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論文

General overview of the research project investigating the radionuclide solution behavior in mock mortar matrix modeled after conditions at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*

Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:41.06(Construction & Building Technology)

Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry.

論文

A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

論文

New project on the analysis of contamination mechanisms of concrete at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか

Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03

For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.

論文

Quantification of water penetration into concrete through cracks by neutron radiography

兼松 学*; 丸山 一平*; 野口 貴文*; 飯倉 寛; 土屋 直子*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 605(1-2), p.154 - 158, 2009/06

 被引用回数:69 パーセンタイル:97.47(Instruments & Instrumentation)

Improving the durability of concrete structures is one of the ways to contribute to the sustainable development of society, and it has also become a crucial issue from an environmental viewpoint. It is well known that moisture behavior in reinforced concrete is linked to phenomena such as cement hydration, volume change and cracking caused by drying shrinkage, rebar corrosion and water leakage that affect the durability of concrete. In this research, neutron radiography was applied for visualization and quantification of water penetration into concrete through cracks. It is clearly confirmed that TNR can make visible the water behavior in/near horizontal/vertical cracks and can quantify the rate of diffusion and concentration distribution of moisture with high spatial and time resolution. On detailed analysis, it is observed that water penetrates through the crack immediately after pouring and its migration speed and distribution depend on the moisture condition in the concrete.

論文

Evaluation of water transfer from saturated lightweight aggregate to cement paste matrix by neutron radiography

丸山 一平*; 兼松 学*; 野口 貴文*; 飯倉 寛; 寺本 篤史*; 早野 博幸*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 605(1-2), p.159 - 162, 2009/06

 被引用回数:30 パーセンタイル:88.62(Instruments & Instrumentation)

In high-strength concrete with low water-cement ratio, self-desiccation occurs due to cement hydration and causes shrinkage and an increased risk of cracking. While high-strength concrete has a denser matrix than normal-strength concrete, resulting in lower permeability, early-age cracks would cancel out this advantage. For the mitigation of this self-desiccation and resultant shrinkage, water saturated porous aggregate, such as artificial lightweight aggregate, may be used in high-strength concrete. In this contribution, for the purpose of clarification of the volume change of high-strength concrete containing water-saturated lightweight aggregate, water transfer from the lightweight aggregate to cement paste matrix is visualized by neutron radiography. As a result, it is clear that water was supplied to the cement paste matrix in the range 3-8 mm from the surface of the aggregate, and the osmotic forces may yield water transfer around lightweight aggregate in a few hours after mixing.

論文

中性子ラジオグラフィによるコンクリートのひび割れ部における水分挙動の可視化及び定量化に関する研究

兼松 学*; 野口 貴文*; 丸山 一平*; 飯倉 寛

コンクリート工学年次論文集(DVD-ROM), 29(1), p.981 - 986, 2007/00

非破壊可視化・定量化技術の一つである中性子ラジオグラフィを用い、コンクリートのひび割れ中の水分挙動の可視化及び定量化を目的とした基礎的な研究を行った。ペーストを用い本手法の定量精度確認した後、ひび割れ部の水分挙動の可視化を試みた。その結果、ひび割れ部及びマトリクス中に移動する水分挙動を高解像能で可視化・定量化可能であることが明らかとなった。

報告書

二次主冷系配管保温構造崩壊試験

星 明男*; 根井 弘道*; 大島 厳*; 河村 豊*; 大谷 良一*; 丸山 茂樹*; 武田 正行*; 請地 一敏*; 小俣 一平*

PNC TJ201 83-16, 165 Pages, 1983/05

PNC-TJ201-83-16.pdf:5.54MB

本報告書は,高速増殖炉もんじゅの二次主冷却系配管にNa漏洩が生じた場合を想定し,漏洩Naに対する接触防止板の必要性を検討するため,Na漏洩時の配管保温構造の健全性及びNa漏洩挙動に対する知見を得ることを目的として,Naに換えて水を使用し実機と同寸大の試験体を用いて水噴出試験を行なった結果をまとめたものである。試験体は,配管からの漏洩箇所と内装板フランジとの相対位置関係をパラメータとして,計7体を製作し,二次主冷却系コールドレグ配管の通常運転圧力(最大値)によって試験を行なった。以下に,本試験の結果,明らかになった事項を示す。1)全てのケースについて内装板の崩壊は生じなかった。2)内装板のみの試験では,ある程度の上向きまたは水平方向のスプレーは生じたが,外装板を装着するとこれらスプレーは生じなかった。3)内装板と外装板の間の保温材設置による水漏洩形態の顕著な差は生じなかった。4)漏洩Naが建屋の天井,壁を直撃することを防止するための接触防止板については,保温構造外装板の設計を工夫することにより削除できる可能性のあることが判明した。5)接触防止板を削除するために,今後Naを用いて行う必要のある試験項目をとりまとめた。

口頭

放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究,65; マトリックスデータベースの構築

天本 一平; 大山 孝一; 長野 祐一*; 長尾 佐市*; 北嶋 秀樹*; 種田 直樹*; 丸山 勉*; 坂井 光美*; 西川 宜孝*

no journal, , 

ガラス固化体にかかるデータを目的に応じて容易に活用できるようにデータベース(DB)の構築を図った。同DB(名称: MATRIX DB)は、文献検索が可能で、かつ国際ガラスDB、Intergladと連携して実験状態図の作図ができる。また同DBと連携している熱力学平衡計算ソフトFactSageとアクセスすれば、熱力学的手法による計算状態図の作成が可能である。さらにニューラルネットワークの手法を用いたガラスの粘性, 密度, 電気抵抗の推算機能も保有している。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,3; アルファ核種の収着挙動に関する基礎試験

粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 富田 さゆり*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所では建屋内に汚染水が滞留しており、プルトニウム等アルファ核種が検出されている。汚染水の分析結果より、プルトニウム濃度は下流で低下していることから、原子炉建屋内に残留していることが懸念される。アルファ核種の挙動は内部被ばくや臨界管理上非常に重要となる。本研究ではプルトニウム溶液にセメント試験片や粉末を浸漬させ、溶液濃度変化からプルトニウムの挙動を評価した。プルトニウムはpHが上がることにより加水分解を起こし沈殿が生じる等液性の影響を大きく受ける。セメント種によるプルトニウム挙動の影響は少なかったが、変質状態により大きな影響を与えることが分かった。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,9; セメント硬化体への$$alpha$$核種の浸透に関する検討

粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 富田 さゆり*; 山田 一夫*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所では建屋内に汚染水が滞留しており、プルトニウム等$$alpha$$核種が検出されている。汚染水の分析結果より、プルトニウム濃度は下流で低下していることから、原子炉建屋内に残留していることが懸念される。$$alpha$$核種の挙動は内部被ばくや臨界管理上非常に重要となる。ここでは$$alpha$$核種を含む模擬汚染水にセメント試験片を浸漬させ、表層から$$alpha$$核種が浸透する深さを評価した。セメント種類や変質状態によらず、一か月程度の浸漬では浸透は0$$sim$$1mmにとどまった。$$alpha$$核種であるプルトニウムやアメリシウムはpHが上がることにより加水分解を起こし沈殿が生じるため、セメント内部水のpHが高いことから表層に析出したと考えられる。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,10; 建屋地下コンクリートへのCs, Srの浸透挙動のモデル化

富田 さゆり*; 小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 細川 佳史*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉時に発生する大量のコンクリート廃棄物の処分計画において、事故後から廃炉時までの放射性核種の移行予測は有用である。重要核種であるCsとSrは、骨材やセメント系材料中のC-S-Hに収着されるため、Cs, Srの移行予測には骨材およびC-S-HへのCs, Srの収着モデルを実装した相平衡モデルが必要である。本研究では、福島第一原子力発電所コンクリートで使用されたものと同じ産地の骨材に対してCsおよびSrの収着試験を実施し、イオン交換反応を用いた骨材とCs, Srの相互作用をモデル化した。この結果を既報のC-S-Hへの収着モデルとともに相平衡-物質移動連成モデルに実装し、高濃度の汚染水が長く滞留していた1号機タービン建屋地下コンクリートを想定したコンクリートへのCs, Srの浸透計算を行った。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する基礎研究; Cs, Srおよび水分の移動に関する実験的検証

丸山 一平*; 山田 一夫*; 井田 雅也*; 渋谷 和俊*; 五十嵐 豪*; 駒 義和

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉工程で想定される、作業環境改善を目的とした建屋コンクリートの除染手法の検討と最終段階で発生する廃棄物量の推計等を最終目的に、放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明に 基づいた将来の汚染分布の推定に関する基礎研究を進めている。汚染は、核種の収着・浸透挙動に依存するが、それはコンクリートの特性(セメント種類, 骨材中の粘土鉱物)、状態(飽水・乾燥、各種の劣化)および核種の種類によって異なると考えらえる。このため、将来の汚染分布の推計に向けて、各種コンクリートと核種(Cs, Sr, $$alpha$$核種)との相互 作用と、水分移動も考慮した評価/予測手法の検討が必要である。本報では、実験的検討の一部を報告する。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する基礎研究; コンクリートの特徴がCs・Srの浸透に及ぼす影響(実験的検証)

丸山 一平*; 渋谷 和俊*; 富田 さゆり*; 五十嵐 豪*; 駒 義和; 山田 一夫*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉工程で実施される、作業環境改善を目的とした建屋コンクリートの除染、除染手法の検討、廃棄物量の推計等を行う際の基盤情報に資することを目的に、放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と将来の汚染分布の推定に関する基礎研究を水分移動や$$alpha$$核種の挙動を含めて進めている。本報では、1F建屋のコンクリートを模擬して炭酸化または乾燥させた試料を用いてCs, Srの浸透試験を実施し、セメント種類、骨材中の粘土鉱物量や炭酸化、乾燥がCs, Srの浸透に及ぼす影響について、実験的に検証した結果を報告する。

口頭

コンクリーション化プロセスの理解とその応用

吉田 英一*; 山本 鋼志*; 丸山 一平*; 淺原 良浩*; 南 雅代*; 城野 信一*; 長谷川 精*; 勝田 長貴*; 西本 昌司*; 村宮 悠介*; et al.

no journal, , 

本報告は、コンクリーション化に関する研究の現状、研究成果に基づき開発したコンクリーション化剤および応用化のための原位置試験について紹介したものである。

口頭

コンクリーション化によるEDZおよび水みち割れ目の自己シーリングに関する研究

吉田 英一*; 山本 鋼志*; 丸山 一平*; 刈茅 孝一*; 中山 雅; 櫻井 彰孝; 佐藤 稔紀

no journal, , 

球形の炭酸塩コンクリーションは、世界中でさまざまな地質年代の海性堆積岩中から発見される。これらのコンクリーションは、周囲の堆積岩マトリックスと比較して、CaCO$$_{3}$$が特徴的に高度に濃縮されており、通常、内部に保存状態の良い化石が含まれる。最近、CaCO$$_{3}$$の濃縮プロセスが明らかになり、コンクリーション化剤が開発された。ここでは、幌延深地層研究センターで実施されたEDZシーリング用コンクリーション化剤を用いた原位置試験と、EDZシーリングプロセスとそのシーリング効果の予備検討結果について紹介する。

口頭

単純塩化物溶液と模擬汚染水からモルタルへのCsとSrの浸透の違い

山田 一夫*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染が表層に留まれば廃棄物量を大幅に減少できるため、汚染状況の推定は重要な研究課題である。これまで、Ca溶脱,中性化,乾燥,細骨材による吸着,イオン濃度など、種々の条件を考慮し、塩化物溶液からのCsとSrの浸透を、イメージングプレートを用いた定量マッピングにより評価してきた。しかし、タービンピット下部における現実の事故を考えると、放射性核種による汚染は単純塩化物溶液によるものではない。そこで、現実の汚染履歴を考慮したコンクリートへのイオン浸透を検討した。汚染履歴を再現し、モルタルへのCs-137とSr-90の浸透をイメージングプレートを用いて求めた。コンクリートへのCsとSrの浸透状況は、コンクリートの炭酸化、乾燥だけではなく、浸漬の履歴にも依存することが明らかとなった。

口頭

模擬汚染水からひび割れた不飽和モルタルへのCsとSrの浸透評価

山田 一夫*; 檜森 恵大*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染が表層に留まれば廃棄物量を大幅に減少できるため、汚染状況の推定は重要な研究課題である。これまで、Ca溶脱,中性化,乾燥,細骨材による吸着,イオン濃度,汚染履歴など、種々の条件を考慮し、CsとSrのコンクリート(モルタル)への浸透について、イメージングプレートを用いた定量マッピングにより評価してきた。しかし、現実のコンクリートには少なからずひび割れが存在する。本稿では、実履歴再現した浸漬条件下で、乾燥したモルタルへのCsとSrの浸透にひび割れが与える影響を実験的に評価する。CsとSrのひび割れ部での浸透深さに大きな差はなく、表層部に比べ深部2mmでの濃度は1桁以上低下した。材齢の進行に伴い、CsとSr両方とも、ひび割れ部の浸透が進むわけではなく、ひび割れがない部分の浸透の方が顕著であった。

口頭

Cs and Sr penetration into concrete under the realistic conditions after the Fukushima-Daiichi NPP accident

山田 一夫*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染水濃度を推定し、汚染履歴を考慮したコンクリートへのイオン浸透を検討した。Csは粗骨材粒子の一部に濃集したが、Srは多くの骨材には吸着せずセメントペースト部分に吸着した。単純溶液に比べ履歴を再現した条件では吸着量が減少した。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究, 23; ひび割れを模擬したセメント硬化体への$$alpha$$核種の浸透

粟飯原 はるか; 比内 浩; 駒 義和; 富田 さゆり*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所では建屋内に汚染水が滞留しており、プルトニウム等の$$alpha$$核種が検出されている。汚染水の分析結果より、プルトニウム濃度は下流で低下していることから、原子炉建屋内に残留していることが懸念される。汚染水と接触した建屋壁面に$$alpha$$核種が浸透する深さを評価するため、実際の環境としてひびが生じたコンクリートを想定し、2枚のセメントペースト試験片を組み合わせた試料を作製し、$$alpha$$核種を含む模擬汚染水に浸漬させた。ひび割れ幅が0.1mm以下の場合はひび割れによる$$alpha$$核種の浸透深さの増加は見られず、表層から2mm以内に留まった。一方、ひび割れ幅が0.5mm以上では有意に浸透量が増加した。$$alpha$$核種の浸透に関し、通常の運転で想定される0.1mm程度のひび割れであればその影響は小さく、事故時に大きなひび割れが生成している場合には$$alpha$$核種が浸透している可能性が示唆された。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,25; 成果の廃止措置への反映と研究開発の課題

駒 義和; 山田 一夫*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 東條 安匡*; 日比野 陽*; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置において大量のコンクリートが放射性廃棄物となる。放射性核種による汚染を推定するために、コンクリートの構造的、化学的な変化を考慮して$$^{137}$$Csの浸透やコンクリートの物性に関する実験データを求め、解析モデルを構築した。これらにより汚染コンクリート量の推定を可能とした。さらに基礎的な検討の継続、検証のための観察と比較評価が必要である。

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