検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 69 件中 1件目~20件目を表示

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

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 350m調査坑道における人工バリアの設置および坑道の埋め戻し

中山 雅; 大野 宏和

JAEA-Research 2019-007, 132 Pages, 2019/12

JAEA-Research-2019-007.pdf:11.29MB
JAEA-Research-2019-007-appendix(CD-ROM).zip:39.18MB

原子力機構が北海道幌延町で実施している幌延深地層研究計画では、堆積岩を対象として、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発および安全規制のための研究開発を実施している。平成26年度からは幌延深地層研究センターの地下施設の350m調査坑道(試験坑道4)において、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象(熱-水-応力-化学連成挙動)を評価する事を目的とした人工バリア性能確認試験を実施している。本報告では、人工バリア性能確認試験において実施した、試験坑道および試験孔の掘削、緩衝材および模擬オーバーパックの設置、転圧締め固めおよび埋め戻し材ブロックによる坑道の埋め戻し、コンクリートプラグの設置およびコンタクトグラウト工の実施、計測システムの整備および計測の開始、などについて述べる。上記の作業を通じて、開発した大口径掘削機による試験孔掘削の実証、緩衝材ブロック定置における真空把持装置の適用性、埋め戻し材転圧締め固めにおける品質管理手法の提示、低アルカリ性セメント材料によるコンクリートプラグの施工などについて確認を行い、実環境において処分概念の構築が十分に可能であることを示した。

論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

論文

Discussion about sodium-concrete reaction in presence of internal heater

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は、格納容器内に大量の水素やエアロゾルを発生させるために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時において重要な現象の一つである。本研究では、800$$^{circ}$$Cに加熱した内部加熱器を入れたSCR実験を行い、内部加熱器下部の化学反応特性について研究した。さらに、SCRの自己終息機構についても内部加熱器の影響を考察した。本研究では、内部加熱器がナトリウム、コンクリート中の湿分、反応生成物の移動を妨げてしまうために、ナトリウムは内部加熱器の周囲から表面コンクリートに浸透し、反応することになった。SCRが進んでいくと、内部加熱器の下部には反応生成物が徐々に堆積し、それがナトリウムの拡散を妨げることになった。したがって、内部加熱器の周囲のコンクリートよりも内部加熱器下部のコンクリートの方がナトリウム濃度は相対的に小さく、コンクリート侵食量も内部加熱器の周囲よりも内部加熱器下部の方が小さくなった。しかしながら、反応の界面におけるナトリウム濃度は、内部加熱器との位置に係らず約30wt.%となった。これは、過去の研究で得られた実験結果と同程度であり、Na$$_2$$SiO$$_3$$程度の濃度である。内部加熱器が存在するSCRの自己終息機構においても、ナトリウム濃度は非常に重要なパラメータであることが分かった。

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

Deformation analysis of reinforced concrete using neutron imaging technique

小山 拓*; 上野 一貴*; 関根 麻里子*; 松本 吉弘*; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 飯倉 寛; 鈴木 裕士; 兼松 学*

Materials Research Proceedings, Vol.4, p.155 - 160, 2018/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

We developed, in this study, a novel method to observe internal deformation of concrete by the neutron transmission imaging technique. In order to visualize the internal deformation of concrete, the cement paste markers containing Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$ powder were two-dimensionally dispersed around the ferritic deformed rebar in the reinforced concrete. This experiment was conducted using BL22, RADEN, in the Material and Life Science Experimental Facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex. The transmission images of the reinforced concrete sample were taken at several positions on the vertical sample stage, and the displacement of the marker from the initial position was successfully evaluated within approximately $$pm$$0.1 mm accuracy by image analysis for selected markers with higher contrast and circularity. Furthermore, concrete deformation under pull-out loading to the embedded rebar was evaluated by the same way, and its reaction compressive deformation was successfully observed by analyzing the displacement of the markers. The results obtained in this study bring beneficial knowledge that the measurement accuracy of the marker displacement can be improved more by choosing a spherical shape of the marker and by increasing the contrast of the marker.

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; プラグコンクリートの配合検討

中山 雅; 丹生屋 純夫*; 三浦 律彦*; 竹田 宣典*

JAEA-Research 2017-016, 62 Pages, 2018/01

JAEA-Research-2017-016.pdf:19.99MB

幌延深地層研究計画では、堆積岩を対象に研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発を実施している。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。平成22年度からは第3段階の調査研究を開始しており、平成26年度からは幌延URLの350m調査坑道(試験坑道4)において、人工バリア性能確認試験を実施している。本試験は、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期におけるTHMC連成挙動の検証データを取得する事を目的としている。本報告は、プラグコンクリートの配合について、原位置での打設前に検討した配合について取りまとめたものである。配合の検討に際しては、原子力機構が開発し、幌延URLの試験坑道で施工試験を通じて施工実績のある、低アルカリ性セメントの配合を基本とし、プラグの要求性能を考慮して試験を行い、実機試験練り用の配合を決定した。

論文

Na-コンクリート反応生成物の熱物性

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

熱測定, 45(1), p.2 - 8, 2018/01

液体金属ナトリウム(Na)は、高い熱伝導等の特性のため高速炉の冷却材として使われてきた。しかしながら、Na漏えい事故時に鋼製ライナーが破損した場合は、Na-コンクリート反応(SCR)が発生する可能性がある。SCRは、Naとコンクリート成分の化学反応に依存して、コンクリート侵食、水素発生するために、Na漏えい事故時に重要な現象の一つである。本研究では、Naとコンクリート粉末を用いて、SCRに関する基礎的な実験を行った。ここでコンクリート粉末は、日本の原子力発電所の構造コンクリートとして一般的に使われるシリカ系コンクリートを粉末化して使用した。反応過程においては、約100$$^{circ}$$C, 300$$^{circ}$$C, 500$$^{circ}$$CでNaの融解、NaOH-SiO$$_{2}$$の反応、Na-H$$_{2}$$O-SiO$$_{2}$$の反応等の温度変化が観察された。特に、500$$^{circ}$$C近傍での激しい反応においては、Na-コンクリート粉末の混合割合$$gammaapprox0.32$$$$836sim853^circ$$Cの温度ピークが観察され、反応熱は$$0.15sim0.23$$kW/gと推定された。反応生成物の主成分は、X線分析からNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、融点, 密度, 比熱, 熱伝導率, 粘度等の熱物性値は$$x$$Na$$_{2}$$O-$$(1-x)$$SiO$$_{2}$$ ($$xleq 0.5$$)と同程度であることを確認した。

論文

Monte Carlo criticality analysis under material distribution uncertainty

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.267 - 279, 2017/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.91(Nuclear Science & Technology)

過酷事故の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関連して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率論的乱雑化モデルを構築し、モンテカルロ法臨界計算の不確かさを検討した。中性子実効増倍率の評価値には、無視できない揺らぎが生じることがわかった。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.23(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

報告書

使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討; 平成25、26年度成果概要報告(受託研究)

飯嶋 静香; 内田 直樹; 田口 克也; 鷲谷 忠博

JAEA-Review 2015-018, 39 Pages, 2015/11

JAEA-Review-2015-018.pdf:3.95MB

福島第一原子力発電所の使用済燃料プールの燃料には、海水、コンクリート等の不純物の付着・同伴に加え、落下したガレキによる損傷の可能性もある。これらの損傷燃料等について、再処理が可能か否かを判断するための指標を整備することを目的として、漏えい燃料等の処理経験を有する東海再処理施設並びに海外再処理施設の処理実績、福島第一原子力発電所のプール燃料の貯蔵状況及び点検・調査結果等を整理した上で、損傷燃料等を再処理する際の技術的課題を摘出するとともに、必要な研究要素を整理した。また、研究要素に関する試験・検討結果に基づき、再処理可否を判断するための分別指標を整備した。

論文

Analyses of iron and concrete shielding experiments at JAEA/TIARA with JENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1 and FENDL-3.0

今野 力; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 太田 雅之

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2178 - 2181, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.36(Nuclear Science & Technology)

原子力機構TIARAでの40, 65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を最新の高エネルギー核データライブラリJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0を用いて行った。計算では、MCNP5とそれぞれ原子力機構,ブルックヘブン国立研究所, IAEAから公開されているJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0のACEファイルを用いた。計算結果から以下のことがわかった。(1)JENDL/HE-2007を用いた計算は実験値とよく一致、(2)ENDF/B-VII.1を用いた計算は実験体系の厚さが厚くなると実験値を大きく過大評価、(3)FENDL-3.0を用いた計算は鉄体系の実験値とよく一致したが、コンクリート体系の実験値を過大評価。ENDF/B-VII.1とFENDL-3.0の核データのいくつかは修正が必要である。

論文

Application of neutron stress measurement to reinforced concrete structure

鈴木 裕士; 楠 浩一*; 兼松 学*; 田才 晃*; 畠中 雄一*; 土屋 直子*; Bae, S.*; 白石 聖*; 櫻井 園子*; 川崎 卓郎; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.031006_1 - 031006_6, 2015/09

鉄筋とコンクリート間の付着抵抗は、コンクリート構造物の一体性を確保する上で重要なパラメータであり、コンクリートに埋設された鉄筋のひずみ分布を測定することにより評価される。本研究では、飛行時間中性子回折法を用いて、コンクリート内部の鉄筋に発生する応力・ひずみ分布測定を試みた。その結果、コンクリートのひび割れ発生や鉄筋腐食に伴う付着劣化の様子を捉えることにも成功するなど、コンクリートに埋設された鉄筋の応力測定技術として、中性子回折法が有効な手段になり得ることを示した。

論文

Influence of contaminants from spent fuel pools at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station on the reprocessing process

粟飯原 はるか; 北脇 慎一; 野村 和則; 田口 克也

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1076 - 1083, 2015/09

The water in the spent fuel pools at TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station contains sea water and rubbles. When the spent fuels stored in the pools will be reprocessed, it has possibility that these contaminants enter the reprocessing process with the spent fuels. Therefore it is meaningful to estimate the influence of contaminants on reprocessing process in advance. The purpose of this study is to evaluate the behavior and influence of contaminants on the extraction process of spent fuel reprocessing by using simulated contaminants. Contaminants were dissolved into the heated nitric acid and solvent extraction using TBP was performed to obtain distribution ratios. The estimated amount of contaminants accompanied with the spent fuel is low values and solvent extraction tests showed that the distribution ratios of every major element were very low in any case. Also to evaluate the influence of sulfate and chloride ions on uranium and plutonium extraction, Ce(IV) was used for simulated Pu to predict extraction behavior. And then U and Pu test was conducted in order to confirm the simulated test result. Obtained distribution ratio suggests that contaminants will not affect the extraction process.

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 3; Improvement of sodium-concrete reaction model

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、高速炉の過酷事故事象の予測のための統合的な解析ツールである。ナトリウム-コンクリート反応は重要な事故事象の一つであり、オリジナルのCONTAINコードにナトリウム-石灰岩コンクリート反応モデル(SLAM)を導入した。SLAMは機構論的にナトリウムとコンクリート構成成分との化学反応を取り扱う。ただし、コンクリートは石灰岩系コンクリートに限定している。日本で一般的に使用される構造コンクリートはシリカ系コンクリートであり、SLAMをシリカ系コンクリートに適用するため、化学反応モデルを改良した。過去、日本原子力研究開発機構で実施された一連のナトリウム-コンクリート反応試験を解析することで、改良したSLAMの妥当性を確認し、計算結果と実験結果が比較的よく一致する結果が得られた。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 5; Improvement of debris-concrete interaction model

清野 裕; 河口 宗道; 泉 啓太郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

格納容器内事象解析コードCONTAIN-LMRの開発の一環として、デブリ-コンクリート相互作用(MCCI)を計算するCORCON及びVANESAモデルについて、ナトリウム(Na)プールの存在の影響に着目した改良を実施した。本研究では、(1)Naプール中の化学反応、(2)Naプール中のエアロゾル除去、(3)コンクリートの熱伝導等の高速炉特有のモデルについて開発・改良した。また、実験結果による確認・検証解析もあわせて実施した。その結果、改良した両モデルはMCCI挙動を良好に再現できることが分かった。高速炉炉外事象進展評価に適用するため、今後もCONTAIN-LMRのさらなる改良及び検証を継続していく。

論文

In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

論文

A Study of mechanical stability of support elements and surrounding rock mass during shaft sinking through a fault

津坂 仁和*; 稲垣 大介*; 名合 牧人*; 井尻 裕二*

Proceedings of 8th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

This study describes the analysis performed on the West Access Shaft of the Horonobe Underground Research Laboratory, which was expected to intersect a fault at the depth of approximately 320 m. Field observation, and measurement data were used to determine analysis conditions including magnitude and orientation of in-situ stress, boundary conditions, and rock mass properties. The fault was modeled as having a dip angle of 40 degrees and apparent thickness of 5 m (equivalent to the height of the excavated rock wall). The shaft sinking procedure was simulated using three-dimensional excavation analysis. The excavation involved installing concrete lining at every 2 m span. The analysis considered two cases of maximum in situ principal stress orientation: (1) perpendicular to and (2) parallel to the fault plane orientation. The results of the analysis indicate that the maximum excavation-induced stress, developed in a single-span lining concrete, was in the direction perpendicular to the maximum in situ principal stress orientation, unaffected by the fault plane orientation. The influence of the fault plane orientation on the excavation-induced stress state was found to be significant above and below the fault rather than in the fault. Another observation was that the excavation-induced stress magnitude appeared to be greater when the maximum in situ principal stress orientation was parallel to the fault plane orientation.

論文

Reduction of contaminated concrete waste by recycling aggregate with the aid of pulsed power discharge

Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*

Construction and Building Materials, 67(Part B), p.192 - 196, 2014/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.64(Construction & Building Technology)

福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。

69 件中 1件目~20件目を表示