Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
岡田 翔太; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 坂井 章浩; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-023, 129 Pages, 2016/11
JAEA-Technology-2016-023.pdf:8.95MB
第二種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体の技術基準の一つには、「埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。」とされ、国によって確認を受けなければならない。そのため、日本原子力研究開発機構では、これまでに各拠点における技術基準に適合する廃棄体の作製に備えて、廃棄体作製に係る基本手順を検討してきており、一部の拠点においてはその検討結果を採り入れて不燃性の固体状の放射性廃棄物を分別し、これに係る作業記録を作成して保管・管理している。本報告では、その際の分別作業記録に基づき廃棄物の組成を設定し、基本手順に従い容器へ収納、モルタル充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製して、コンクリートピット埋設設備に俵積み方式で埋設処分した場合を想定した実載荷試験と、トレンチ埋設設備に埋設処分した場合を想定した実載荷試験を行い、それぞれの模擬廃棄体の変位量及びひずみ量等を測定し模擬廃棄体の耐埋設荷重を設定した。
杉田 裕; 油井 三和
JNC TN8450 2001-007, 16 Pages, 2002/02
JNC-TN8450-2001-007.pdf:0.78MB
本資料は、地層処分研究開発第2次取りまとめ-分冊2 地層処分の工学技術-の中の設計用岩盤特性値で示されている硬岩系岩盤、軟岩系岩盤の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係のデータセットである。
中塩 信行; 涌井 拓治*; 大竹 敦志*; 中島 幹雄; 福井 寿樹*; 磯部 元康*
Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 4 Pages, 2001/00
低レベル雑固体廃棄物の溶融処理の最適化を目的として、模擬雑固体廃棄物を非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動,溶融固化体の物性を調べた。溶融固化体の分析結果から、化学成分と加熱時間の変化が
Csの移行挙動に影響を与えることがわかった。ほぼすべての
Euは溶融固化体に残存していた。また、得られた溶融固化体はほぼ均一であり、十分な圧縮強度を有していることが明らかになった。
佐藤 稔紀; 谷口 航; 藤田 朝雄; 長谷川 宏
JNC TN7400 99-011, 36 Pages, 1999/12
わが国における地下深部の岩盤が有する一般的な熱的および力学的性質を理解するため、文献調査および釜石鉱山と東濃鉱山における調査・試験によりデータを収集し、岩種ごとの物性の頻度分布や物性間の相関関係などについて検討した。その結果、岩石の熱物性および力学物性について、岩種ごとの頻度分布を把握した。また、従来より示唆されてきた物性間の相関関係との整合性が確認された。新第三紀堆積岩では深度の増加とともに一軸圧縮強度などが増加する傾向が認められた。岩盤の初期応力については、文献調査の結果を取りまとめ、鉛直応力は単位体積重量の勾配で線形近似できること、水平面内平均応力と深度の関係も線形近似できること、および、側圧係数(水平面内平均応力と鉛直応力の比)は浅部では大きな値を示し、震深度の増加に伴い、深度500m程度より深くなると1より小さい値に近づくことが認められた。
橋爪 修司; 高澤 宏充; 松本 潤子; 馬場 恒孝
原子力バックエンド研究, 5(1), p.37 - 44, 1998/08
低レベル放射性廃棄物雑固体廃棄体の浸出挙動を検討するため、雑固体廃棄体を模擬した廃棄体を調製する必要がある。このため、モルタルの流動性、圧縮強度、ブリージング率、収縮率に与えるモルタル原材料の配合の影響、及び流動性と他の特性の関係、雑固体廃棄物の固型化に適した原材料の配合について検討した。その結果、水/セメント比の増加にしたがい、流動性は良くなり、圧縮強度は低下し、ブリージング率と収縮率は増加する傾向であり、高炉セメントは普通ポルトランドセメントに比べ、水/セメント比がこれら特性に与える影響の大きいことを明らかにした。この原因を高炉セメントに含まれる微細な高炉スラグによるものと推察した。また、混和剤/セメント比の増加にしたがい流動性は良くなるが、混和剤を多く入れても効果は飽和することが明らかとなった。けい砂/セメント比については、この比の増加にしたがい収縮率が減少する傾向にあり、このことからセメントの水和反応に基づく体積減少がモルタルの収縮の主たる原因であると推定した。なお高炉セメントを使用した場合、流動性がよくブリージング水が発生すると材料分離が生じ圧縮強度の著しい低下が認められた。
福本 雅弘; 飯島 和毅; 牧野 鉄也; 林 晋一郎; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8410 96-055, 147 Pages, 1998/02
再処理施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、模擬廃棄物を用いた水熱固化試験を平成3年度から7年度にかけて実施した。本研究は、低レベル放射性廃棄物を減容性に優れ、所定の強度を有した安定な固化体とするために、固化母材を加えないか出来る限り少なくした水熱固化法の適用可能性を評価することを目的とする。試験は、 1)「廃シリカゲル」への適用を考えた、100mm
の固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法によるシリカゲルの固化試験、 2)「低レベル濃縮廃液核種去スラッジ」への適用を考えた、100mm及び30mmの固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法による模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの固化試験及び低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの主要成分である酸化鉄(Fe2O3)及びヨウ化銀(AgI)を対象にHIP装置を用いた水熱HIP法にようる固化試験、 3)「廃ヨウ素フィルター」への適用を考えた、30mmの固化体作製用装置を用いた水熱ホットプレス法にようるAgX、AgZ、AgSの固化試験等を行った。 1)シリカゲルの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、添加剤としてBa(OH)2が有効であり、減容係数は1.32、一軸圧縮強度は105kg/cm2であった。 2)模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、可溶性成分(NaNO3、NaNO2)のほとんどを絞り出し水側に分離でき、ヨウ化銀の絞り出し水への移行割合は0.2wt%未満であった。模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの減容係数は3.3、一軸圧縮強度は1014kg/cm2であった。また、酸化鉄及びヨウ化銀の水熱HIP法による固化試験の結果、酸化鉄の場合減容係数は5.2(固化体のかさ密度は3.7
10
kg/m3)、ヨウ化銀の場合減容係数は1.4(固化体のかさ密度は4.910^3kg/m3)であった。 3)AgX、AgZ、AgSは、水のみ添加で水熱ホットプレス法により固化体を得られた。減容係数はそれぞれ3.08、1.78、2.03、一軸圧縮強度はそれぞれ944kg/cm2、208kg/cm2、533kg/cm2が得られた。AgXは水熱ホットプレス固化によって非晶質化した。
柿崎 正義*; 出井 義男; 助川 武則; 圷 陽一; 畑野 肇*; 栗岡 均*
日本建築学会構造系論文集, 0(488), p.1 - 10, 1996/10
経年変化研究の一環として、長期間運転されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの環境並びに力学的特性に関する調査を行った。調査項目の環境特性では(1)中性子及び
線照射量、(2)温度分布、力学特性では(1)圧縮強度、(2)静弾性係数、(3)ポアソン比等についてまとめてある。1)中性子及び線照射量は、大型発電炉の40年運転時に受けるであろう照射量に相当している。2)コンクリート内の温度分布は、線照射に伴う発熱に大きく依存する。3)110
n/cm
までの中性子照射量では圧縮強度の低下は認められず、わずかに上昇することが確認された。以上のように実際に使用されてきた生体遮蔽コンクリートの調査から、貴重なデータが得られた。
福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09
平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。
宇賀地 弘和; 石山 新太郎; 石原 博弘*; 衛藤 基邦
IMPACT-III (Post-SMiRT 11 Conference), 8 Pages, 1991/08
HTTR用黒鉛IG-11及びPGXの圧縮変形ならびに圧縮強度に与えるひずみ速度の影響を調べた結果、下記の結論が得られた。(1)圧縮強度はひずみ速度が100(1/s)以下ではひずみ速度とともに増加し、その傾向は下記の式で表記できる。
=A
ここで,は圧縮強度とひずみ速度でありA,Bは定数である。(2)ひずみ速度が100(1/s)以上になると強度は低下した。(3)変形挙動や強度に与える試験片体積の影響は認められなかった。
出井 義男; 鎌田 裕; 圷 陽一; 鬼沢 邦雄; 中島 伸也; 助川 武則; 柿崎 正義*
JAERI-M 90-205, 62 Pages, 1990/11
軽水型発電炉の主要構造物の一つに生体遮蔽コンクリートがあげられる。建設後27年を経過したJPDRの生体遮蔽コンクリートから試料を採取し強度試験を行い次の結果を得た。(1)コンクリートは大型商用炉の寿命末期の照射量に相当すると考えられる110n/cmの高速中性子照射を受けている。(2)圧縮強度は建設時の調合強度を上廻っている。また、中性子照射量の増加に伴い圧縮強度の増加が確認された。(3)引張り強度、ヤング係数、ポアソン比等についての材料特性の変化は認められなかった。(4)建設後27年を経過し、実際に使用されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの強度の低下は認められなかった。
線照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響に関する研究村岡 進; 村瀬 欣伸*; 山田 浩司*; 横田 紀男*; 鷲野 正光; 中村 治人
JAERI-M 85-097, 14 Pages, 1985/07
高レベル放射性廃棄物貯蔵施設の健全性を評価する基礎データを得るために、線の照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響を調べた。本研究は昭和56
57年度に実施した研究に引き続き実施されたものであり、照射総線量を約210
Rにまで増した場合の物性値の変化を調べること及び照射線量率を高レベル廃棄物貯蔵施設で予想される約110
R/hrに合せ水分、温度等環境要因の物性値への影響を調べる点に研究の主点をおいた。その結果常温であれば貯蔵施設で予想される総線量を照射しても明らかな物性値の変化は認められなかった。また地下水の浸入等によりコンクリートが湿潤した場合の線照射による鉄筋の腐食への影響はなかった。温度効果については、160
Cに加熱した場合明らかに圧縮強度の減少か認められた。
松尾 秀人; 斎藤 保
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(4), p.313 - 319, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.51(Nuclear Science & Technology)実用炉で、220~400Cの温度領域で二酸化炭素雰囲気で中性子照射した原子炉級黒鉛材料の曲げ強度、圧縮強度、およびヤング率を測定した。曲げおよび圧縮強度は2.310n/cm、ヤング率は8.310n/cmの熱中性子照射量まで測定した。中性子照射により曲げ強度、圧縮強度、およびヤング率は増加した。曲げ強度および圧縮強度の変化はすべての照射温度領域でほとんど同じであったが、ヤング率の変化は照射温度によって異なる結果が得られた。曲げおよび圧縮強度()はヤング率(E)と密接な関係があり、それらは=KE
で表されることがわかった。ここでnは定数であり、曲げ強度、圧縮強度、ならびにそれらの測定方向によって異なった値が得られた。
線)照射によるコンクリートの挙動に関する研究村岡 進; 村瀬 欣伸*; 山形 茂; 中村 治人; 荒木 邦夫; 橘 宏行; 三友 昭市; 鷲野 正光; 山田 清承*; 山田 尚*; et al.
JAERI-M 83-004, 38 Pages, 1983/02
高レベル放射性廃棄物貯蔵施設の健全性を評価する基礎資料を得るために、線の照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響を調べた。所定の期間養生したコンクリートを、(1)線照射及び加熱環境、(2)加熱環境のみ、および(3)20C、相対湿度90%の気中環境の異なる3種類の環境下に、加熱温度を変えて(100C、160Cおよび190C)、所定の期間(300時間、600時間および1200時間)貯蔵した後、重量、圧縮強度、弾性係数、ポアソン比、寸法、および中性化の各種の物性変化を調べる実験を行った。その結果、最大1.010
R程度のオーダーの線照射量の範囲内においては、線照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響は明確ではなく、むしろ加熱による影響の方が支配的であることがわかった。
関 晋
非破壊検査, 29(11), p.783 - 789, 1980/00
放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使用して、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同一組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた結果は、次のとおりである。 1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同一組成固化体の一軸圧縮強度との間には直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。 2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。 3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥についても検討を行い、本方式で欠陥の存在とその位置を知ることができた。
関 晋
JAERI-M 8392, 16 Pages, 1979/08
放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使って、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた主な結果は次の通りである。1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同種固化体の一軸圧縮強度との間には、直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥がよく見つけられ、欠陥の位置と存在についても知ることができる。
土尻 滋; 早瀬 雄司*; 森山 昇
JAERI-M 8323, 13 Pages, 1979/07
2軸スクリュー型押出機を用いて製作したポリエチレン一粒状イオン交換樹脂固化体の耐放射線性を調べた。実際の使用済イオン交換樹脂を含有するポリエチレン固化体の吸収線量は、およそ10
radから10
radであると推定される。固化体の機械的性質は、10rad以上の線量で粘り強い性質から比較的硬くて脆い性質に変化するが、10radまでの線量を受けても圧縮強度の顕著な低下は認められなかった。また、固化体の体積膨張も10radまで生じなかった。固化体から生ずる放射線分解ガスが主に水素(81~97%)であり、その発生率は約2.510
cm/g・Mradである。得られた水素発生率から、固化体を貯蔵した場合の爆発の可能性について検討した。
赤司 雅俊; 加藤 正人; 田村 哲也*
no journal, ,
離散要素法シミュレーションによる液体架橋を考慮した転動造粒体の一軸圧縮計算を行い、粒子間に作用する力が造粒体の圧壊強度に及ぼす影響について検討した。また、本シミュレーションの妥当性を検証するため、転動造粒法により調製したCeO
凝集体に対して単軸圧縮試験を行い、シミュレーション結果と比較した。
平木 義久; 角田 あやか; 齋藤 利充*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; Elakneswaran, Y.*; 佐藤 努*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)で発生する水処理二次廃棄物の固化処理について、K系アルカリ活性材料(AAM)の適用可能性を示すため、模擬廃棄物を混合させた際の物性に対する影響の把握を目的とし、粘度および圧縮強度を測定した。得られた物性について廃棄物を混合しない系(母材)および他の固化材料と比較を行った。K系AAMは廃棄物を混合した場合でも高い流動性があり、圧縮強度の低下が他の材料より小さい傾向が確認された。
田畑 光一; 佐藤 淳也; 齋藤 利充*; 砂原 淳*; 谷口 拓海; 大杉 武史
no journal, ,
本研究では攪拌翼を用いず振動で混錬を行う音響ミキサーを使用して固化体を作製し、作製した固化試料の一軸圧縮強度や水分量測定を実施し固化体特性を評価することで、音響ミキサーによる混練手法の実現可能性を調査し実現性が示された。
大澤 紀久*; 金田 由久*; 坂本 亮*; 谷口 拓海; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
汚染水処理から発生する様々な廃棄物に対して、低温処理技術(セメント固化等)による固化処理プロセスの適用可能性を簡易に検査(スクリーニング)するため、混練後の流動性や硬化後の圧縮強度を推定する手法や、遠沈管を用いた固化体中の核種浸出性を評価する手法について検討した結果の一部を紹介する。
