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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 (WM 2021) (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.

口頭

反応度事故条件下における高燃焼度PWR燃料の挙動,3; PCMI破損しきい値

梅田 幹; 杉山 智之; 富安 邦彦; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志; 黒澤 伸悟; 神永 敬久

no journal, , 

原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いて反応度事故(RIA)を模擬したパルス照射実験を実施し、高燃焼度PWR燃料の破損時燃料エンタルピに関するデータを得た。被覆管の腐食を代表する指標として被覆管外面酸化膜厚さを用い、破損時燃料エンタルピとの相関を示した。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,13; 炭酸塩スラリー含有固化体の照射特性

加藤 潤; 今泉 憲*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 金田 由久*; 大澤 紀久*

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生する炭酸塩スラリーの模擬スラリーを含有するセメント及びAAM固化体を作製し、$$gamma$$線照射試験における水素ガス発生量を評価した。得られたデータは、既報で報告した廃棄物を含有しない固化体のデータと比較し、炭酸塩スラリーを含有することの水素ガス発生量への影響を評価した。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,8; 低温処理固化可能性検査手法の検討

谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 金田 由久*; 大澤 紀久*; et al.

no journal, , 

セメントやAAMによる固化処理プロセス(低温処理技術)の成立性および固化体性能は、汚染水処理から発生する様々な廃棄物の物理化学的性状の影響を受け、廃棄物の性状によっては混練中の急結といった処理プロセス自体が成立しない事態も起こりうる。このため実処理に先立ち、対象廃棄物の低温固化処理に対する適用可能性を簡易に検査・評価する手法を検討した。試験概要及び得られた検討結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,11; 低温処理材料の溶解試験

金田 由久*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 大澤 紀久*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 川戸 陸也*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物をセメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント, AAM(アルカリ活性化材料)および模擬炭酸塩スラリー混合固化体を作成し、溶解試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,19; 鉄共沈スラリー含有固化試料の照射特性

佐藤 淳也; 角田 あやか; 今泉 憲*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 大澤 紀久*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生する水処理二次廃棄物の処理処分に向けて既存処理技術の適用性を検討するため、セメントやアルカリ活性材料を用いて模擬廃棄物を固化し、硬化性や固化試料の物性等に関する基礎データを取得している。本研究では、模擬鉄共沈スラリーの固化試料に対して$$gamma$$線照射試験を行い、水素発生量を調査した。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,16; 低温処理固化可能性検査手法の定量化に係る検討

角田 あやか; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 大澤 紀久*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理において発生する性状多様な廃棄物に対して、事前に低温固化処理可能性を判定する手法を検討している。本法において、かさ密度や発熱性等の廃棄物性状を定量的に取得し、判定基準を設定する必要がある。本研究では、試料面の高さや温度等を機械的に判定することを目的として、画像判定装置を導入し、画像から性状評価に用いる数値を取得するための検討を行った。

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