射との比較及び照射温度を-40C~100Cまで変化された時の電気特性の変化も求めた。なお、線照射の線量率は、10R/h~10
R/hまでの広い範囲にわたって行った。この結果、高耐圧低速度スイッチング及び通信工業用の2SB603(PNP)トランジスタの電気特性で顕著な線量率及び照射温度依存性が認められたが、高速度スイッチング及び高周波増幅用の2SC764(NPN)及びNチャンネルパワーMOSトランジスタの電気特性では、線量率及び照射温度依存性が少ないことが明らかとなった。
笹島 栄夫
JAERI-M 89-078, 36 Pages, 1989/06
燃料の燃焼度を高め、炉内滞在時間を長くしようとする際に、燃料棒の健全性上問題となるものに被覆管の外面腐食がある。本実験ではPWR型燃料棒の被覆管外面に10m及び20mの酸化膜を有する模擬燃料棒を準備し、パルス照射によってRIA時における燃料挙動を研究し次の知見を得た。(1)本実験の燃料棒加圧範囲では、外面腐食燃料棒の破損しきいエンタルピ値は110cal/g・fuelとなった。(2)外面腐食燃料棒の破損形態は、ふくれによる破裂破損であった。(3)クラックは金属母材まで進行しなかった。(4)被覆管厚みの減少は、破損しきい値に影響をあたえなかった。
線照射したSiC-MOSFETの特性の安定性横関 貴史; 牧野 高紘; 阿部 浩之; 小野田 忍; 大島 武; 田中 雄季*; 神取 幹郎*; 吉江 徹*; 土方 泰斗*
no journal, ,
原子力用の耐放射線性半導体デバイスの開発に資するため、炭化ケイ素(SiC)金属-酸化膜-半導体(MOS)電界効果トランジスタ(FET)の線照射による劣化特性や、照射後の劣化特性の安定性について調べた。実験には六方晶(4H)SiC MOSFETと比較のシリコン(Si)MOSFETを用い、1.2MGyまで線照射を行い、その後、室温から360Cまでの熱処理を行った。その結果、1.2MGy照射後にSiC MOSFETのしきい値電圧(V
)は初期値に対して3Vマイナス側にシフトしたのに対し、Si MOSFETのVは20V程度マイナス側にシフトすることが判明した。また、照射後、Si MOSFETは室温においても劣化特性が回復するが、SiC MOSFETは室温では回復が見られず、120C以上の熱処理で顕著な回復が見られることが判明した。360Cの熱処理後にはSiC及びSi MOSFETは、それぞれ、未照射の91%及び97%まで回復を示した。このことからSiCとSiでは線照射により酸化膜及び酸化膜と半導体界面に発生する欠陥の種類が異なり、SiCの方が熱的に安定であると結論できる。
佐藤 玖莉
no journal, ,
放射能は時間の経過に伴い減衰するため、繰り返し測定によって得られる計数値の平均値を放射能の算出に用いる場合、ある基準時間を設定して、得られたすべての計数値を減衰補正することが理想である。しかし、放射能測定法シリーズNo.9「トリチウム分析法」(令和5年10月改訂、原子力規制庁監視情報課)には、計数値の減衰を考慮した放射能の算出モデルやそのモデルに基づく放射能の不確かさ、決定しきい値、検出下限値の評価式について明記されていない。そこで本研究では、減衰補正後の計数値を用いた放射能の算出モデルを導入し、そのモデルに対して、測定における不確かさの表現のガイド(GUM)に示されている不確かさ評価の方法を適用した。また、得られた不確かさを用いて、ISO11929-1に示されている方法により、決定しきい値及び検出下限値の評価式を求めた。
