Säteilyjätebetonitutkimuksia: Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella

Sven Pihlajavaara, Esko Pihlman

Research output: Book/ReportReport

Abstract

Keski- ja matala-aktiivisten ydinvoimalajätteiden sementtikiinteys- eli betonointimenetelmä on yksi keskeisistä varastointiin johtavista alkukäsittelymenetelmistä. Näin syntyvän ns. säteilyjätebetonin (engl. radwaste concrete) tai sen astioineen muodostaman systeemin pitkäaikaiskestävyyttä selvitetään nimenomaan radioaktiivisten jäteaineosien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta. Tutkimuksessa selvitetään niitä seikkoja, jotka vaikuttavat huokoisten aineiden pitkäaikaiskestävyyteen ja aineosien erottamiseen tavalla tai toisella (engl. separation, dissolving, leaching tai elution), eli läpäisevyyttä ja huokoisuutta. Näihin selvittelyihin on kuulunut vedenimeytyskokeita ja kuivumiskokeita, vedenpitävyyskokeita, sorptioisotermin määrityksiä ominaispinta-alalaskuineen, huokoisuusmittauksia, lujuusmäärityksiä sekä muita tarpeellisiksi katsottuja määrityksiä ja relaatioiden selvittelyä. Tutkielma muodostanee osaltaan ioninvaihtohartsibetonin ominaisuuksien ja niiden määrityksien alustavan perustiedoston. Säteilyjätebetonin tai sen astioineen muodostaman systeemin kestoikätavoitteet nimenomaan radionuklidien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta ovat noin sadasta vuodesta muutamaan sataan vuoteen, jopa enemmänkin. Jos itse säteilyjätebetoni ei ole kyllin kestävää, tulee astian tai säteilyjätebetonia ympäröivän monikerrossysteemin (engl. multibarrier system) kestää rasitukset.
Original languageFinnish
Place of PublicationEspoo
PublisherVTT Technical Research Centre of Finland
Number of pages90
ISBN (Print)951-38-1659-1
Publication statusPublished - 1983
MoE publication typeD4 Published development or research report or study

Publication series

SeriesValtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports
Number146
ISSN0358-5077

Fingerprint

Ion Exchange Resins
Porosity
Permeability

Cite this

Pihlajavaara, S., & Pihlman, E. (1983). Säteilyjätebetonitutkimuksia: Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella. Espoo: VTT Technical Research Centre of Finland. Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports, No. 146
Pihlajavaara, Sven ; Pihlman, Esko. / Säteilyjätebetonitutkimuksia : Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella. Espoo : VTT Technical Research Centre of Finland, 1983. 90 p. (Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports; No. 146).
@book{f101dc5f1e66440687804175dc1a192c,
title = "S{\"a}teilyj{\"a}tebetonitutkimuksia: Ioninvaihtohartsibetonin pitk{\"a}aikaiskest{\"a}vyyden arvioiminen l{\"a}p{\"a}isevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella",
abstract = "Keski- ja matala-aktiivisten ydinvoimalaj{\"a}tteiden sementtikiinteys- eli betonointimenetelm{\"a} on yksi keskeisist{\"a} varastointiin johtavista alkuk{\"a}sittelymenetelmist{\"a}. N{\"a}in syntyv{\"a}n ns. s{\"a}teilyj{\"a}tebetonin (engl. radwaste concrete) tai sen astioineen muodostaman systeemin pitk{\"a}aikaiskest{\"a}vyytt{\"a} selvitet{\"a}{\"a}n nimenomaan radioaktiivisten j{\"a}teaineosien kulkeutumisen ehk{\"a}isykyvyn kannalta. Tutkimuksessa selvitet{\"a}{\"a}n niit{\"a} seikkoja, jotka vaikuttavat huokoisten aineiden pitk{\"a}aikaiskest{\"a}vyyteen ja aineosien erottamiseen tavalla tai toisella (engl. separation, dissolving, leaching tai elution), eli l{\"a}p{\"a}isevyytt{\"a} ja huokoisuutta. N{\"a}ihin selvittelyihin on kuulunut vedenimeytyskokeita ja kuivumiskokeita, vedenpit{\"a}vyyskokeita, sorptioisotermin m{\"a}{\"a}rityksi{\"a} ominaispinta-alalaskuineen, huokoisuusmittauksia, lujuusm{\"a}{\"a}rityksi{\"a} sek{\"a} muita tarpeellisiksi katsottuja m{\"a}{\"a}rityksi{\"a} ja relaatioiden selvittely{\"a}. Tutkielma muodostanee osaltaan ioninvaihtohartsibetonin ominaisuuksien ja niiden m{\"a}{\"a}rityksien alustavan perustiedoston. S{\"a}teilyj{\"a}tebetonin tai sen astioineen muodostaman systeemin kestoik{\"a}tavoitteet nimenomaan radionuklidien kulkeutumisen ehk{\"a}isykyvyn kannalta ovat noin sadasta vuodesta muutamaan sataan vuoteen, jopa enemm{\"a}nkin. Jos itse s{\"a}teilyj{\"a}tebetoni ei ole kyllin kest{\"a}v{\"a}{\"a}, tulee astian tai s{\"a}teilyj{\"a}tebetonia ymp{\"a}r{\"o}iv{\"a}n monikerrossysteemin (engl. multibarrier system) kest{\"a}{\"a} rasitukset.",
author = "Sven Pihlajavaara and Esko Pihlman",
year = "1983",
language = "Finnish",
isbn = "951-38-1659-1",
series = "Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports",
publisher = "VTT Technical Research Centre of Finland",
number = "146",
address = "Finland",

}

Pihlajavaara, S & Pihlman, E 1983, Säteilyjätebetonitutkimuksia: Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella. Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports, no. 146, VTT Technical Research Centre of Finland, Espoo.

Säteilyjätebetonitutkimuksia : Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella. / Pihlajavaara, Sven; Pihlman, Esko.

Espoo : VTT Technical Research Centre of Finland, 1983. 90 p. (Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports; No. 146).

Research output: Book/ReportReport

TY - BOOK

T1 - Säteilyjätebetonitutkimuksia

T2 - Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella

AU - Pihlajavaara, Sven

AU - Pihlman, Esko

PY - 1983

Y1 - 1983

N2 - Keski- ja matala-aktiivisten ydinvoimalajätteiden sementtikiinteys- eli betonointimenetelmä on yksi keskeisistä varastointiin johtavista alkukäsittelymenetelmistä. Näin syntyvän ns. säteilyjätebetonin (engl. radwaste concrete) tai sen astioineen muodostaman systeemin pitkäaikaiskestävyyttä selvitetään nimenomaan radioaktiivisten jäteaineosien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta. Tutkimuksessa selvitetään niitä seikkoja, jotka vaikuttavat huokoisten aineiden pitkäaikaiskestävyyteen ja aineosien erottamiseen tavalla tai toisella (engl. separation, dissolving, leaching tai elution), eli läpäisevyyttä ja huokoisuutta. Näihin selvittelyihin on kuulunut vedenimeytyskokeita ja kuivumiskokeita, vedenpitävyyskokeita, sorptioisotermin määrityksiä ominaispinta-alalaskuineen, huokoisuusmittauksia, lujuusmäärityksiä sekä muita tarpeellisiksi katsottuja määrityksiä ja relaatioiden selvittelyä. Tutkielma muodostanee osaltaan ioninvaihtohartsibetonin ominaisuuksien ja niiden määrityksien alustavan perustiedoston. Säteilyjätebetonin tai sen astioineen muodostaman systeemin kestoikätavoitteet nimenomaan radionuklidien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta ovat noin sadasta vuodesta muutamaan sataan vuoteen, jopa enemmänkin. Jos itse säteilyjätebetoni ei ole kyllin kestävää, tulee astian tai säteilyjätebetonia ympäröivän monikerrossysteemin (engl. multibarrier system) kestää rasitukset.

AB - Keski- ja matala-aktiivisten ydinvoimalajätteiden sementtikiinteys- eli betonointimenetelmä on yksi keskeisistä varastointiin johtavista alkukäsittelymenetelmistä. Näin syntyvän ns. säteilyjätebetonin (engl. radwaste concrete) tai sen astioineen muodostaman systeemin pitkäaikaiskestävyyttä selvitetään nimenomaan radioaktiivisten jäteaineosien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta. Tutkimuksessa selvitetään niitä seikkoja, jotka vaikuttavat huokoisten aineiden pitkäaikaiskestävyyteen ja aineosien erottamiseen tavalla tai toisella (engl. separation, dissolving, leaching tai elution), eli läpäisevyyttä ja huokoisuutta. Näihin selvittelyihin on kuulunut vedenimeytyskokeita ja kuivumiskokeita, vedenpitävyyskokeita, sorptioisotermin määrityksiä ominaispinta-alalaskuineen, huokoisuusmittauksia, lujuusmäärityksiä sekä muita tarpeellisiksi katsottuja määrityksiä ja relaatioiden selvittelyä. Tutkielma muodostanee osaltaan ioninvaihtohartsibetonin ominaisuuksien ja niiden määrityksien alustavan perustiedoston. Säteilyjätebetonin tai sen astioineen muodostaman systeemin kestoikätavoitteet nimenomaan radionuklidien kulkeutumisen ehkäisykyvyn kannalta ovat noin sadasta vuodesta muutamaan sataan vuoteen, jopa enemmänkin. Jos itse säteilyjätebetoni ei ole kyllin kestävää, tulee astian tai säteilyjätebetonia ympäröivän monikerrossysteemin (engl. multibarrier system) kestää rasitukset.

M3 - Report

SN - 951-38-1659-1

T3 - Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports

BT - Säteilyjätebetonitutkimuksia

PB - VTT Technical Research Centre of Finland

CY - Espoo

ER -

Pihlajavaara S, Pihlman E. Säteilyjätebetonitutkimuksia: Ioninvaihtohartsibetonin pitkäaikaiskestävyyden arvioiminen läpäisevyyden, huokoisuuden ja lujuuden perusteella. Espoo: VTT Technical Research Centre of Finland, 1983. 90 p. (Valtion teknillinen tutkimuskeskus. Tutkimuksia - Research Reports; No. 146).