In this thesis we look at one of the aging mechanisms that may have affected current aged Nuclear Power Plants (NPPs). Irradiation as an age-related degradation mechanism is studied for Reinforced Concrete (RC) in NPPs. This problem can be important for aged reactor buildings, radwaste buildings, spent nuclear fuel, research reactors, or accelerators that experience high levels of radiation close to existing thresholds. Mechanical properties of concrete are the most important parameters affected by radiation in NPPs. Compressive strength of concrete is reduced between 80 and 35 \% for radiation fluences between $2\times 10^{19}$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$. Tensile strength reduction is more significant than compressive strength. It is reduced between 20 and 80 \% for a radiation fluence equal to $5\times 10^{19}$. We chose three radiation levels $2\times 10^{19}$, $2\times 10^{20}$, $2\times 10^{20}$ based on experimental results as the critical levels of radiation that RC structures in NPPs may be exposed to. Structures susceptible to the problem are mostly RC walls; so the RC panel is chosen as an appropriate representative scale element for the analysis. The effect of radiation on mechanical properties of concrete is considered to analyze degraded scale elements. Material properties, geometry, and loading scenarios of scale elements are selected to be close to actual quantities in existing nuclear power plant. Elements are analyzed under six types of loading combination of shear and axial loading conditions. A nonlinear finite element program, Membrane-2000, based on the Modified Compression Field Theory (MCFT) is used to solve scale elements numerically. Element behaviors are studied considering the factors influence ultimate strength capacity, failure mode, and structural ductility index of members. The results show that ultimate shear capacity of the elements subjected to combinations of shear and tension loading are reduced significantly for highly reinforced elements ($1.35<\rho<1.88$) in $2\times 10^{21} n/cm^2$ radiation. RC panels under shear-biaxial and uniaxial compression also show significant strength capacity reduction in radiation levels $2\times 10^{20} n/cm^2$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$, respectively. Failure modes of the elements change from yielding of steel to shear failure by increasing level of degradation for the elements with reinforcement ratio between 0.9 and 1.88. Ductility of the RC panels is reduced significantly in the critical levels of radiation. Ductility of the elements became less than the allowable ductility value by increasing level of radiation.

In this thesis we look at one of the aging mechanisms that may have affected current aged Nuclear Power Plants (NPPs). Irradiation as an age-related degradation mechanism is studied for Reinforced Concrete (RC) in NPPs. This problem can be important for aged reactor buildings, radwaste buildings, spent nuclear fuel, research reactors, or accelerators that experience high levels of radiation close to existing thresholds. Mechanical properties of concrete are the most important parameters affected by radiation in NPPs. Compressive strength of concrete is reduced between 80 and 35 \% for radiation fluences between $2\times 10^{19}$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$. Tensile strength reduction is more significant than compressive strength. It is reduced between 20 and 80 \% for a radiation fluence equal to $5\times 10^{19}$. We chose three radiation levels $2\times 10^{19}$, $2\times 10^{20}$, $2\times 10^{20}$ based on experimental results as the critical levels of radiation that RC structures in NPPs may be exposed to. Structures susceptible to the problem are mostly RC walls; so the RC panel is chosen as an appropriate representative scale element for the analysis. The effect of radiation on mechanical properties of concrete is considered to analyze degraded scale elements. Material properties, geometry, and loading scenarios of scale elements are selected to be close to actual quantities in existing nuclear power plant. Elements are analyzed under six types of loading combination of shear and axial loading conditions. A nonlinear finite element program, Membrane-2000, based on the Modified Compression Field Theory (MCFT) is used to solve scale elements numerically. Element behaviors are studied considering the factors influence ultimate strength capacity, failure mode, and structural ductility index of members. The results show that ultimate shear capacity of the elements subjected to combinations of shear and tension loading are reduced significantly for highly reinforced elements ($1.35<\rho<1.88$) in $2\times 10^{21} n/cm^2$ radiation. RC panels under shear-biaxial and uniaxial compression also show significant strength capacity reduction in radiation levels $2\times 10^{20} n/cm^2$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$, respectively. Failure modes of the elements change from yielding of steel to shear failure by increasing level of degradation for the elements with reinforcement ratio between 0.9 and 1.88. Ductility of the RC panels is reduced significantly in the critical levels of radiation. Ductility of the elements became less than the allowable ductility value by increasing level of radiation.

Ferritisch/martensitische Cr-Stähle und deren oxiddispersionsverfestigte Varianten gehören zu den potenziellen Konstruktionswerkstoffen für Komponenten zukünftiger kerntechnischer Einrichtungen, wie z. B. Fusionsreaktoren und Spalt-reaktoren der IV. Generation, die Strahlungsfeldern mit hohem Neutronenfluss aus-gesetzt sind. Ein Hauptproblem dieser Materialgruppen ist das Auftreten des Spröd-duktil-Übergangs und dessen maßgeblich durch die Strahlenhärtung verursachte Verschiebung zu höheren Temperaturen. In der vorliegenden Arbeit wird das Bestrahlungsverhalten von binären Fe-Cr-Modelllegierungen untersucht, die ein vereinfachtes Modell für ferritisch/martensitische Cr-Stähle darstellen. Dabei werden Bestrahlungen mit Eisenionen zur Simulation der durch Neutronen hervorgerufenen Schädigung verwendet. Die auf wenige Mikrometer begrenzte Eindringtiefe der Ionen macht es erforderlich, dass für dünne Schichten geeignete Charakterisierungsmethoden ein-gesetzt werden. Im Rahmen dieser Arbeit sind das Nano¬härte¬messungen und Transmissions¬elektronen¬mikroskopie (TEM). Im Ergebnis liegen die bestrahlungsinduzierte Härteänderung der Schicht in Ab-hängig¬keit von Chromgehalt, Bestrahlungsfluenz und –temperatur sowie, für aus-gewählte Zustände, quantitative TEM-Analysen vor. Zusammen mit begleitenden Ergebnissen von Neutronenkleinwinkelstreuexperimenten an neutronen-bestrahlten Proben der gleichen Werkstoffe ermöglichen sie die Identifizierung von bestrahlungsinduzierten Versetzungsringen und nm-großen α’-Ausscheidungen als Quellen der Strahlenhärtung. Im Rahmen eines vereinfachten Modells, das auf Orowan zurückgeht, werden die Hindernis¬stärken dieser Gitterbaufehler für das Gleiten von Versetzungen abgeschätzt. Darauf aufbauend erfolgt ausblickartig eine Erweiterung des Untersuchungsgegenstands auf komplexere Situationen hinsichtlich der Bestrahlungs-bedingungen und des Werkstoffs. Durch das Einbeziehen simultaner und sequentieller Bestrahlungen mit Eisen- und Heliumionen kann gezeigt werden, dass der Effekt von Helium auf die Strahlenhärtung von der Bestrahlungs-reihenfolge abhängt und dass der simultane Eintrag fusionsrelevanter Mengen von Helium zu einer Verstärkung der Strahlenhärtung führt, die auf einem synergistischen Effekt beruht. Für Cr-Stähle mit 9 % Cr und deren oxiddispersions-verfestigte Varianten wird kein grundlegend anderes Bestrahlungsverhalten beobachtet als für binäres Fe-9at%Cr. Es gibt jedoch Hinweise, dass Oxid-dispersionsverfestigung die Strahlenhärtung unter bestimmten Bedingungen reduzieren kann. Im Ergebnis der Arbeit zeigt sich, dass Ionenbestrahlungen in Kombination mit Nanohärtemessungen zu einem vertiefenden Verständnis der Strahlenhärtung in Werkstoffen auf Fe-Cr-Basis sowie zu einer effektiven Materialvorauswahl beitragen können. Voraussetzung ist, dass der Eindruckgrößeneffekt und der Substrateffekt auf geeignete Weise in Rechnung gestellt werden.

Ferritisch/martensitische Cr-Stähle und deren oxiddispersionsverfestigte Varianten gehören zu den potenziellen Konstruktionswerkstoffen für Komponenten zukünftiger kerntechnischer Einrichtungen, wie z. B. Fusionsreaktoren und Spalt-reaktoren der IV. Generation, die Strahlungsfeldern mit hohem Neutronenfluss aus-gesetzt sind. Ein Hauptproblem dieser Materialgruppen ist das Auftreten des Spröd-duktil-Übergangs und dessen maßgeblich durch die Strahlenhärtung verursachte Verschiebung zu höheren Temperaturen. In der vorliegenden Arbeit wird das Bestrahlungsverhalten von binären Fe-Cr-Modelllegierungen untersucht, die ein vereinfachtes Modell für ferritisch/martensitische Cr-Stähle darstellen. Dabei werden Bestrahlungen mit Eisenionen zur Simulation der durch Neutronen hervorgerufenen Schädigung verwendet. Die auf wenige Mikrometer begrenzte Eindringtiefe der Ionen macht es erforderlich, dass für dünne Schichten geeignete Charakterisierungsmethoden ein-gesetzt werden. Im Rahmen dieser Arbeit sind das Nano¬härte¬messungen und Transmissions¬elektronen¬mikroskopie (TEM). Im Ergebnis liegen die bestrahlungsinduzierte Härteänderung der Schicht in Ab-hängig¬keit von Chromgehalt, Bestrahlungsfluenz und –temperatur sowie, für aus-gewählte Zustände, quantitative TEM-Analysen vor. Zusammen mit begleitenden Ergebnissen von Neutronenkleinwinkelstreuexperimenten an neutronen-bestrahlten Proben der gleichen Werkstoffe ermöglichen sie die Identifizierung von bestrahlungsinduzierten Versetzungsringen und nm-großen α’-Ausscheidungen als Quellen der Strahlenhärtung. Im Rahmen eines vereinfachten Modells, das auf Orowan zurückgeht, werden die Hindernis¬stärken dieser Gitterbaufehler für das Gleiten von Versetzungen abgeschätzt. Darauf aufbauend erfolgt ausblickartig eine Erweiterung des Untersuchungsgegenstands auf komplexere Situationen hinsichtlich der Bestrahlungs-bedingungen und des Werkstoffs. Durch das Einbeziehen simultaner und sequentieller Bestrahlungen mit Eisen- und Heliumionen kann gezeigt werden, dass der Effekt von Helium auf die Strahlenhärtung von der Bestrahlungs-reihenfolge abhängt und dass der simultane Eintrag fusionsrelevanter Mengen von Helium zu einer Verstärkung der Strahlenhärtung führt, die auf einem synergistischen Effekt beruht. Für Cr-Stähle mit 9 % Cr und deren oxiddispersions-verfestigte Varianten wird kein grundlegend anderes Bestrahlungsverhalten beobachtet als für binäres Fe-9at%Cr. Es gibt jedoch Hinweise, dass Oxid-dispersionsverfestigung die Strahlenhärtung unter bestimmten Bedingungen reduzieren kann. Im Ergebnis der Arbeit zeigt sich, dass Ionenbestrahlungen in Kombination mit Nanohärtemessungen zu einem vertiefenden Verständnis der Strahlenhärtung in Werkstoffen auf Fe-Cr-Basis sowie zu einer effektiven Materialvorauswahl beitragen können. Voraussetzung ist, dass der Eindruckgrößeneffekt und der Substrateffekt auf geeignete Weise in Rechnung gestellt werden.

FPGAs are frequently used in network systems to provide the performance and flexibility that is required of modern computer networks while allowing network vendors to bring products to market quickly. Like all electronic devices, FPGAs are vulnerable to ionizing radiation which can cause applications operating on an FPGA to fail. These low-level failures can have a wide range of negative effects on the performance of a network system. As computer networks play a larger role in modern society, it becomes increasingly important that these soft errors are addressed in the design of network systems.This work presents a framework for testing the soft-error reliability of FPGA-based networking systems. The framework consists of the NetFPGA development board, a custom traffic generator, and a custom high-speed JTAG configuration device. The NetFPGA development board is versatile and can be used to implement a wide range of network applications. The traffic generator is used to exercise the network system on the NetFPGA and to determine the health of that system. The JTAG configuration device is used to manage reliability experiments, to perform fault injection into the FPGA, and to monitor the NetFPGA during radiation tests.This thesis includes soft-error reliability tests that were performed on an Ethernet switch network system. Using both fault injection and accelerate radiation testing, the soft error sensitivity of the Ethernet switch was measured. The Ethernet switch design was then mitigated using triple module redundancy and duplication with compare. These mitigated designs were also tested and compared against the baseline design. Radiation testing shows that TMR provides a 5.05x improvement in reliability over the baseline design. DWC provides a 5.22x improvement in detectability over the baseline design without reducing the reliability of the system.

Artificial neural networks (ANNs) are used in many types of computing applications. Traditionally, ANNs have been implemented in software, executing on CPUs and even GPUs, which capitalize on the parallelizable nature of ANNs. More recently, FPGAs have become a target platform for ANN implementations due to their relatively low cost, low power, and flexibility. Some safety-critical applications could benefit from ANNs, but these applications require a certain level of reliability. SRAM-based FPGAs are sensitive to single-event upsets (SEUs), which can lead to faults and errors in execution. However there are techniques that can mask such SEUs and thereby improve the overall design reliability. This thesis evaluates the SEU reliability of neural networks implemented in SRAM-based FPGAs and investigates mitigation techniques against upsets for two case studies. The first was based on the LeNet-5 convolutional neural network and was used to test an implementation with both fault injection and neutron radiation experiments, demonstrating that our fault injection experiments could accurately evaluate SEU reliability of the networks. SEU reliability was improved by selectively applying TMR to the most critical layers of the design, achieving a 35% improvement reliability at an increase in 6.6% resources. The second was an existing neural network called BNN-PYNQ. While the base design was more sensitive to upsets than the CNN previous tested, the TMR technique improved the reliability by approximately 7× in fault injection experiments.

Die vorliegende Arbeit umfasst die Entwicklung und Implementierung eines nichtlokalen duktilen Schädigungsmodells, die Anwendung von Verfahren zur Bestimmung von Materialparametern aus Versuchsdaten sowie die Berechnung von bruchmechanischen Kennwerten im spröd-duktilen Übergangsbereich durch die numerische Simulation von Bruchmechanikversuchen unter Verwendung der ermittelten Parameter. Das entwickelte nichtlokale duktile Schädigungsmodell basiert auf dem Modell nach Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN). Durch die Einführung eines zusätzlichen Längenparameters mittels einer impliziten Gradientenformulierung wird die Netzabhängigkeit des GTN-Modells eliminiert. Zur Lösung des nunmehr gekoppelten Feldproblems wird das nichtlokale Schädigungsmodell in Form eines benutzerdefinierten Elements in ein Finite-Elemente-Programm implementiert. Zur Parameterbestimmung werden Kraft-Verschiebungs-Kurven des Small-Punch-Tests (SPT), einem Kleinstprobenversuch, ausgewertet. Aufgrund des sehr geringen Materialbedarfs für die Herstellung der benötigten SPT-Proben werden Rest- bzw. Bruchstücke von Charpy-Tests weiterverwendet. Es werden zwei ferritische Reaktorstähle im bestrahlten und unbestrahlten Zustand untersucht. Die Versuchsreihen decken den vollständigen Bereich der Zähigkeit beider Stähle ab. Die Bestimmung von Bruchzähigkeiten erfolgt nach dem Konzept des Local Approach allein durch numerische Berechnung des Spannungs- und Verformungszustandes in Bruchmechanikproben. Hierbei werden die zuvor aus dem SPT bestimmten Fließkurven und Schädigungsparameter verwendet. Die berechneten Bruchzähigkeiten werden mit experimentellen Ergebnissen verglichen. / This work comprises the development and implementation of a non-local ductile damage model, the application of methods for the identification of material parameters from experimental data as well as the calculation of fracture mechanics parameters in the brittle-ductile transition zone through numerical simulations of fracture mechanical tests using the identified parameters. The developed non-local ductile damage model is based on the Gurson-Tvergaard-Needleman model (GTN). The pathological mesh sensitivity of the GTN model is eliminated by introducing an additional length parameter by means of an implicit gradient formulation. To solve the coupled field problem, the non-local damage model is implemented in a finite element program in the form of a userdefined element. Force-displacement-curves of the small punch test (SPT), a miniaturised test, are evaluated for the determination of material parameters. Given the modest material requirements for the preparation of the required samples remnants of Charpy-specimens are reused. Two ferritic reactor steels, both irradiated and unirradiated, are examined. The experiments cover the full brittle-ductile transition region of the steels. Following the concept of the Local Approach, fracture toughness values are determined by numerical calculation of the stress and deformation state in fracture mechanics specimen only. Here, the yield curves and damage parameters previously determined from the SPT are used. The calculated fracture toughness values are compared with experimental results.

Reduced activation oxide dispersion strengthened (ODS) steels are candidate alloys for use in fusion reactor systems and are fabricated by mechanically alloying yttrium oxide to a reduced activation ferritic steel powder. The product is consolidated at high temperature by hot isostatic pressing (HIP), producing a dispersion of nanometre sized oxide particles throughout the ferritic microstructure. These particles have been shown to both improve the high temperature mechanical properties of the alloy and provide trapping sites for helium gas. The use of these particles to sequester helium is of particular significance in the development of a structural ODS steel for fusion reactor systems. A fusion power reactor, based on the ITER design, is expected to produce over 2000 appm transmutant helium in any steel components exposed to the core neutron flux. At these gas concentrations, conventional steels undergo severe swelling and embrittlement, motivating the development of materials capable of managing helium accumulation. This thesis investigates the use of the oxide particle dispersion in sequestering helium introduced by ion implantation. An initial characterisation of a model Fe-14Cr-0.25Y₂O₃ (wt&percnt;) system was completed using high resolution transmission electron microscopy (HRTEM) and atom probe tomography (APT). This demonstrated the efficacy of the production methods and the gas trapping capabilities of the oxide particles via argon gas, introduced during the mechanical alloying process. The subsequent consolidation of a full set of Fe-14Cr-3W-0.2Ti-0.25Y₂O₃ (wt&percnt;) ODS alloys at 1150&deg;C, 1050 &deg;C and 950 &deg;C produced a systematic variation in the density of the particle dispersion. The characterisation of these materials using APT provided an insight into the consistent Y₂Ti₃O₅ particle chemistry found in each consolidation, and identified a stoichiometric shift from Y₂Ti₃O₅ to YTiO2 following short term annealing periods at 1000&deg;C. Though further work is required, this shift is thought to be consistent with a thermodynamically mediated transition of the metastable clusters to stable oxide particles. Following implantation with 2000 appm helium and examination under TEM, the helium bubble and particle densities were found to be closely correlated thus providing evidence for an association between the particles and the gas bubbles. Controlling the helium bubble density via the particle dispersion demonstrates the potential use of processing temperature in controlling how helium accumulates in an implanted ODS microstructure. The effects of both bubble and particle densities on mechanical properties were investigated further using nanoindentation methods. Significant local variation in the hardness of the ODS steels was found to result from the bimodal grain size distribution of the material. By using only those measurements taken from large grained regions of the ODS, the grain refinement and particle hardening effects could be deconvolved and used to quantify particle hardening using a dispersed barrier model. The significant hardening effects with helium addition observed in the reference alloys were found to be almost entirely absent from the ODS systems, though anomalous softening in the 950&deg;C consolidation indicated a potentially unexpected interaction between the bubble and particle populations. A possible explanation for this anomaly and a proposal for further work to establish its origin is discussed.

Die vorliegende Arbeit umfasst die Entwicklung und Implementierung eines nichtlokalen duktilen Schädigungsmodells, die Anwendung von Verfahren zur Bestimmung von Materialparametern aus Versuchsdaten sowie die Berechnung von bruchmechanischen Kennwerten im spröd-duktilen Übergangsbereich durch die numerische Simulation von Bruchmechanikversuchen unter Verwendung der ermittelten Parameter. Das entwickelte nichtlokale duktile Schädigungsmodell basiert auf dem Modell nach Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN). Durch die Einführung eines zusätzlichen Längenparameters mittels einer impliziten Gradientenformulierung wird die Netzabhängigkeit des GTN-Modells eliminiert. Zur Lösung des nunmehr gekoppelten Feldproblems wird das nichtlokale Schädigungsmodell in Form eines benutzerdefinierten Elements in ein Finite-Elemente-Programm implementiert. Zur Parameterbestimmung werden Kraft-Verschiebungs-Kurven des Small-Punch-Tests (SPT), einem Kleinstprobenversuch, ausgewertet. Aufgrund des sehr geringen Materialbedarfs für die Herstellung der benötigten SPT-Proben werden Rest- bzw. Bruchstücke von Charpy-Tests weiterverwendet. Es werden zwei ferritische Reaktorstähle im bestrahlten und unbestrahlten Zustand untersucht. Die Versuchsreihen decken den vollständigen Bereich der Zähigkeit beider Stähle ab. Die Bestimmung von Bruchzähigkeiten erfolgt nach dem Konzept des Local Approach allein durch numerische Berechnung des Spannungs- und Verformungszustandes in Bruchmechanikproben. Hierbei werden die zuvor aus dem SPT bestimmten Fließkurven und Schädigungsparameter verwendet. Die berechneten Bruchzähigkeiten werden mit experimentellen Ergebnissen verglichen. / This work comprises the development and implementation of a non-local ductile damage model, the application of methods for the identification of material parameters from experimental data as well as the calculation of fracture mechanics parameters in the brittle-ductile transition zone through numerical simulations of fracture mechanical tests using the identified parameters. The developed non-local ductile damage model is based on the Gurson-Tvergaard-Needleman model (GTN). The pathological mesh sensitivity of the GTN model is eliminated by introducing an additional length parameter by means of an implicit gradient formulation. To solve the coupled field problem, the non-local damage model is implemented in a finite element program in the form of a userdefined element. Force-displacement-curves of the small punch test (SPT), a miniaturised test, are evaluated for the determination of material parameters. Given the modest material requirements for the preparation of the required samples remnants of Charpy-specimens are reused. Two ferritic reactor steels, both irradiated and unirradiated, are examined. The experiments cover the full brittle-ductile transition region of the steels. Following the concept of the Local Approach, fracture toughness values are determined by numerical calculation of the stress and deformation state in fracture mechanics specimen only. Here, the yield curves and damage parameters previously determined from the SPT are used. The calculated fracture toughness values are compared with experimental results.