CC BY
46А. А. Смоликов, канд. техн. наук, с. н. с., Е.А. Яковлев, канд. техн. наук Белгородский государственный технологический университет им. В. Г. Шухова
ОПТИМИЗАЦИЯ СОСТАВА БЕТОНА БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ РБМК
jea@intbel.ru
Описаны требования, предъявляемые к материалам и бетону биологической защиты ядерных реакторов большой мощности, а также свойства материалов, которые могут быть применены для создания нового альтернативного радиацоннозащитного материала. На основании технико-экономического анализа создан новый эффективный материал для реакторов РБМК.
Ключевые слова: биологическая защита, реакторы, у-излучение, серпентиновый бетон
Высокоэффективные материалы биологической защиты ядерных реакторов должны обладать хорошими технологическими и защитными свойствами (содержать водородсодержащие вещества и тяжёлые элементы) и иметь низкую стоимость. Все эти материалы могут быть применены в защите в виде чередующихся слоёв, но лучше в виде равномерной смеси. Бетон представляет собой именно такую равномерную смесь из элементов с различными массовыми числами. Использование бетона даёт два больших преимущества: во-первых, он может быть уложен в любую требуемую форму; во-вторых, защитные свойства бетона можно изменять в довольно широких пределах в соответствии с предъявляемыми требованиями путём подбора его состава. В зависимости от вида применяемого заполнителя плотность бетона биологической защиты может изменяться от 2300 до 6500 кг/м3.
Основное назначение биологической защиты реактора - замедление быстрых нейтронов и поглощение замедлившихся и медленных нейтронов, а также поглощение всех видов у-излучения как в активной зоне реактора, его технологическом оборудовании, так и в самой защите для обеспечения безопасных условий работы обслуживающего персонала и исследователей, занятых экспериментами на установке. у-Излучение обычно чаще, чем нейтроны, определяет необходимую толщину бетонной защиты реактора. Задача проектировщиков состоит в правильном выборе толщины и состава бетонной защиты, которая могла бы обеспечить ослабление потоков ионизирующих излучений до безопасного уровня при минимальных затратах на сооружение реакторной установки. Ослабление потоков у-квантов и нейтронов происходит в результате взаимодействий с электронами атомов или ядрами материала защиты. Поглощение всех видов у-излучения (у-излучение, образующееся при делении ядер топлива в актив-
ной зоне реактора; у-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов; у-излучение, возникающее при захвате тепловых и надтепловых нейтронов ядрами элементов, входящих в состав защиты, активной зоны и конструкций реакторной установки) происходит в результате взаимодействий у-квантов с атомарными электронами элементов, составляющих защиту. Ослабление потоков нейтронов происходит в результате замедления быстрых нейтронов и поглощения замедлившихся или медленных нейтронов. Нейтроны высоких энергий (Еп > 1 МэВ) эффективно замедляются элементами со средним и высоким атомным номером. Известно, что чем больше плотность материала (металла), тем лучше он ослабляет поток у-излучения и быстрых нейтронов. Поэтому для эффективного ослабления потоков нейтронов в состав защиты должны входить материалы с высокой плотностью и большим атомным номером. Принято, что тяжёлые металлы имеют р > 5 г/см3. В качестве дешёвого тяжелого элемента в защите чаще всего применяют железо (сталь), которое обладает не только высокими защитными свойствами по отношению к у-излучению, но и по отношению к быстрым нейтронам, поскольку оно имеет большое сечение неупругого рассеяния быстрых нейтронов. После замедления быстрых нейтронов до тепловых энергий они с большой вероятностью поглощаются как ядрами водорода, так и ядрами средних и тяжёлых элементов. Наиболее эффективным замедлителем тепловых нейтронов является водород, так как уменьшение энергии нейтронов в результате одного столкновения обратно пропорционально массе сталкивающихся частиц. Вследствие равенства масс нейтрона и ядра водорода - протона - в одном акте рассеяния нейтрона на водороде в среднем теряется половина энергии нейтрона. Водородсодержащим компонентом в бетоне является вода, химически связанная затвердевшим
цементом или входящая в состав заполнителей бетона. Для сохранения в процессе эксплуатации воды в бетоне можно применять специальные системы охлаждения бетона. Однако для сохранения защитных свойств бетона при повышенных температурах проще и дешевле использовать в качестве защиты специальный бетон, содержащий воду в составе заполнителя в химически связанном виде, которая не теряется при нагревании до определённых температур в течение длительного периода времени [1]. Введение в состав бетона большого количества воды не вызывает больших трудностей, однако сохранение её в процессе эксплуатации бетонной защиты представляет сложную задачу, так как бетон в защите реактора работает при повышенных температурах и постепенно теряет содержащуюся в нём воду, что приводит к ухудшению его защитных свойств. Потеря воды при эксплуатации особенно опасна для тяжёлых бетонов с железосодержащим заполнителем, так как это может привести к очень большому накоплению промежуточных нейтронов в толстой бетонной защите и защита сама станет источником ионизирующих излучений. В результате снижения концентрации воды возрастают длины
замедления и диффузии нейтронов, а следствием этого является и увеличение дозового фактора накопления замедляющихся нейтронов и увеличение вклада их в суммарную мощность дозы за защитой из бетона [2]. Для биологической защиты стремятся применять бетоны, содержащие не менее 7 масс. % структурной воды. В наполнителях защитных бетонов, которые не должны существенно дегидратироваться в течение продолжительного периода при температурах до 300 °С, содержание структурной высокотемпературной воды должно составлять > 9 масс. % [3]. При определении пригодности того или иного природного материала для применения в защите, кроме требования содержать определённое количество связанной воды учитывается отсутствие агрессивных элементов, распространённость и доступность материала в больших количествах, как правило, они недороги. В табл. 1 перечислены некоторые их таких минералов и пород, которые могут быть применены в бетонах биологической защиты. Длины релаксации X потока нейтронов есть величины обратные макроскопическим сечениям выведения.
Таблица 1
Некоторые минералы и породы, пригодные для применения в биологической защите [4]
Название и 1° 1 тах ? Р, Си2о X,
химическая формула °С г/см3 масс. % см
Ашарит - М£НВОз 300 2,65 10,7 8,9
Каолинит-АЦ^Ою] [ОН]8 350 2,6 14 7,8
Брусит - ]У^(ОН)2 420 2,3-2,4 31 8,2
Серпентин - М§6[8140ю] [ОН]8 450 2,5-2,6 13 9,7
Дунит 500 2,8 до 13 9,1
В настоящее время во всём мире в биологической защите реакторов различного типа преимущественно применяется широко распространённая горная порода - серпентинит. Запасы серпентинита в нашей стране практически неисчерпаемы. Цвет серпентинита от тёмно-зелёного до зеленовато-чёрного, твёрдость 2,4-3,0, плотность 2500-2700 кг/м3, предел прочности на сжатие в интервале 40-62,5 МПа. Серпентинит состоит преимущественно из минералов группы серпентина: лизардита, реже антигорита, содержащих иногда волокнистую разновидность серпентина - хризотил - волокнистый гидросиликат с диаметром элементарных нановолокон ~ 30 нм. До опубликования в 1956 г. И. Дж. У. Уиттэкером и Дж. Зассмэном работы [5] в литературе описано свыше 50 разновидностей серпентиновых минералов [6].
Предлагалось несколько различных их классификаций. Отличительной особенностью классификации, разработанной Уиттэкером и Зассмэном, является то, что в её основу положены результаты рентгеноструктурного анализа. Ими идентифицированы и выделены три индивидуальные серпентиновые минералы -антигорит, лизардит и хризотил, представленый орто- клино- и пара- разновидностями. Впоследствии [7] обнаружен и шестислойный орто-серпентин. Все упомянутые минералы имеют практически одинаковый химический состав, а между собой отличаются они только строением кристаллической решётки, что находит своё отражение в морфологии кристаллов. Исследования по определению среднего содержания химически связанной воды в минералах группы серпентина [8] показали, что содержание
химически связанной воды в пробах не ниже 12 %. Разброс в содержании структурной (химически связанной) воды серпентина одного месторождения невелик, что даёт основание отказаться от контроля количества химически связанной воды в серпентиновых материалов товарных партий. Разработанная И. Дж. У. Уиттэкером и Дж. Зассмэном классификация не отражает текстурно-морфологических
особенностей разновидностей серпентиновых минералов: выскоэластичный, высокопрочный хризотил-асбест по указанной классификации нужно отнести к тому же клинохризотилу, что и ломкий хризотил-асбест и даже совершенно нерасщепляющийся на волокна офит, так как они имеют одинаковую кристаллическую решётку. Такое положение совершенно неприемлемо ни в минералогии, ни тем более, в технологии. Поэтому В. Р. Артёмов, Г. А. Ковалёв, В. Н. Кузнецова [8], взяв за основу классификацию И. Дж. У. Уиттэкера и Дж. Зассмэна, провели комплексные исследования различных серпентиновых минералов с использованием рентгеновской
дифрактометрии, электронной микроскопии, кристаллооптики и термического анализа, существенно расширили предложенную ранее классификацию. С учётом текстурно-морфологических особенностей серпентиновые минералы были разделены по минеральным разновидностям. Лизардит классифицирован на апооливиновый, апопироксеновый (бастит), апокарбонатный, сунглит, офит
лизардитотовый, гидроофит лизардитовый. Клино-хризотил разделён на следующие минеральные разновидности - хризотил породообразующий, хризотил-асбест
эластичный, хризотил-асбест ломкий, асбофит, девейлит (хризотиловый гидроофит), метаксит, бовенит; орто-хризотил - на офит ортохризотиловый (двухслойный), унстит (шестислойный ортохризотил); пара--хризотил представлен ишкильдитом. Антигорит имеет следующие разновидности - антигорит лейстовидный, микроантигорит - пикролит.
Благодаря тем положительным свойствам бетонов, о которых говорилось выше, и сравнительно невысокой стоимости серпентиновый бетон нашёл широкое применение в качестве материала биологической защиты от тепловых нейтронов. Серпентинит в бетонах биологической защиты реакторов с плотностью 2300 кг/м3 и железосерпентинитового бетона (на железном скрапе) с плотностью 3500 кг/м3 одними из первых в 50-е гг. применили французы [9] в защите реактора на быстрых нейтронах атомной элек-
тростанции "Энрико Ферми". Исследователи отметили, что серпентиновый бетон имеет существенные преимущества по сравнению с обычным бетоном для защиты от нейтронов. Защитные свойства серпентинового бетона при нормальных температурных условиях не сильно отличаются от свойств обычного бетона, его преимущества выявляются при высоких температурах. Бетон на серпентиновом заполнителе отличается высоким содержанием воды (12-15 масс. %), большая часть которой сохраняется в условиях длительной работы бетона без потери кристаллизационной воды при температурах до 500 °С. Благодаря этому серпентинитовый бетон можно использовать в качестве эффективного материала в конструкциях биологической защиты ядерных энергетических установок без специального охлаждения. В нашей стране в блоках радиационной защиты реакторов РБМК АЭС применяется бетон ЖБСЦК (железо-барий-серпентинитовый цементный камень) - наиболее качественный на сегодняшний день материал биологической защиты. Этот материал приготовлялся из смеси барий-серпентинитового цемента, получаемого помолом бариевого цементного клинкера с минералом серпентиновой группы - лизардитом и чугунной стружкой, путём затворения этой смеси водой. Изготовление смесей было организовано на Ленинградском опытном цементном заводе института «Гипро-цемент». Объём производства смеси составляла не менее 15 тыс. тонн в год, что полностью удовлетворяло потребности всех строящихся в СССР АЭС с реакторами РБМК. Плотность све-жеуложенного бетона (материала ЖБСЦК) составляла 4100±100 кг/м . После сушки при температуре 100-120 °С объёмная масса ЖБСЦК составляла 3800±100 кг/м3. Марка бетона ЖБСЦК в возрасте 28 суток составляет не менее 20 МПа. Максимальная рабочая температура -до 300 °С. При такой температуре в цементном камне сохраняется до 1 % (масс.) кристаллизационной воды, что обеспечивает высокие защитные свойства материала ЖБСЦК по отношению к нейтронному излучению.
После аварии на Чернобыльской АЭС прекратилось строительство станций с реакторами РБМК. Это немедленно привело к приостановке производства смесей ЖБСЦК. Бариевый клинкер для барийсерпентинитового цемента получали на основе барита, поставляемого из Грузии, отношения с которой прервались после развала Советского Союза. Поставки барита прекратились. Руководство завода было вынуждено оборудование демонтировать и продать, для выплаты зарплаты персоналу. Вслед за этим завод был
ликвидирован. Однако, начиная с 1996 г. руководство Курской, Смоленской и других действующих АЭС с реакторами большой мощности регулярно ставили вопрос о возобновлении производства ЖБСЦК для осуществления ремонта и замены вышедших из строя бетонных блоков биологической защиты. Анализ ФГУП НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля показал, что вновь организовать производство ЖБСЦК невозможно, поэтому ФГУП НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля выдал техническое задание на разработку промышленной технологии нового альтернативного материала, по своим свойствам не уступающего ЖБСЦК, Белгородскому государственному технологическому университету им. В. Г. Шухова, сотрудники которого длительное время занимаются вопросами радиационной безопасности. В соответствии с техническим заданием материал должен производиться только из российского недефицитного сырья и чтобы технология изготовления бетонных блоков различных размеров и формы допускала их производство на существующих заводах бетонных и железобетонных изделий и в условиях РСУ АЭС.
Для достижения поставленной цели, исходя из вышесказанного, новый альтернативный недорогой, но эффективный бетон для биологической защиты реактора должен содержать в своём составе железо (для замедления быстрых нейтронов и поглощения у-квантов), наполнитель с высокотемпературной структурной водой (для поглощения замедленных тепловых нейтронов), вяжущее и технологические добавки, обеспечивающие эксплутационные характеристики бетона не ниже требуемых техническим заданием.
В качестве тяжёлого заполнителя, ослабляющего гамма-излучение и замедляющего "быстрые" нейтроны высоких энергий до тепловых, ЖБСЦК бетон содержит чугунный порошок, полученный путём помола чугунной стружки. В связи с отсутствием в Курской и Белгородской областях чугунной стружки (отходов металлообработки) в больших количествах и промышленного оборудования для её измельчения, вместо неё следует применить чугунную или стальную дробь, широко применяемую в промышленности. Применение дроби позволило увеличить плотность упаковки по сравнению с металлическими частицами чугунного порошка, а это позволило увеличить содержание железа в бетоне с 64 до 70 масс. %, что, совместно с другими изменениями по оптимизации состава бетона ЖБСЦК, повысило плотность с 3800 до 4000 кг/м3, а вместе с этим гамма- и нейтронозащит-ные характеристики нового бетона.
В связи с невозможностью возобновления производства тяжёлого бариевого цемента, использовавшегося в бетоне ЖБСЦК, в качестве вяжущего в альтернативном бетоне биологической защиты решено использовать высокоали-товый портландцемент Белгородского или Ста-рооскольского цементных заводов. Для увеличения плотности высокодисперсной части бетона, с целью повышения плотности бетона в целом, совместно с цементом следует вводить тяжёлый наполнитель, например, магнетитовый железорудный концентрат Лебединского ГОКа.
Поглотителем тепловых нейтронов является водород, содержащийся в структурной воде гидросиликатов цемента и серпентина. В применявшемся ЖБСЦК бетоне серпентин использовался в виде лизардита - породообразующего серпентина с изометричной формой кристаллов, которая не является армирующей. Кроме того, сцепление цементной матрицы с лизардитовым наполнителем недостаточно, что отражается в низкой прочности серпентиновых бетонов (марка до 200). Прочность лизардита на сжатие - до 60 МПа. Как упоминалось выше, минералы группы серпентина (антигорит, лизардит, хризотил) имеют практически одинаковый химический состав и отличаются только по строению элементарного слоистого пакета, определяющего морфологию, а, следовательно, и свойства кристаллов индивидуальных серпентиновых минералов, [10]. Исходя из сказанного, используемый в ЖБСЦК бетоне лизардит, отсутствующий в Белгородской области, можно заменить хризотилом, ранее не применявшимся в бетонах биологической защиты реакторов. Хризотил используется в больших количествах в производстве асбестоцементных изделий на Белгородском комбинате асбестоцементных изделий. Применяя хризотил - армирующий волокнистый серпентин, можно предотвратить растрескивание железо-серпентинового бетона и существенно увеличить марку бетона. Пучки волокон товарного хризотила легко диспергировать простыми методами вплоть до моноволокон с малыми энергозатратами, а для измельчения лизардита, применявшегося в бетоне ЖБСЦК, требовалось дорогостоящее помольное оборудование (как правило, шаровые мельницы), для эксплуатации которого необходимы большие производственные помещения. Шаровые мельницы, имеют низкий коэффициент полезного действия, и, следовательно, повышенное потребление энергии для получения продуктов заданной дисперсности. К тому же у шаровых мельниц повышенный износ футеровки и мелющих тел. Таким образом, замена лизардита на
хризотил упрощает технологию подготовки компонентов, ощутимо экономит энергоресурсы и увеличивает прочностные показатели нового бетона.
Кроме вышеперечисленных материалов, следует подобрать компоненты, обеспечивающие технологичность бетонной смеси и требуемые эксплутационные характеристики. Для снижения количества воды в бетонной смеси, с целью повышения плотности бетона следует вводить суперпластификатор. Плотность увеличивается, как минимум, на 100 кг/м3, что удовлетворяет требованиям ТЗ. При этом повышаются предел прочности при сжатии и изгибе [11-12].
Полученному новому бетону по входящим в его состав компонентам дано наименование ЖМСЦБ - железо-магнетито-серпентиновый цементный бетон. Бетон оптимизированного состава внедрён на Курской АЭС.
Таким образом, на основании функционально-стоимостного анализа обобщённых многолетних исследований различных авторов по технологии и эксплутационным характеристикам тяжёлых бетонов, применяемых в биологической защите ядерных реакторов АЭС, с учётом текстурно-структурных особенностей горных пород и минералов, разработаны новые составы бетонов и малоэнергоёмкая технология производства эффективного радиационнозащитного бетона для АЭС с реакторами типа РБМК.
Получены необходимые данные по радиационным и технологическим свойствам этих бетонов. Радиационнозащитные блоки, изготовленные из нового бетона, установлены на действующих АЭС.
Разработанный новый бетон ЖМСЦБ по эксплутационным свойствам превосходит наиболее качественный на сегодняшний день бетон ЖБСЦК, применяемый в биологической защите реакторов РБМК АЭС.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Смирницкая, Н. А. Железобетонные корпуса реакторов и защитные оболочки реакторных установок на зарубежных атомных станциях / Н. А. Смирницкая [Обзор]. - М.: Атомиздат, 1970. - 31 с.
2. Весёлкин, А. П. Накопление замедляющихся нейтронов в защите реактора / А. П. Весёлкин, Ю. Я. Егоров, М. Е. Нетеча, Ю. В.Панкратьев, В. И. Пискунов // Атомная энергия, - 1969. - Т. 26. - Вып. 3. - С. 269-278.
3. Кимель, Л. Р. Защита от ионизирующих излучений / Л. Р. Кимель, В. П. Машкович Справочник. -М.: Атомиздат, 1972. - 312 с.
4. Иванова В. П. Термический анализ минералов и горных пород / В. П. Иванова, В. Н. Касатов, Е. Л. Красавина. - Л.: Недра, 1974. - 399 с.
5. Whittaker, E. J. W. The characterization of the serpentine minerais by x-ray diffraction / E. J. W. Whittaker, J. Zussman // Mineralogical Magazine. - 1956. -V. 31. - № 233. - P. 107-126.
6. Соболев, Н. Д. Серпентины СССР. Классификация, химический состав и свойства минералов группы серпентина / Н. Д. Соболев // Магнезиальные горные породы. - М.: Госгеолиздат, 1951. - С. 3-45.
7. Zussman, J. Electron diffraction studies of serpentine minerais / J. Zussman, G. W. Brindley, J. T. J. Comer // American mineralogist. - 1957. - V. 42. - P. 133-153.
8. Артёмов, В. А. Минералогия месторождений хризотил-асбеста / В. А. Артёмов, Г. А. Ковалёв, В. Н. Кузнецова // В кн. Месторождения хризотил-асбеста СССР. - М.: Недра, 1967. - С. 338-402.
9. Защита от радиоактивных излучений. - М.: Металлургиздат, 1961. - 420 с.
10. Дир, У. А. Породообразующие минералы / У. А. Дир, Р. А. Хауи, Дж. Зуссман Т. 3 - Листовые силикаты. Серпентины. - М.: Мир, 1966. - С. 198-223.
11. Павленко, В. И. Радиационно-защитный бетон для АЭС с РБМК на основе железосерпентинито-вых композиций с цементным связующим. / В. И. Павленко, А. А. Смоликов, Р. Н. Ястребинский, С. В. Дегтярёв, Ю. В. Панкратьев, Ю. В. Орлов // II Международная научно-практическая конференция. Ч. 7. Экология: образование, наука, промышленность и здоровье. Белгород: // Вестник БГТУ им. В. Г. Шухова. - 2004. - № 8. - С. 66-69.
12. Смоликов, А. А. Новый бетон для реакторов РБМК. / А. А. Смоликов // Новые научные направления строительного материаловедения / Материалы докладов Академических чтений РААСН, посвящён-ных 75-летию Ю. М. Баженова. Ч. 1. - Белгород: изд. БГТУ, 2005. - С. 134-140
