JPH0249680B2 - - Google Patents
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- JPH0249680B2 JPH0249680B2 JP58142403A JP14240383A JPH0249680B2 JP H0249680 B2 JPH0249680 B2 JP H0249680B2 JP 58142403 A JP58142403 A JP 58142403A JP 14240383 A JP14240383 A JP 14240383A JP H0249680 B2 JPH0249680 B2 JP H0249680B2
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Description
本発明は、原子力発電所、医療施設などから出
る放射性廃棄物の運搬、貯蔵容器に関する。 原子力発電所の運転に伴つて排出される低レベ
ル放射性廃棄物は増加の一途をたどり、その処理
は急務の課題である。その処理方法としては焼
却、固形化、保管廃棄、海洋投棄があるがこのよ
うな処理において金属容器はコストが高くそのま
ま廃棄する場合に用いるには適当ではない。また
従来のコンクリート容器では器壁の厚みを大きく
とらなければ十分な遮蔽効果が得られず、いきお
い容器が大型にならざるを得ないという欠点があ
つた。またコンクリートは密度の経年変化が大で
遮蔽能力が低下するばかりか、長期保管中にヒビ
割れを生じる恐れが大きいことが重大な難点であ
つた。 本発明者らはこのような従来の放射性廃棄物容
器の欠点を克服するため鋭意研究を重ねた結果、
製鋼ダスト、鉄鋼スラグ及び硫黄を混融加熱後冷
却固化して形成した固化材を金属板等の殻材で被
覆したものが放射性廃棄物容器の材料として上記
目的を満たすことを見出し、この知見に基づき本
発明を完成するに至つた。 すなわち本発明は、器壁を、製鋼ダスト、鉄鋼
スラグ及び硫黄の配合物を混融加熱後冷却固化し
てなる硫黄コンクリート（以下単に硫黄コンクリ
ートと言う）とその表面に被覆した殻材とからな
る合成パネルで形成することを特徴とする放射性
廃棄物容器を提供するものである。 本発明を図示の１実施例に従つて詳細に説明す
ると、第１図ａは本発明の放射性廃棄物容器の縦
断面図、第２図ｂは第１図ａのＡ−Ａ線横断面図
である。図中１は容器本体であり、２は蓋、３は
放射性廃棄物収容部、４は硫黄コンクリート製の
容器の器壁、５は硫黄コンクリート製器壁の外表
面を覆う殻材の金属板である。６，７は吊り上げ
用フツクであり、不使用時は器壁中に収めてお
く。 第２図は第１図の殻材の金属板に代えてコンク
リート板８を用いた例の縦断面図であり第１図と
同符号は同じものを示す。 本発明において容器本体の形状は特に制限はな
く、第１図のように横断面の形状が６角形の多角
形のほか、第２図のような円形、方形などのよう
な形をとつてもよい。また容器は球状でもよい。 また殻材の金属板は亜鉛、アルミニウム、クロ
ム、スズ、チタン、鉄、銅、鉛、ニツケル、ステ
ンレススチールなどの金属材料からなる板であ
り、コンクリート板としては軽量コンクリート、
PSコンクリートなど普通コンクリートが好まし
く用いられる。殻材は通常、容器の少なくとも外
表面に設ければよいが、第１図に示すように廃棄
物収容部の内面にまで形成してもよい。なお、該
内面に鉛板を採用すればさらに遮蔽能力を高める
ことができる。 なお蓋の容器本体との取付方式には特に制限は
ない。 本発明において用いる硫黄コンクリートは前記
のように原料の製鋼ダスト、製鋼スラグ及び硫黄
を溶融固化して製造できる。その詳細は次の通り
である。 製鋼ダスト（ガス灰）は平炉工場、電炉工場な
どで製鋼過程で、集塵器に捕集されるもので、例
えば平炉ダスト（平炉ガス灰）は酸化鉄約68〜89
％、転炉ダスト（転炉ガス灰）は酸化鉄約84〜89
％含有している。その大部分が0.5〜1.0ミクロン
の微細な粉状物である。 次に鉄鋼スラグとは、高炉スラグ、製鋼スラグ
などの製鉄副生スラグを指称する。化学組成は、
高炉スラグでは、鉄鋼石の品質により変わるが主
成分の組成範囲は重量％でSiO230〜40％、
CaO35〜50％、Al2O35〜20％、MgO5〜10％、
FeO3％未満、MnO3％未満となつている。また
製鋼スラグは平炉、転炉における製鋼過程で生じ
る平炉スラグ、転炉スラグである。 この硫黄コンクリートにおいて上記の製鋼ダス
ト及び製鋼スラグを骨材とする主な理由は、鉄
（酸化鉄）及び重金属含有量が大であるので比重
が大きく、硫黄との結合力が大であるので溶融混
練処理により、放射線遮蔽能力が高く長期安定性
にすぐれた材料を与えるからである。しかもこれ
らが製鋼工程の副生物であり低コストであるとい
う利点を有する。 硫黄コンクリートに用いる硫黄は必ずしも高純
度のものである必要はなく、コークス製造、製
鉄、石油精製工場などの脱硫工程から副生する硫
黄でもよい。 硫黄コンクリートの組成は通常、製鋼ダストと
鉄鋼スラグと硫黄を１〜３重量部：３〜６重量
部：２〜３重量部の割合である。この場合製鋼ダ
ストが３重量部を越えると比重が大きくなるが、
強度、粘性が低下する。また充填密度が低いた
め、遮蔽力が悪くなる。一方、１重量部未満では
粘性が良くなるが比重が小さくなつてしまう。 鉄鋼スラグは６重量部を越えると粘性が低減し
圧縮強度もでなくなり、３重量部未未満では比重
が小さくなり、遮蔽力が悪くなる。また硫黄の量
が３重量部を越えると圧縮強度が低下し、２重量
部未満では骨材とのなじみが不足し、十分な粘性
のものが得られなくなる。 硫黄コンクリートは上記原料を通常95〜130℃
で混融物の粘性が十分に発現するまで加熱して製
造できる。 この硫黄コンクリートはあらかじめ容器の形に
成形して用いてもよく、また殻材を容器の形に形
成しこれに上記溶融物を流しこんでもよい。 この硫黄コンクリートは比重3.410〜3.650で遮
蔽材料としてコンクリートの中で、最も遮蔽能力
の高いとされるPSコンクリートよりもさらにす
ぐれた放射線遮蔽能力を示す。この硫黄コンクリ
ートは圧縮強度が500Kg／cm2以上で耐久性、粘性
にすぐれヒビ割れしにくい構造材料である。また
硫黄の特性として耐薬品性もすぐれ、耐酸化性で
ある。 次に本発明容器に用いる器壁の性能を示す。な
おここで使用した硫黄コンクリートの仕様は次の
通りである。 組成：硫黄（純度約70％）９重量部、電気炉ダス
ト（組成；SiO25.32％、CaO5.5％、
A12O31.59、Fe2O331％、ZnO11％、MgO3.9
％）４重量部、転炉スラグ（組成；SiO233.4
％、CaO41％、A12O314.5％、Fe2O34.0％、
MgO6.0％、S1.0％、MnO0.7％、TiO21.5
％）17重量部 比重：3.595 圧縮強度：650Kg／cm2 (a) 硫黄コンクリートの放射線遮蔽能力 第３図はCo−60を線源とした硫黄コンクリー
トのγ線の透過率を鉛ブロツク、PSコンクリー
トと比較して示すグラフである。試験方法は国際
放射線測定委員会（ICRU）の測定法に準じる。
測定条件は次の通り。 １ コバルト60：２分間照射 ２ 吸収体−線源距離：50cm ３ 吸収体−線量計距離：50cm ４ 照射野：10cm×10cm ５ 線量計：IONEX TYPE2500／３ S.
No.1416Probe：0.6mm１ S.No.4060 同図より、硫黄コンクリートがコンクリートの
中で遮蔽能力の良いとされるPSコンクリートよ
りもはるかに低い透過率を示すことがわかる。 第４図に上記の線源Co−60に代えてより低エ
ネルギーの線源Ｉ−131、Tc−99ｍを用いて透過
率を測定したグラフを示す。 (b) 合成パネルの放射線遮蔽能力 第５図に本発明で用いる合成パネルの放射線遮
蔽能力のグラフを示す。上記硫黄コンクリート板
（厚さ193.6mm）の表裏面を厚さ3.2mmの鉄板で覆
つた合成パネル（全体厚さ200mm）にCo−60を15
分間照射した以外は第３図の場合と同様にして測
定した透過率を点Ａで示す。横軸は鉛の厚さ当量
を示す。また点Ｂは上記鉄板２枚だけの場合の透
過率であり、点Ｃは厚さ50mmの硫黄コンクリート
の表面を厚さ50mmの普通コンクリート（モルタル
セメント）で被覆した合成パネル（厚さ150mm）
の透過率である。 (c) 合成パネルの断熱、難燃性 第６図の縦断面図に示すように硫黄コンクリ
ート９の表面をモルタルセメント１０で被覆し
た供試パネルを作成した（硫黄コンクリート厚
さ90mm、普通コンクリート被覆厚さ各27.5mm）。
供試合成パネルに第６図の縦断面図に示すよう
に穴１１，１２，１３（後面からの深さ80mm）
を設け、前面170mmからトーチ（ブタンス）の
火焔で加熱して内部温度を測定した。結果を次
表に示す。なおテスト中、硫黄の溶出及びガス
の発生は全くみられなかつた。
る放射性廃棄物の運搬、貯蔵容器に関する。 原子力発電所の運転に伴つて排出される低レベ
ル放射性廃棄物は増加の一途をたどり、その処理
は急務の課題である。その処理方法としては焼
却、固形化、保管廃棄、海洋投棄があるがこのよ
うな処理において金属容器はコストが高くそのま
ま廃棄する場合に用いるには適当ではない。また
従来のコンクリート容器では器壁の厚みを大きく
とらなければ十分な遮蔽効果が得られず、いきお
い容器が大型にならざるを得ないという欠点があ
つた。またコンクリートは密度の経年変化が大で
遮蔽能力が低下するばかりか、長期保管中にヒビ
割れを生じる恐れが大きいことが重大な難点であ
つた。 本発明者らはこのような従来の放射性廃棄物容
器の欠点を克服するため鋭意研究を重ねた結果、
製鋼ダスト、鉄鋼スラグ及び硫黄を混融加熱後冷
却固化して形成した固化材を金属板等の殻材で被
覆したものが放射性廃棄物容器の材料として上記
目的を満たすことを見出し、この知見に基づき本
発明を完成するに至つた。 すなわち本発明は、器壁を、製鋼ダスト、鉄鋼
スラグ及び硫黄の配合物を混融加熱後冷却固化し
てなる硫黄コンクリート（以下単に硫黄コンクリ
ートと言う）とその表面に被覆した殻材とからな
る合成パネルで形成することを特徴とする放射性
廃棄物容器を提供するものである。 本発明を図示の１実施例に従つて詳細に説明す
ると、第１図ａは本発明の放射性廃棄物容器の縦
断面図、第２図ｂは第１図ａのＡ−Ａ線横断面図
である。図中１は容器本体であり、２は蓋、３は
放射性廃棄物収容部、４は硫黄コンクリート製の
容器の器壁、５は硫黄コンクリート製器壁の外表
面を覆う殻材の金属板である。６，７は吊り上げ
用フツクであり、不使用時は器壁中に収めてお
く。 第２図は第１図の殻材の金属板に代えてコンク
リート板８を用いた例の縦断面図であり第１図と
同符号は同じものを示す。 本発明において容器本体の形状は特に制限はな
く、第１図のように横断面の形状が６角形の多角
形のほか、第２図のような円形、方形などのよう
な形をとつてもよい。また容器は球状でもよい。 また殻材の金属板は亜鉛、アルミニウム、クロ
ム、スズ、チタン、鉄、銅、鉛、ニツケル、ステ
ンレススチールなどの金属材料からなる板であ
り、コンクリート板としては軽量コンクリート、
PSコンクリートなど普通コンクリートが好まし
く用いられる。殻材は通常、容器の少なくとも外
表面に設ければよいが、第１図に示すように廃棄
物収容部の内面にまで形成してもよい。なお、該
内面に鉛板を採用すればさらに遮蔽能力を高める
ことができる。 なお蓋の容器本体との取付方式には特に制限は
ない。 本発明において用いる硫黄コンクリートは前記
のように原料の製鋼ダスト、製鋼スラグ及び硫黄
を溶融固化して製造できる。その詳細は次の通り
である。 製鋼ダスト（ガス灰）は平炉工場、電炉工場な
どで製鋼過程で、集塵器に捕集されるもので、例
えば平炉ダスト（平炉ガス灰）は酸化鉄約68〜89
％、転炉ダスト（転炉ガス灰）は酸化鉄約84〜89
％含有している。その大部分が0.5〜1.0ミクロン
の微細な粉状物である。 次に鉄鋼スラグとは、高炉スラグ、製鋼スラグ
などの製鉄副生スラグを指称する。化学組成は、
高炉スラグでは、鉄鋼石の品質により変わるが主
成分の組成範囲は重量％でSiO230〜40％、
CaO35〜50％、Al2O35〜20％、MgO5〜10％、
FeO3％未満、MnO3％未満となつている。また
製鋼スラグは平炉、転炉における製鋼過程で生じ
る平炉スラグ、転炉スラグである。 この硫黄コンクリートにおいて上記の製鋼ダス
ト及び製鋼スラグを骨材とする主な理由は、鉄
（酸化鉄）及び重金属含有量が大であるので比重
が大きく、硫黄との結合力が大であるので溶融混
練処理により、放射線遮蔽能力が高く長期安定性
にすぐれた材料を与えるからである。しかもこれ
らが製鋼工程の副生物であり低コストであるとい
う利点を有する。 硫黄コンクリートに用いる硫黄は必ずしも高純
度のものである必要はなく、コークス製造、製
鉄、石油精製工場などの脱硫工程から副生する硫
黄でもよい。 硫黄コンクリートの組成は通常、製鋼ダストと
鉄鋼スラグと硫黄を１〜３重量部：３〜６重量
部：２〜３重量部の割合である。この場合製鋼ダ
ストが３重量部を越えると比重が大きくなるが、
強度、粘性が低下する。また充填密度が低いた
め、遮蔽力が悪くなる。一方、１重量部未満では
粘性が良くなるが比重が小さくなつてしまう。 鉄鋼スラグは６重量部を越えると粘性が低減し
圧縮強度もでなくなり、３重量部未未満では比重
が小さくなり、遮蔽力が悪くなる。また硫黄の量
が３重量部を越えると圧縮強度が低下し、２重量
部未満では骨材とのなじみが不足し、十分な粘性
のものが得られなくなる。 硫黄コンクリートは上記原料を通常95〜130℃
で混融物の粘性が十分に発現するまで加熱して製
造できる。 この硫黄コンクリートはあらかじめ容器の形に
成形して用いてもよく、また殻材を容器の形に形
成しこれに上記溶融物を流しこんでもよい。 この硫黄コンクリートは比重3.410〜3.650で遮
蔽材料としてコンクリートの中で、最も遮蔽能力
の高いとされるPSコンクリートよりもさらにす
ぐれた放射線遮蔽能力を示す。この硫黄コンクリ
ートは圧縮強度が500Kg／cm2以上で耐久性、粘性
にすぐれヒビ割れしにくい構造材料である。また
硫黄の特性として耐薬品性もすぐれ、耐酸化性で
ある。 次に本発明容器に用いる器壁の性能を示す。な
おここで使用した硫黄コンクリートの仕様は次の
通りである。 組成：硫黄（純度約70％）９重量部、電気炉ダス
ト（組成；SiO25.32％、CaO5.5％、
A12O31.59、Fe2O331％、ZnO11％、MgO3.9
％）４重量部、転炉スラグ（組成；SiO233.4
％、CaO41％、A12O314.5％、Fe2O34.0％、
MgO6.0％、S1.0％、MnO0.7％、TiO21.5
％）17重量部 比重：3.595 圧縮強度：650Kg／cm2 (a) 硫黄コンクリートの放射線遮蔽能力 第３図はCo−60を線源とした硫黄コンクリー
トのγ線の透過率を鉛ブロツク、PSコンクリー
トと比較して示すグラフである。試験方法は国際
放射線測定委員会（ICRU）の測定法に準じる。
測定条件は次の通り。 １ コバルト60：２分間照射 ２ 吸収体−線源距離：50cm ３ 吸収体−線量計距離：50cm ４ 照射野：10cm×10cm ５ 線量計：IONEX TYPE2500／３ S.
No.1416Probe：0.6mm１ S.No.4060 同図より、硫黄コンクリートがコンクリートの
中で遮蔽能力の良いとされるPSコンクリートよ
りもはるかに低い透過率を示すことがわかる。 第４図に上記の線源Co−60に代えてより低エ
ネルギーの線源Ｉ−131、Tc−99ｍを用いて透過
率を測定したグラフを示す。 (b) 合成パネルの放射線遮蔽能力 第５図に本発明で用いる合成パネルの放射線遮
蔽能力のグラフを示す。上記硫黄コンクリート板
（厚さ193.6mm）の表裏面を厚さ3.2mmの鉄板で覆
つた合成パネル（全体厚さ200mm）にCo−60を15
分間照射した以外は第３図の場合と同様にして測
定した透過率を点Ａで示す。横軸は鉛の厚さ当量
を示す。また点Ｂは上記鉄板２枚だけの場合の透
過率であり、点Ｃは厚さ50mmの硫黄コンクリート
の表面を厚さ50mmの普通コンクリート（モルタル
セメント）で被覆した合成パネル（厚さ150mm）
の透過率である。 (c) 合成パネルの断熱、難燃性 第６図の縦断面図に示すように硫黄コンクリ
ート９の表面をモルタルセメント１０で被覆し
た供試パネルを作成した（硫黄コンクリート厚
さ90mm、普通コンクリート被覆厚さ各27.5mm）。
供試合成パネルに第６図の縦断面図に示すよう
に穴１１，１２，１３（後面からの深さ80mm）
を設け、前面170mmからトーチ（ブタンス）の
火焔で加熱して内部温度を測定した。結果を次
表に示す。なおテスト中、硫黄の溶出及びガス
の発生は全くみられなかつた。
【表】
また上記(b)で試験した同じ規格及びサイズ
の、硫黄コンクリートを鉄板で被覆した合成パ
ネルを上記のトーチで距離130mmから10分間直
火で加熱したところ加熱面の中心は105℃であ
つたが側面の角から約50mmの点は表面温度は35
℃である。 硫黄コンクリート板（厚さ50mm）上記と同様
のトーチで150mmの距離から火焔を照射すると
表面は１分以内で130℃に昇温し燃焼する。一
方、表面を厚さ3.2mmの鉄板で被覆し同様の条
件で火焔を照射すると２分間で鉄板は93℃に昇
温するが裏面の硫黄コンクリートは43℃に昇温
する。 以上詳述した本発明の放射性廃棄物容器は次の
ようなすぐれた特徴を有する。 (1) 合成パネルからなり、従来のコンクリート製
容器より器壁を薄くして放射線遮蔽能力のすぐ
れた小型の容器とすることができる。 (2) 断熱性、難燃性がすぐれる。 (3) 合成パネルは製鉄等における排出物を有効利
用して原料とするので鉛等の金属性材料のみか
らなるものよりはるかに製造コストが低廉で、
耐腐食性のすぐれ、特に長期にわたる陸上保
管、海洋投棄用の容器として好適である。 (4) 容器は機械的強度がすぐれ、保管中にヒビ割
れ等による放射性物質の漏洩を起す恐れがな
く、信頼性が高い。 (5) 硫黄コンクリートは金属製の殻材に対しも不
活性であり、その酸化を防止する。
の、硫黄コンクリートを鉄板で被覆した合成パ
ネルを上記のトーチで距離130mmから10分間直
火で加熱したところ加熱面の中心は105℃であ
つたが側面の角から約50mmの点は表面温度は35
℃である。 硫黄コンクリート板（厚さ50mm）上記と同様
のトーチで150mmの距離から火焔を照射すると
表面は１分以内で130℃に昇温し燃焼する。一
方、表面を厚さ3.2mmの鉄板で被覆し同様の条
件で火焔を照射すると２分間で鉄板は93℃に昇
温するが裏面の硫黄コンクリートは43℃に昇温
する。 以上詳述した本発明の放射性廃棄物容器は次の
ようなすぐれた特徴を有する。 (1) 合成パネルからなり、従来のコンクリート製
容器より器壁を薄くして放射線遮蔽能力のすぐ
れた小型の容器とすることができる。 (2) 断熱性、難燃性がすぐれる。 (3) 合成パネルは製鉄等における排出物を有効利
用して原料とするので鉛等の金属性材料のみか
らなるものよりはるかに製造コストが低廉で、
耐腐食性のすぐれ、特に長期にわたる陸上保
管、海洋投棄用の容器として好適である。 (4) 容器は機械的強度がすぐれ、保管中にヒビ割
れ等による放射性物質の漏洩を起す恐れがな
く、信頼性が高い。 (5) 硫黄コンクリートは金属製の殻材に対しも不
活性であり、その酸化を防止する。
第１図は本発明の放射性廃棄物容器の１実施例
の断面図であり、第２図は他例の縦断面図であ
る。第３図及び第４図は硫黄コンクリートの放射
線透過率を示すグラフ、第５図は合成パネルの放
射線透過率を示すグラフであり、第６図は供試合
成パネルの縦断面図である。 符号の説明、１……容器本体、２……蓋、３…
…放射製廃棄物収容部、４……硫黄コンクリート
製器壁、５……金属板。
の断面図であり、第２図は他例の縦断面図であ
る。第３図及び第４図は硫黄コンクリートの放射
線透過率を示すグラフ、第５図は合成パネルの放
射線透過率を示すグラフであり、第６図は供試合
成パネルの縦断面図である。 符号の説明、１……容器本体、２……蓋、３…
…放射製廃棄物収容部、４……硫黄コンクリート
製器壁、５……金属板。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 器壁を、製鋼ダスト、鉄鋼スラグ及び硫黄の
配合物を混融加熱後冷却固化してなる硫黄コンク
リートとその表面に被覆した殻材とからなる合成
パネルで形成することを特徴とする放射性廃棄物
容器。 ２ 殻材が金属板である特許請求の範囲第１項記
載の放射性廃棄物容器。 ３ 殻材が普通コンクリートである特許請求の範
囲第１項記載の放射性廃棄物容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58142403A JPS6035298A (ja) | 1983-08-05 | 1983-08-05 | 放射性廃棄物容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58142403A JPS6035298A (ja) | 1983-08-05 | 1983-08-05 | 放射性廃棄物容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6035298A JPS6035298A (ja) | 1985-02-23 |
| JPH0249680B2 true JPH0249680B2 (ja) | 1990-10-30 |
Family
ID=15314529
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58142403A Granted JPS6035298A (ja) | 1983-08-05 | 1983-08-05 | 放射性廃棄物容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6035298A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0744226A1 (en) * | 1995-05-26 | 1996-11-27 | Ikari-Laboratory For Environmental Science Co., Ltd. | Method for manufacturing molded materials solidified by sulfur and apparatus used in the method |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61245095A (ja) * | 1985-04-23 | 1986-10-31 | 電気化学工業株式会社 | 廃棄物処理容器 |
| JPH01280299A (ja) * | 1988-05-02 | 1989-11-10 | Shimizu Corp | 中性子遮蔽コンクリート材 |
| US6083431A (en) | 1995-05-26 | 2000-07-04 | Ikari-Laboratory For Environmental Science Co., Ltd. | Method for solidifying and sealing in a toxic substance with sulfur |
| JP3453529B2 (ja) * | 1997-12-03 | 2003-10-06 | 岩水開発株式会社 | 遮蔽材及びその施工方法 |
| JP2013076659A (ja) * | 2011-09-30 | 2013-04-25 | Hokukon Co Ltd | 放射性廃棄物の密閉型保管容器 |
| EP2807131B1 (en) * | 2012-01-27 | 2021-03-03 | Saudi Arabian Oil Company | Sulfur steel-slag aggregate concrete |
| JP5904053B2 (ja) * | 2012-08-15 | 2016-04-13 | Ｊｆｅスチール株式会社 | 放射線遮蔽構造体および盛土 |
| JP5205540B1 (ja) * | 2012-09-20 | 2013-06-05 | 株式会社カワハラ技研 | 放射性汚染物質収納容器 |
| JP2014102088A (ja) * | 2012-11-16 | 2014-06-05 | Keiko Kato | 放射性廃棄物用石棺 |
| JP6296276B2 (ja) * | 2013-08-09 | 2018-03-20 | 清水建設株式会社 | 放射性廃棄物の埋設処分施設 |
| JP6487158B2 (ja) * | 2014-07-11 | 2019-03-20 | 初一 松本 | 放射能汚染海底土処理方法 |
| JP6422348B2 (ja) * | 2015-01-09 | 2018-11-14 | 有限会社豊栄産業 | 放射線遮蔽用コンクリート組成物及び放射線遮蔽用コンクリート組成物により形成された放射性物質保管用容器 |
-
1983
- 1983-08-05 JP JP58142403A patent/JPS6035298A/ja active Granted
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0744226A1 (en) * | 1995-05-26 | 1996-11-27 | Ikari-Laboratory For Environmental Science Co., Ltd. | Method for manufacturing molded materials solidified by sulfur and apparatus used in the method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6035298A (ja) | 1985-02-23 |
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