JPH04359193A - Shielding body - Google Patents
Shielding bodyInfo
- Publication number
- JPH04359193A JPH04359193A JP3133939A JP13393991A JPH04359193A JP H04359193 A JPH04359193 A JP H04359193A JP 3133939 A JP3133939 A JP 3133939A JP 13393991 A JP13393991 A JP 13393991A JP H04359193 A JPH04359193 A JP H04359193A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- concrete
- nuclear power
- cement
- waste
- generated
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
【0001】0001
【産業上の利用分野】本発明は、原子力関連施設のコン
クリート解体によって発生する鉄筋コンクリート廃材を
有効利用した遮蔽体に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a shield that makes effective use of reinforced concrete waste generated from the demolition of concrete at nuclear power related facilities.
【0002】0002
【発明の背景】我が国における原子力平和利用は三十有
余年を経過し、今日では世界的にも注目されている。そ
して、原子力平和利用の一つとして原子力発電が有り、
今日では原子力発電が安定的な電力供給源として大きな
役割を発揮している。ところで、如何なる物にも寿命が
有るように、原子力発電所もその寿命を避けることはで
きない。これが通常の施設であれば、施設の解体後の処
理もそれ程の問題はないが、原子力発電所の施設の解体
廃棄物の処理処分については、経済性を含めて今後検討
する必要がある。[Background of the Invention] The peaceful use of nuclear energy has been in use in Japan for more than 30 years, and today it is attracting worldwide attention. Nuclear power generation is one of the peaceful uses of nuclear energy.
Today, nuclear power generation plays a major role as a stable source of electricity supply. By the way, just as all things have a lifespan, nuclear power plants cannot avoid their lifespan. If this is a normal facility, there would not be much of a problem with how to dispose of it after dismantling the facility, but the treatment and disposal of dismantled waste from nuclear power plant facilities will need to be considered in the future, including economic considerations.
【0003】又、原子力発電所の施設の解体に際しては
、数十万トンもの廃棄物が発生すると推定されている。
そして、現状では、一般産業廃棄物処分場の立地問題か
ら多量の廃棄物を一般の処分場へ処分することは将来問
題になることも考えられ、かといって放射性廃棄物処分
場へ処分するには経済的な面から問題があり、解体廃棄
物を再利用することが求められている。[0003] Furthermore, it is estimated that hundreds of thousands of tons of waste will be generated when nuclear power plant facilities are dismantled. Currently, disposing of a large amount of waste at a general industrial waste disposal site may become a problem in the future due to location issues at the general industrial waste disposal site, but disposing of it at a radioactive waste disposal site is However, there is a problem from an economic point of view, and there is a need to reuse demolition waste.
【0004】尚、鉄筋コンクリートから発生する鉄筋屑
は、原子力施設内に設置した溶融炉などに投入して鉄筋
等に再加工する方法が検討されているが、この方法は大
掛かりな設備が必要となる。[0004] A method is being considered in which the reinforcing bar waste generated from reinforced concrete is reprocessed into reinforcing bars by putting it into a melting furnace installed in a nuclear facility, but this method requires large-scale equipment. .
【0005】[0005]
【発明の開示】ところで、原子力発電所の施設の解体に
よって発生する数十万トンの廃棄物のうち、その90%
余りはコンクリートと鉄筋屑であると考えられている。
しかも、そのコンクリートのうちの殆どは放射能レベル
が10−4キューリー/トン未満の低いレベルのもので
あると推定されている。そして、このような低いレベル
の廃棄物については放射性廃棄物処分場に搬入処分しな
くても良いであろうと考えられるが、より合理的な処分
方法が期待される。[Disclosure of the invention] By the way, 90% of the hundreds of thousands of tons of waste generated by dismantling nuclear power plant facilities
The remainder is believed to be concrete and rebar scrap. Moreover, it is estimated that most of the concrete has a low radioactivity level of less than 10-4 curies/ton. Although it is thought that such low-level waste does not need to be transported to a radioactive waste disposal site, a more rational disposal method is expected.
【0006】又、我が国では、寿命のきた原子力発電所
の施設を解体し、跡地利用することが国の基本方針とな
っている。一方、原子力発電所の建設には多量のコンク
リート資材が必要とされる。そこで、前記のような解体
によって発生する鉄筋コンクリート廃材を新しい原子力
発電所の建設に有効利用すれば、コンクリート資材の無
駄をなくすことが出来、かつ、より合理的な処分が行え
ることになり、しかも解体処分コストが低廉なものとな
るとの啓示を得、本発明を完成するに至ったのである。[0006] Furthermore, in Japan, the basic policy of the country is to dismantle nuclear power plant facilities that have reached the end of their service life and to utilize the sites. On the other hand, the construction of nuclear power plants requires large amounts of concrete materials. Therefore, if the reinforced concrete waste generated from demolition as described above is effectively used in the construction of new nuclear power plants, it will be possible to eliminate the waste of concrete materials, and it will be possible to dispose of it more rationally. It was revealed that the disposal cost would be low, and this led to the completion of the present invention.
【0007】すなわち、本発明の目的は、原子力関連施
設の解体によって発生する廃棄物の有効利用を図り、廃
棄物の処分コストを低廉なものとする技術を提供するこ
とである。この本発明の目的は、原子力関連施設のコン
クリート解体によって発生する鉄筋コンクリート廃材中
の鉄筋屑及びコンクリート廃材から再生した再生骨材の
群の中から選ばれる少なくとも一つを所定の型枠内に入
れると共に、セメントペーストあるいはセメントモルタ
ルを入れて構成したことを特徴とする遮蔽体によって達
成される。[0007] That is, an object of the present invention is to provide a technology for effectively utilizing waste generated by dismantling nuclear power related facilities and reducing waste disposal costs. The purpose of the present invention is to place at least one material selected from the group consisting of reinforcing bar scraps in reinforced concrete waste generated from the demolition of concrete in nuclear power related facilities and recycled aggregate recycled from concrete waste into a predetermined formwork. This is achieved by a shield characterized by containing cement paste or cement mortar.
【0008】すなわち、本発明によれば、原子力関連施
設のコンクリート解体によって発生する鉄筋コンクリー
ト廃材は建設される原子力関連施設の遮蔽体として有効
に利用でき、しかもこの遮蔽体は放射線が発生する個所
に構築されることになるから、この遮蔽体の構成素材と
して放射能レベルがせいぜい低レベルにすぎない原子力
関連施設のコンクリート廃材が用いられたとしても一向
に差し支えないものであり、廃材の有効利用が図れ、廃
棄物の処分コストが低廉なものとなる。That is, according to the present invention, reinforced concrete waste generated from the concrete demolition of nuclear power related facilities can be effectively used as a shield for the nuclear power related facility being constructed, and moreover, this shield can be constructed at a location where radiation is generated. Therefore, there is no problem even if concrete waste from nuclear facilities, which has a low radioactivity level at most, is used as the material for constructing this shield, and the waste material should be used effectively. The cost of waste disposal becomes low.
【0009】本発明について、更に詳しく説明する。原
子力関連施設からは種々なものが廃材として発生する訳
であるが、これらを原子力関連施設の遮蔽体として有効
に利用する為には、比重の大きいコンクリートか厚いコ
ンクリートであることが好ましい。このようなコンクリ
ートとしては、鉄筋屑を例えばチップ状に切断したもの
を重量骨材として利用する重量コンクリートが考えられ
る。又、厚いコンクリートとしては、骨材として原子力
関連施設のコンクリート解体によって発生する廃材から
の再生骨材を利用する方法がある。The present invention will be explained in more detail. Various materials are generated as waste materials from nuclear power related facilities, and in order to effectively utilize them as shields for nuclear power related facilities, it is preferable to use concrete with a high specific gravity or thick concrete. One possible example of such concrete is heavy concrete in which reinforcing steel scraps are cut into chips, for example, and are used as heavy aggregate. In addition, for thick concrete, there is a method of using recycled aggregate from waste materials generated from the demolition of concrete of nuclear power related facilities as aggregate.
【0010】すなわち、原子力関連施設のコンクリート
解体によって発生する廃材からの鉄筋屑を切断加工した
重量骨材やコンクリートからの再生骨材が原子力関連施
設の遮蔽体として有効に利用できるのである。原子力関
連施設の遮蔽体の構成の為には、上記のような鉄筋屑や
再生骨材のみではなく、結合材としてのセメントが必要
である。[0010] That is, heavy aggregate obtained by cutting reinforcing bar scraps from waste materials generated from the demolition of concrete in nuclear power related facilities and recycled aggregate from concrete can be effectively used as shields for nuclear power related facilities. In order to construct shields for nuclear power related facilities, cement as a binding material is required in addition to the above-mentioned rebar scraps and recycled aggregates.
【0011】このセメントとしては、普通ポルトランド
セメント、早強ポルトランドセメント、超早強ポルトラ
ンドセメント、中庸熱ポルトランドセメント、耐硫酸塩
ポルトランドセメント、高炉セメント、シリカセメント
、フライアッシュセメント、固化体中には水酸化カルシ
ウムが実質上存在しないようなセメント等が用いられる
が、最も好ましいものは固化体中に多くの結晶水をとり
込むタイプのセメントを用いることが中性子の遮蔽上有
効である。[0011] Examples of this cement include ordinary Portland cement, early strength Portland cement, ultra early strength Portland cement, moderate heat Portland cement, sulfate-resistant Portland cement, blast furnace cement, silica cement, and fly ash cement. Cement or the like that substantially does not contain calcium oxide may be used, but it is most preferable to use a type of cement that incorporates a large amount of water of crystallization into the solidified material, which is effective in shielding neutrons.
【0012】セメント固化体中に多結晶水を保有するセ
メントとしては、例えば3CaO・3Al2 O3 ・
CaSO4 、CaO・Al2 O3 、12CaO・
7Al2 O3などのCaO/Al2 O3 (モル比
)が3より小さいカルシウムサルホアルミネート化合物
あるいはカルシウムアルミネート化合物を主成分とする
クリンカーあるいはセメントをカルシウムサルホアルミ
ネート化合物あるいはカルシウムアルミネート化合物換
算で3〜20重量%となせる第1の原料と、ポルトラン
ドセメント、混合セメント等のケイ酸3石灰(3CaO
・SiO2 )あるいはケイ酸2石灰(2CaO・Si
O2 )を主成分とするクリンカーあるいはセメントを
カルシウムシリケート化合物換算で3〜20重量%とな
せる第2の原料と、無水石膏、2水石膏等の石膏をCa
SO4 換算で6〜40重量%となせる第3の原料と、
高炉水滓スラグ20〜88重量%となせる第4の原料と
、クエン酸ナトリウム、リンゴ酸などのオキシカルボン
酸類を0.1〜1.5重量%となせる第5の原料とを混
合して(3Al2 O3 +1.5SiO2 )/(C
aO−SO3 )モル比が1以上となるようにしたもの
がある。[0012] Examples of cements containing polycrystalline water in the solidified cement include 3CaO.3Al2 O3.
CaSO4, CaO・Al2O3, 12CaO・
A calcium sulfoaluminate compound such as 7Al2O3 whose CaO/Al2O3 (molar ratio) is less than 3, or a clinker or cement whose main component is a calcium aluminate compound, is 3 to 20 in terms of the calcium sulfoaluminate compound or calcium aluminate compound. The first raw material, which can be expressed as % by weight, and the tricalcium silicate (3CaO
・SiO2 ) or dicalcium silicate (2CaO・Si
A second raw material that can be made from clinker or cement whose main component is 3 to 20% by weight in terms of a calcium silicate compound, and gypsum such as anhydrite or dihydrate as a calcium silicate compound.
A third raw material that can be made in an amount of 6 to 40% by weight in terms of SO4,
A fourth raw material containing 20 to 88% by weight of blast furnace water slag and a fifth raw material containing 0.1 to 1.5% by weight of oxycarboxylic acids such as sodium citrate and malic acid are mixed. (3Al2O3 +1.5SiO2)/(C
There are some in which the molar ratio (aO-SO3) is 1 or more.
【0013】又、上記組成のものが遮蔽体を構成するセ
メントペーストあるいはセメントモルタルのセメント源
として用いられると、この遮蔽体にはひび割れや剥離と
いった損傷が起きにくく、耐久性に富み、安全性が高く
なる。この理由は、カルシウムサルホアルミネート化合
物3CaO・3Al2 O3・CaSO4 を主成分と
するカルシウムサルホアルミネートクリンカー、ポルト
ランドセメント、及び高炉水滓スラグを使用する例につ
いて、水和反応の観点から説明すると次の通りである。[0013] Furthermore, when the above-mentioned composition is used as a cement source for cement paste or cement mortar constituting a shield, the shield is less likely to suffer damage such as cracking or peeling, and is highly durable and safe. It gets expensive. The reason for this is explained from the viewpoint of hydration reaction in an example using calcium sulfoaluminate clinker whose main component is calcium sulfoaluminate compound 3CaO.3Al2 O3.CaSO4, Portland cement, and blast furnace water slag. That's right.
【0014】カルシウムサルホアルミネート化合物は、
大略次式に示すように、水和反応の初期に水酸化カルシ
ウム、石膏と反応してエトリンガイトを形成して32モ
ルの結晶水を取り込む。
3CaO・3Al2 O3 ・CaSO4 +8CaS
O4 +6Ca(OH)2 +90H2 O→3(3C
aO・Al2 O3 ・3CaSO4 ・32H2 O
)この反応は接水直後に始まり、約24時間後には終了
する。この期間では、セメント水和物組織は比較的ルー
ズな状態にある為、生成するエトリンガイトは組織に悪
影響を引き起こさない。The calcium sulfoaluminate compound is
As roughly shown in the following equation, ettringite is formed by reacting with calcium hydroxide and gypsum at the initial stage of the hydration reaction, and 32 moles of crystal water are taken in. 3CaO・3Al2 O3 ・CaSO4 +8CaS
O4 +6Ca(OH)2 +90H2 O→3(3C
aO・Al2 O3 ・3CaSO4 ・32H2 O
) This reaction begins immediately after contact with water and ends approximately 24 hours later. During this period, the cement hydrate structure is in a relatively loose state, so the generated ettringite does not cause any adverse effects on the structure.
【0015】これに対して、普通ポルトランドセメント
の場合には、大略次式に示すように3〜6モルの結晶水
しか取り込まない。
2(3CaO・SiO2 )+6H2 O→3Ca(O
H)2 +3CaO・2SiO2 ・3H2 O2(2
CaO・SiO2 )+4H2 O→Ca(OH)2
+3CaO・2SiO2 ・3H2 O3CaO・Al
2 O3 +6H2 O→3CaO・Al2 O3 ・
6H2 O
4CaO・Al2 O3 ・Fe2 O3 +2Ca(
OH)2 +10H2 O→3CaO・Al2 O3
・6H2 O+3CaO・Fe2 O3 ・6H2 O
従って、上記のようなセメントは普通ポルトランドセメ
ントに比べて結晶水が多いものであるから、原子力施設
関連の遮蔽体の素材として用いた場合には中性子遮蔽効
果が高いと予想され、この面からも極めて好ましいもの
となる。On the other hand, in the case of ordinary Portland cement, only 3 to 6 moles of crystallization water are incorporated, as roughly shown in the following equation. 2(3CaO・SiO2)+6H2O→3Ca(O
H)2 +3CaO・2SiO2・3H2 O2(2
CaO・SiO2 )+4H2 O→Ca(OH)2
+3CaO・2SiO2 ・3H2 O3CaO・Al
2 O3 +6H2 O→3CaO・Al2 O3 ・
6H2 O 4CaO・Al2 O3 ・Fe2 O3 +2Ca(
OH)2 +10H2 O→3CaO・Al2 O3
・6H2 O+3CaO・Fe2 O3 ・6H2 O Therefore, since the above cement has more water of crystallization than ordinary Portland cement, it has a lower neutron shielding effect when used as a material for shielding bodies related to nuclear facilities. It is expected to be high, and from this point of view it is extremely preferable.
【0016】[0016]
【実施例】原子力関連施設のコンクリート解体の代わり
にビル解体によって発生する鉄筋屑及び再生骨材の群の
中から選ばれる少なくとも一つ、例えば鉄筋屑、鉄筋屑
チップ、再生骨材、鉄筋屑と再生骨材、鉄筋屑チップと
再生骨材、並びに結晶水が多いセメントペーストあるい
はセメントモルタルを、同時にあるいは順を追って充填
し、固化、養生し、脱型することによって、ブロック状
のプレキャストコンクリート製の遮蔽体が得られる。[Example] At least one selected from the group of reinforcing bar scraps and recycled aggregates generated by demolition of buildings instead of concrete demolition of nuclear power related facilities, such as reinforcing bar scraps, reinforcing bar chips, recycled aggregates, and reinforcing bar scraps. By filling recycled aggregate, rebar scrap chips, recycled aggregate, and cement paste or cement mortar with high crystallization water simultaneously or sequentially, solidifying, curing, and demolding, it is possible to create blocks of precast concrete. A shield is obtained.
【0017】ここで、鉄筋屑や鉄筋屑チップを用いた遮
蔽体については、比重が大きいから、γ線の遮蔽効果が
上がり、又、用いたセメントは結晶水が多いタイプのも
のであるから、中性子遮蔽効果が高い。又、再生骨材を
用いた遮蔽体については、普通の骨材を用いたものに比
べて特性面で劣ることがないものであり、又、用いたセ
メントは結晶水が多いタイプのものであるから中性子遮
蔽効果が高い。[0017] Here, regarding the shielding material using reinforcing bar scraps or reinforcing bar scrap chips, since the specific gravity is large, the shielding effect of γ rays is increased, and the cement used is of a type containing a large amount of crystallized water. High neutron shielding effect. In addition, the shielding bodies made of recycled aggregate are not inferior in properties to those made with ordinary aggregates, and the cement used is of a type with a high content of crystallized water. It has a high neutron shielding effect.
【0018】[0018]
【効果】本発明に係る遮蔽体は、原子力関連施設のコン
クリート解体によって発生する鉄筋コンクリート廃材中
の鉄筋屑及びコンクリート廃材から再生した再生骨材の
群の中から選ばれる少なくとも一つを所定の型枠内に入
れると共に、セメントペーストあるいはセメントモルタ
ルを入れて構成したので、原子力関連施設のコンクリー
ト解体によって発生する廃材は建設される原子力関連施
設の遮蔽体として有効に利用でき、しかもこの遮蔽体は
放射線が発生する個所に構築されることになるから廃材
の有効利用が図れ、鉄筋コンクリート廃棄物の処理コス
トが低廉なものとなる等の特長を有する。[Effects] The shield according to the present invention uses at least one material selected from the group consisting of reinforcing bar scraps in reinforced concrete waste material generated from concrete demolition of nuclear power-related facilities and recycled aggregate recycled from concrete waste materials, into a predetermined formwork. Since it is constructed by putting cement paste or cement mortar into the interior, the waste materials generated from the concrete demolition of nuclear power related facilities can be effectively used as a shield for the nuclear power related facilities being constructed. Since it is constructed at the location where it is generated, it has the advantage of making effective use of waste materials and reducing the cost of processing reinforced concrete waste.
Claims (1)
よって発生する鉄筋コンクリート廃材中の鉄筋屑及びコ
ンクリート廃材から再生した再生骨材の群の中から選ば
れる少なくとも一つを所定の型枠内に入れると共に、セ
メントペーストあるいはセメントモルタルを入れて構成
したことを特徴とする遮蔽体。Claim 1: Putting at least one material selected from the group consisting of reinforcing bar scraps in reinforced concrete waste generated from concrete demolition of nuclear power-related facilities and recycled aggregate recycled from concrete waste into a predetermined formwork; A shield characterized by containing paste or cement mortar.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3133939A JP3011484B2 (en) | 1991-06-05 | 1991-06-05 | Shield |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3133939A JP3011484B2 (en) | 1991-06-05 | 1991-06-05 | Shield |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04359193A true JPH04359193A (en) | 1992-12-11 |
| JP3011484B2 JP3011484B2 (en) | 2000-02-21 |
Family
ID=15116608
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3133939A Expired - Fee Related JP3011484B2 (en) | 1991-06-05 | 1991-06-05 | Shield |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3011484B2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006317152A (en) * | 2005-05-10 | 2006-11-24 | Taisei Corp | Reinforced concrete structure |
| JP2010002387A (en) * | 2008-06-23 | 2010-01-07 | Taisei Corp | Radiation shielding structure |
-
1991
- 1991-06-05 JP JP3133939A patent/JP3011484B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006317152A (en) * | 2005-05-10 | 2006-11-24 | Taisei Corp | Reinforced concrete structure |
| JP2010002387A (en) * | 2008-06-23 | 2010-01-07 | Taisei Corp | Radiation shielding structure |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3011484B2 (en) | 2000-02-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Hou et al. | Sustainable use of red mud in ultra-high performance concrete (UHPC): Design and performance evaluation | |
| Zhou et al. | An alternative to Portland cement for waste encapsulation—the calcium sulfoaluminate cement system | |
| Glasser | Application of inorganic cements to the conditioning and immobilisation of radioactive wastes | |
| US20060288912A1 (en) | Two-component wet cement, process and application thereof | |
| Cau-dit-Coumes | Alternative binders to ordinary Portland cement for radwaste solidification and stabilization | |
| Wieland et al. | Geochemical modelling of the effect of waste degradation processes on the long-term performance of waste forms | |
| EP0644555B1 (en) | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same | |
| JPWO2008114877A1 (en) | Low activation hydraulic composition, low activation cement, and production method thereof | |
| CN1187139C (en) | Process for treating industrial heavy metal solid slag | |
| Walling et al. | Stability of SrCO3 within composite Portland-slag cement blends | |
| CN101121595B (en) | Production technology for environmental protection energy-saving building base material by modifying AHF industrial residue-fluorgypsum | |
| Damion et al. | Enhanced acid resistance of geopolymer containing recycled masonry wastes as high-volume replacement of natural sand | |
| Varlakov et al. | Innovative and conventional materials and designs of nuclear cementitious systems in radioactive waste management | |
| RU2706019C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes | |
| KR100878665B1 (en) | Cement manufacturing method for solidifying hazardous waste using waste concrete and cement manufactured therefrom | |
| JP3011484B2 (en) | Shield | |
| JP4322648B2 (en) | Hydraulic material | |
| CZ424498A3 (en) | A method for producing kraft cement or sulphate cement additives | |
| JP2003165763A (en) | Fiber reinforced acid-resistant concrete | |
| Walling | Conversion of magnesium bearing radioactive wastes into cementitious binders | |
| JP2002267792A (en) | Construction method of radiation shielding mortar structure and construction method of radiation shielding concrete structure | |
| JPH0795116B2 (en) | Radioactive waste solidifying material | |
| US11417438B2 (en) | Method for producing solidifying material for radioactive waste disposal via recycling of radioactive concrete and method for disposing of radioactive waste using the same | |
| KR102768434B1 (en) | Carbon reduction geotechnical binder | |
| RU96119062A (en) | RADIATION PROTECTIVE STRUCTURES AND METHOD FOR THEIR MANUFACTURE |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |