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論文

Radiation damages of InGaAs photodiodes by high-temperature electron irradiation

大山 英典*; 高倉 健一郎*; 中林 正和*; 平尾 敏雄; 小野田 忍; 神谷 富裕; Simoen, E.*; Claeys, C.*; 久保山 智司*; 岡 克己*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 219-220, p.718 - 721, 2004/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.8(Instruments & Instrumentation)

人工衛星は高温で長期間、放射線にさらされるため、その中で用いられる半導体素子について、放射線照射と照射中の温度との関係を評価することが重要である。本研究では、近年非常に注目されているオプとエレクトロニクスデバイスについて照射による電気特性の変化と温度との関係を評価した。評価に用いた試料は、InP基板の上に成長させたInGaAsのエピタキシャル層で作られたフォトダイオードで0.95から1.65mmの波長範囲を有したものである。照射は、2MeVの電子線を用い照射線量は、1$$times$$10$$^{16}$$ e/cm$$^{2}$$とし照射中の温度を50, 100, 200及び300度に保持し、無印加状態で行った。その結果、電子線を照射して生じる欠陥レベルが照射中の温度の上昇に伴い減少した。また、300度の照射では、光電流の低下が初期値の30%であった。これにより、放射線照射による電気特性の変化が高温照射によって回復することがわかった。本会議では、これらの実験結果について紹介し議論する。

論文

Introduction of phosphorus atoms in silicon carbide using nuclear transmutation doping at elevated temperatures

大島 武; 森下 憲雄; 神谷 富裕; 磯谷 順一*; 馬場 信一; 相原 純; 山地 雅俊*; 石原 正博

Proceedings of OECD/NEA 3rd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High Temperature Engineering (OECD/NEA No.5309), p.197 - 202, 2004/00

炭化ケイ素(SiC)の高温中性子転換ドーピング技術の確立のために、JMTRにより1200$$^{circ}$$Cで中性子線照射した六方晶SiCの電気特性をHall測定により調べた。試料は中性子照射後に1600から1800$$^{circ}$$Cの範囲で熱処理を行った。その結果、1700$$^{circ}$$Cまでの熱処理ではp型伝導であったのに対し、1800$$^{circ}$$C熱処理後にはn型を示し、中性子転換ドーピングにより生成されたリンドナーが電気的に活性化することが明らかとなった。また、SiC中のリンの検出方法を確立するために電子スピン共鳴(ESR)によるリンドナーの探索を行った。$$^{13}$$Cの超微細相互作用を詳細に調べた結果、P$$_{a}$$, P$$_{b}$$のリンドナーに起因する二つのシグナルの観察に成功した。

論文

Irradiation effects on yttria-stabilized Zirconia irradiated with neon ions

北條 智博; 相原 純; 北條 喜一; 古野 茂実*; 山本 博之; 二谷 訓子; 山下 利之; 湊 和生; 佐久間 隆昭*

Journal of Nuclear Materials, 319, p.81 - 86, 2003/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:25.97(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の母材として注目されている安定化ZrO$$_{2}$$の照射特性を調べた。核分裂片による照射損傷は、高エネルギー領域で生じる電子励起による損傷と低エネルギー領域で生じる核的衝突による損傷の二種類に大きく分けることができる。この中で、材料の損傷は、核的衝突によるはじき出しが主と考えられている。そこで、原研が開発して、低エネルギーイオン加速器付設高分解能電子顕微鏡を用いて、加速電圧35keVのNe$$^{+}$$イオンを室温から1200$$^{circ}$$Cに加熱した上記材料に照射し、各温度による損傷形態の違いを明らかにした。その結果、Ne照射では、各温度領域で材料の非晶質化を観察することができず、対照射性が非常に高いことを明らかにした。さらに、同温度の重照射で、数nmのNeバブルが生じることを明らかにした。また、1200$$^{circ}$$Cの高温照射では、バブルは、大きく成長し数十nmに成長することを電顕その場観察法を用いて明らかにすることができ、この結果から、高温照射によるスエリング量を推定することが可能になった。

論文

Induced lattice defects in InGaAs laser diodes by high-temperature $$gamma$$-ray irradiation

大山 英典*; 平尾 敏雄; Simoen, E.*; Claeys, C.*; 小野田 忍; 高見 保清*; 伊藤 久義

Physica B; Condensed Matter, 308-310, p.1185 - 1188, 2001/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:53.53(Physics, Condensed Matter)

InGaAsP系レーザダイオードにおいて高温$$gamma$$線照射により発生する格子欠陥とその素子特性に及ぼす影響を明らかにするために、レーザダイオード試料にCo-60線源を用いて$$gamma$$線照射を実施した。$$gamma$$線の照射量は最高100Mradとし、照射中の試料温度は20,100,200$$^{circ}C$$とした。照射前後にダイオードの電流・電圧(I-V)特性,容量・電圧(C-V)特性を室温にて測定した結果、照射後の順方向,逆方向電流及び光出力は照射温度の増加に伴い増加すること、また、これとは反対にしきい値電流は減少することがわかった。

論文

Status of preliminary tests on innovative basic researches for HTTR irradiation programs

荒井 長利; 伊藤 久義; 寺井 隆幸*; 石野 栞*

ECN-R--98-005, p.113 - 124, 1998/00

HTTRを用いた先端的基礎研究は高温照射環境を利用する応用理工学研究を対象とする。提案された研究テーマは新素材開発、放射線化学、核融合研究及び高温計測技術開発などの分野における様々な科学技術的に興味深い課題を含んでいる。HTTR照射試験の可能性と優先性を確かめるため、幾つかのテーマについて予備試験を実施している。本論文では先端的基礎研究の全体的な意義と範囲、予備試験テーマの研究方法とこれまでの試験結果の概要及びHTTR実照射試験に向けての今後の準備計画などを報告する。この報告は、将来的にHTTR照射試験研究の一部を国際共同研究として計画する考えに基づいて、海外の高温ガス炉関連研究機関との最初の情報交換のため、OECD/NEA/NSC主催のワークショップにて行うものである。

論文

Application of optical fibers for optical diagnostics in high temperature gas cooled reactor

四竈 樹男*; 角田 恒巳; 成井 実*; 石原 正博; 佐川 勉; 荒井 長利

ECN-R--98-005, p.125 - 143, 1998/00

HTTRを用いた先端的基礎研究の一環として、高温耐放射線光ファイバを用いた高温ガス炉炉心の直接観察の可能性を研究している。本論文はこれまでの研究の現状を概説した。試作開発している光ファイバは直径約1mm、コアのOH含有率が900ppmの溶解シリカ線材である。耐熱性については、炉外の空気中及びヘリウム中加熱試験により、温度800$$^{circ}$$C、300時間までの範囲で、可視光から赤外線(350~1850nm)において透光性の劣化が無いことを確認した。また、高温自己発光(ルミニッセンス)の強度が高温ほど高いことから、光ファイバによる温度測定の可能性を見出した。JMTRでの放射線環境下短時間(1h)特性試験により、700nm以上の赤外線については放射線効果が認められないことを確かめた。更に、サファイアのルミニッセンス強度を分析し、可視光域の強度により炉出力(放射線強度)を、黒体放射強度により温度を測定するなど、光ファイバモニターの可能性も例示した。

論文

In-situ observation of damage evolution in TiC crystals during helium ion irradiation

北條 喜一; 大津 仁; 古野 茂実; 出井 数彦*; 塚本 哲生*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.281 - 286, 1994/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:21.68(Materials Science, Multidisciplinary)

TiC結晶にヘリウムイオンを照射し形成された照射欠陥形成挙動を100Kから1500Kの試料温度範囲でその場観察した。イオン照射は400kV電顕付設のイオン加速器を用いて、加速電圧20kVのヘリウムイオン(2.5$$times$$10$$^{14}$$/cm$$^{2}$$・s)で行った。その結果、100Kから1300Kまでの温度範囲では、ヘリウムバブルは数nm以上成長しないことを明らかにした。又、100KでもTiC結晶は非晶質相が形成しないことを示した。さらに、焼鈍実験の結果、多量のヘリウムがTiC中に蓄積していることも明らかにできた。バブル成長は1400K前後で始まり、1500K以上で促進することも明らかにできた。

論文

Radiation hardening in neutron-irradiated molybdenum and its alloys

田中 三雄; 深谷 清; 深井 勝麿; 白石 健介

ASTM Special Technical Publication 725, p.247 - 268, 1981/00

粉末冶金法で製造した純モリブデン、アーク溶解法で製造したTZM、電子ビーム溶解した純モリブデンおよびモリブデン-0.56w/oニオブ合金をJRR-2およびJMTRを用いて800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの温度範囲で1$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$から1$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$まで中性子照射した。商用のモリブデンおよびTZMでは照射量が5$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$を超えると著しい脆化を示し、照射後1000$$^{circ}$$Cで1時間の熱処理を施しても照射脆化は回復しない。これに対して、電子ビーム溶解したモリブデン-ニオブ合金は1$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$の照射でも3%程度の伸びを示すほか、照射後1000$$^{circ}$$Cで1時間熱処理を行うと照射による延性の低下は照射前の状態に回復する。この合金は電子ビーム溶解することによって酸素などの有害な不純物を少なくすること、ニオブの添加によって高温での結晶粒の成長を抑えることが照射による脆化を軽減させる大きな原因になっていることが考えられる。この合金は高温で使用する核融合炉の防護壁の材料として使用できる可能性がある。

論文

Effect of high-temperature neutron irradiation on the crystallites of graphite materials

佐々木 泰一*; 斎藤 保

Carbon, 18, p.407 - 411, 1980/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.65(Chemistry, Physical)

5種類の原子炉用黒鉛材料と2種類の熱分解黒鉛を含む14種類の多結晶性人造黒鉛材料について微結晶の結晶格子定数と結晶格子ひずみ($$varepsilon$$$$_{c}$$)を測定した。原子炉用黒鉛材料と熱分解黒鉛はJMTRで720~1350$$^{circ}$$Cの温度で3.7$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$0.18MeV)まで照射した。照射前試料では、結晶格子定数Co$$_{(}$$$$_{0}$$$$_{0}$$$$_{2}$$$$_{)}$$$$varepsilon$$$$_{c}$$の間に直線的関係のあることがわかった。しかし高温照射後の試料では、Co$$_{(}$$$$_{0}$$$$_{0}$$$$_{2}$$$$_{)}$$は照射量が増加しても殆んど変化せず、$$varepsilon$$$$_{c}$$だけが異常に著しく増加することがわかった。この現象は高温照射効果を特徴づける現象と考えられる。この現象について従来報告されている放射線損傷モデルの適応性を検討した。以上の実験結果から、C軸方向のtwist boundary間の高さは約70$AA$ぐらいになることが推定された。

報告書

Effect of Thermal Neutron Irradiation on Mechanical Properties of Alloys for HTR core Applications

小川 豊; 近藤 達男; 石本 清; 大塚 保

JAERI-M 8154, 12 Pages, 1979/02

JAERI-M-8154.pdf:0.54MB

ホウ素含有量が2.3ppmの市販のハステロイ-Xについて、JMTRで高温照射(温度; 670$$sim$$880$$^{circ}$$C、熱中性子照射量; 6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{n}$$/cm$$^{2}$$、速中性子照射量; 1.1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{n}$$/cm$$^{2}$$)した後、900$$^{circ}$$Cにおいて最長12,000hrまでの大気中クリープ試験を行った。応力が約2.2kg/mm$$^{2}$$(破断寿命で約100hr)を境として、クリープ挙動が異なることが明らかになった。これより高応力側では、照射によって延性と破断寿命は約1桁低下した。これより低応力の場合には、応力が低くなるほど照射材の延性と破断寿命は非照射材の値に近づく傾向が認められた。金相試験の結果、低応力のものでは試料片の平行部全面にわたって多数の粒界クラックの発生していることが判明した。この全面クラックによってクリープ試験中にみかけ上の延性が保たれていると結論された。ホウ素量を1ppmに下げたハステロイ-XRについて予備的な試験を行ない、ホウ素量の低下が照射後の延性低下を防ぐのに有効であることが実証された。

論文

中性子照射したハステロイーXのクリープ試験

小川 豊; 渡辺 勝利; 石本 清; 大塚 保; 近藤 達男

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 19(3), p.311 - 319, 1978/00

JMTRで高温照射したハステロイ-Xの照射後クリープ破断試験を実施した。照射の温度は670~880$$^{circ}$$C、熱中性子照射量は6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$である。クリープは900$$^{circ}$$C、大気中で行い、応力は1.5~5.0kg/mm$$^{2}$$、最長時間は12,000hrである。クリープ挙動は、応力2.2kg/mm$$^{2}$$近傍、破断時間100hr近辺を境にして2つに区分できる。これにより高応力、短時間側では照射による延性と破断寿命の低下が著しい。一方これにより低応力、長時間側では照射による延性および破断寿命の低下が少なく、一見照射脆化はないようにみえる。しかし全相試験の結果、これは試料の前面に発生した多数のクラックによってみかけ上の延性が保たれているためであると結論された。以前に試験した高温引張のデータを含めて破断延性におよぼす歪速度の影響を検討すると、歪速度が10$$^{-}$$$$^{2}$$%/hrの附近で延性は極小を示すことが判明した。

報告書

Annealing behavior of radiation hardening in molybdenum neutron irradiated at 600$$^{circ}$$C

白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男

JAERI-M 6214, 20 Pages, 1975/08

JAERI-M-6214.pdf:1.14MB

JRR-2を用いて高温(約600$$^{circ}$$C)で8.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$まで高速中性子照射したモリブデンの室温における引張性質の照射および照射後の熱処理による変化の様子を電子顕微鏡の変化と関連させて調べた。この中性子照射によって約4kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じるが、これは照射中に生じた直径50A程度の転位ループによるものである。照射した試料を800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理すると3$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$/cm$$^{3}$$の密度で小さなボイドが生成し、このボイドによって18kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じる。照射後の熱処理の温度を1000$$^{circ}$$C以上に上げるとボイドは成長し、その密度は減少する。1200$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した試料には3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$/cm$$^{3}$$の密度で比較的大きなボイドが観られるが、この試料の硬化量は照射したままの試料の硬化量とほぼ同程度である。なお、800$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cの温度範囲で熱処理した試料には比較的大きな転位ループとやや不均一に分布したボイドが観察される。

論文

Anneal hardening of molybdenum neutron irradiated at 600$$^{circ}$$C

白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男

Journal of Nuclear Materials, 57(3), p.361 - 364, 1975/03

 被引用回数:13

高温(約600$$^{circ}$$C)で8.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$まで高速中性子照射したモリブデンの室温における引張性質の照射および照射後の熱処理による変化の様子を電子顕微鏡組織の変化と関連させて調べた。照射したままの試料には比較的大きな転位ループと小さな照射欠陥集合体とが観察され、これらの欠陥によって約4kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じる。この試料を800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理すると3$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$/cm$$^{3}$$の密度で小さなボイドが生成し、18kg/mm$$^{2}$$の硬化が認められる。照射後の熱処理温度をさらに上げるとボイドは大きくなりその密度は減少し、これにともなって硬化量も減少する。1200$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した試料には3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$/cm$$^{3}$$の密度でボイドが観られるが、この試料の硬化量は照射したままの試料の硬化量と同程度である。なお、800$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cの温度範囲で熱処理した試料には比較的大きな転位ループとやや不均一に分布したボイドが観察される。

報告書

JMTR試用期間照射報告書,3; 鉄鋼関係

材料試験炉部

JAERI-M 5595, 137 Pages, 1974/03

JAERI-M-5595.pdf:3.72MB

JMTR試用期間の鉄鋼関係照射について、鋼種別に試験目的と照射結果並に検討結果をまとめ第3分冊としたものである。その結果を2~3例示すると、1)フェライト結晶粒度の照射脆化への影響は、微細な程照射感受性は少ないこと、2)SM50Aのステンレスクラッド材について、圧延クラッド材は肉盛クラッド材に比し照射脆化感受性は小さいこと、3)A533B鋼のオーステナイ卜結晶粒度の照射脆化感受性については文献の結果と異り感受性は認められなかったこと、4)ステンレス鋼の460~500$$^{circ}$$C、10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$程度の高温照射では強度・伸びともにあまり変化しないこと、5)PC鋼線の照射効果については、レラクセーショソロス値は照射前に比し低下していることが傾向として言えること、などがあげられる。一般的に言って、今回の照射により、キャプセルの設計・製作・ハンドリング・照射後試験などに習熟し得、照射条件の実現の精度を知り得たことは有用であった。

論文

高温原子炉用金属材料; 特集・原子炉構造の高温化の課題

長谷川 正義*; 小川 豊

日本原子力学会誌, 14(11), p.626 - 632, 1972/11

原子炉の高温化(600$$^{circ}$$C以上)にともなう、金属材料の問題点を(1)高温における強度と延性、(2)高温照射、(3)高温長時間加熱による性質劣化、(4)耐食性等の点から解説した。対象となる原子炉は高速増殖炉、高温ガス炉、核融合炉であるが、高温ガス炉の場合を主にした。金属材料としてはインコネル系合金を中心にし、インコロイ800、ハステロイXもとりあげた。高温原子炉用の金属材料における問題点を定量的に評価するには現状ではデータ不足で、今後高温、長時間にわたる試験データの蓄積が必要であることが結論された。

論文

原子炉用黒鉛, (II); 高温照射による放射線損傷

佐々木 泰一

炭素, (66), p.89 - 98, 1971/00

はじめにも述べたように,ヨーロッパでは欧州共同体(O.E.C.D.)がドラゴン炉を,また西ドイツではA.V.R.などの高温ガス冷却型実験用原子炉を建設し,運転に入っており,さらにTNPG炉やTHTR(炉)などの大型発電用実用炉の開発計画が進められている。U.S.A.ではすでにG.G.A.社がピーチボトム炉を建設し,発電の運転実験を行なっており,さらにフオート・セント・ブレィン炉の建設を進めている他,大型の発電用原子炉(110万KW電気出力)の設計を進めている。これらの高温ガス冷却炉の冷却用ヘリウムの出口最高温度はせいぜい850$$^{circ}C$$付近までであるが,現在(昭46.)日本原子力研究所で計画されている多目的高温ガス冷却炉では,冷却用ヘリウムの出口温度を1000$$^{circ}C$$付近にすることが当面の目標として検討されている。

論文

高温照射天然UO$$_{2}$$ペレット中のF.P.の偏析

武谷 清昭*; 市川 逵生

日本原子力学会誌, 10(8), p.426 - 434, 1968/00

原子炉内で高出力状態で照射されたUO$$_{2}$$あるいはPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料に、非ガス性の核分裂生成物(F.P.)が偏在することについては、すでに多くの報告がある$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{(}$$$$^{2}$$$$^{)}$$。これらの報告で取り扱われている燃料内は、著しい温度勾配を有するものがほとんどで、濃縮UあるいはPu含有のものに限られている。

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