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Cho, S.*; Suh, H.*; Im, S.*; Kim, G.*; 兼松 学*; 諸岡 聡; 町田 晃彦*; 菖蒲 敬久; Bae, S.*
Construction and Building Materials, 409, p.133866_1 - 133866_20, 2023/12
被引用回数：14 パーセンタイル：79.58(Construction & Building Technology)The effects of various initial carbonation curing environments on the phase evolution and resulting mechanical characteristics of tricalcium silicate paste were studied. For the analyses of the reaction products and microstructure, synchrotron X-ray diffraction, thermogravimetry, Fourier transform-infrared spectroscopy, scanning electron microscopy with energy dispersive X-ray spectroscopy and high-resolution X-ray computed tomography were utilized. C
S cured under carbonation environment pressurized by 0.1 MPa showed excellent mechanical properties owing to the highest degree of reaction and homogeneous generation of CaCO with low-Ca/Si calcium silicate hydrates, resulting in a dense matrix with refined pore structure. CS paste treated under other carbonation conditions underwent deteriorative microstructural phase transitions, including void evolution by decalcification of C-S-H and an inhomogeneous composition of crystalline phases, resulting in inferior properties.
安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2001-093, 108 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-093.pdf:7.49MB
中性子散乱施設の使用済ターゲット容器等は高度に放射化するため被曝防止の観点から遠隔操作機器により交換する必要がある。また、使用済ターゲット容器の保管等に際しては、使用済ターゲット容器は崩壊熱を有するとともに内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留していることを配慮する必要がある。このような使用済ターゲット容器等の取扱・保管設備について概念設計を行い、設備の基本概念を構築するとともに設備の基本仕様を明らかにした。本報告書は、合理化・簡素化を目的に行った、使用済ターゲット容器等の遠隔取扱機器についての最新の設計結果を反映した設備の基本概念と配置計画をまとめたものである。
大山 幸夫; 日野 竜太郎; 渡辺 昇*; 水本 元治; 向山 武彦
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), p.22 - 31, 1998/00
原研中性子科学研究計画は、基礎科学と原子力の研究を推進するために、大強度高エネルギー陽子加速器と核破砕中性子源を建設するものである。中性子散乱施設は、最も優先度の高い研究施設の一つである。本論文では、中性子科学研究計画及び中性子散乱施設の構想と技術開発の現状について概説する。
西村 允宏
原子力工業, 38(4), p.29 - 31, 1992/04
原子力船「むつ」に関する特集の一部として、関根浜附帯陸上施設の現状を・港湾施設、・燃料取扱貯蔵設備、・放射性廃棄物処理設備、・放射線管理設備に別けて、それぞれの概要を簡略に述べた。
白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00
原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m
13m
5m
である。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。
笹本 宣雄; 黒坂 範雄*; 原田 康典; 鈴木 康夫
JAERI-M 89-102, 46 Pages, 1989/08
大型放射光施設の建屋設計に資する目的で、本施設に対するバルク遮蔽計算を実施した。計算は前方計算と側方計算に分けて考え、前者は、Swansonの式にもとづき光子と
粒子の計算を、後者はJenkinsの式により光子と中性子の計算を行った。遮蔽体構成は、普通コンクリート、重コンクリート、鉄、鉛、土を用いた単層あるいは二重層を想定した。計算の結果、本施設のほとんどすべての遮蔽の厚みを2m以内に収められることが分かった。
