JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　5 件中 1件目～5件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of laser instrumentation devices for inner wall of high temperature piping system

西村 昭彦; 古澤 彰憲; 竹仲 佑介*

AIP Conference Proceedings 2033, p.080002_1 - 080002_5, 2018/11

https://doi.org/10.1063/1.5067091
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.06

伝熱管内壁の検査補修技術として光ファイバイメージスコープとレーザー溶接技術を組み合わせた保守保全装置の開発を行ってきた。ファイバスコープによる観察、レーザー肉盛り加工補修、コノプローブ計測など主要な技術について報告する。本技術は高速炉配管への適用を計画している。本会議では、高速炉2次系配管と構造的に共通要素が多い太陽熱発電プラントへの適用を提案する。本技術は、高繰り返し熱負荷と溶融塩腐食にさらされる太陽熱発電プラントの保守保全に有用である。

論文

Leaching of radionuclides from a cement composite incorporating evaporator concentrate generated at a pressurized water reactor nuclear power plant

松鶴 秀夫; 森山 昇

Nuclear Science and Engineering, 80(1), p.14 - 25, 1982/00

https://doi.org/10.13182/NSE82-A21400
 被引用回数：7 パーセンタイル：62.25(Nuclear Science & Technology)

PWR蒸発缶濃縮廃液のセメント固化体からの$$^{3}$$H,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの水相への浸出を調べた。これらの核種の浸出速度は$$^{3}$$H$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$>$$$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$>$$$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの順で大きく、その浸出性はセメント固化体中の廃棄物の量、浸出液の温度および硬化時間等に依存する。これらの結果から、最適固化条件を選ぶとともに、固化体の長期浸出性の推定を行った。

論文

Improvement of bitumen-waste product in leachability; -Leachability of bitumen product containing BWR's evaporator concentrates

森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋

Annals of Nuclear Energy, 8(8), p.363 - 369, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0306-4549(81)90069-4
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

BWRで発生する濃縮廃液のビチューメン固化体の浸出性を改善するため、廃液に塩化カルシウムを添加して固化する方法を検討した。その結果、得られた固化体はほとんど膨潤が見られず、また$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比は100日間でそれぞれ5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$となり、塩化カルシウムを添加しない固化体の場合にくらべて、極めて低い値を示した。さらに表面を5mm厚のビチューメンで被覆した固化体では、浸出液にほとんど放射能が検出されなかった。

論文

放射性廃液中のストロンチウム-90および全アルファ放射能の分析

藤崎 説男

京都大学原子炉実験所放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.20 - 25, 1981/00

東海研究所廃棄物処理場においては、国内及び国際的に定められている規則、指針に基ずいて処理用均一セメントパッケージ(以下、投棄物と記す。)の製作を行っている。これらの投棄物中に含まれる放射能は、固化前に廃液中の$$^{3}$$H、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$alpha$$核種、$$gamma$$核種を測定し、測定値の合計で評価を行っている。これらの測定法のうち、化学分析を伴う$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$alpha$$核種の放射能測定法についてのべる。ストロンチウムの分析は、基本的には科学技術庁編の「ストロンチウム分析法」に基づいている。廃液中に含まれる$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能にくらべ低く、分析誤差内であるために$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能の合計を$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能として評価している。全アルファ放射能の分析は、試料を完全溶触したあと、アクチノイドを硫酸バリウムに共沈させ、蒸発乾固したものをガスフロー型の比例計数管で計測する方法である。これらの分析法は、再現性もよく、簡易分析法としては極めて優れた分析方法といえる。

口頭

Development of solidification techniques with minimised water content for secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima, 6; Incorporation of simulated secondary aqueous wastes in CAC and CAP cements

Garc$'i$a-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Mahoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤 啓太; 大杉 武史; 中澤 修; 木下 肇*

no journal, , 

Incorporation of simulated aqueous secondary wastes in CAC and CAP cements was studied. The inclusion of simulated secondary wastes did not disturb the fundamental reaction of the systems, but the significant salt contents resulted in Friedel's salt in CAC and chlorapatite in CAP.

5 件中 1件目～5件目を表示
  • 1