СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ УСТРОЙСТВА СУХОЙ ЗАЩИТЫ ШАХТЫ РЕАКТОРА АЭС Текст научной статьи по специальности «Строительство и архитектура»

ТЕХНОЛОГИЯ И ОРГАНИЗАЦИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА. ЭКОНОМИКА И УПРАВЛЕНИЕ

В СТРОИТЕЛЬСТВЕ

УДК 621.039.5 DOI: 10.22227/1997-0935.2021.4.506-512

Совершенствование технологии устройства сухой защиты

шахты реактора АЭС

В.А. Дорф1, Б.К. Пергаменщик2

1 Институт «Оргэнергострой» (ОЭС); г. Москва, Россия; 2 Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет

(НИУМГСУ); г. Москва, Россия

АННОТАЦИЯ

Введение. Сухая защита (СЗ) — это цилиндрическая конструкция из серпентинитового бетона в металлическом кожухе внутренним диаметром 5,6 м, наружным 6,7 м, высотой 5,3 м, которая окружает корпус водо-водяного энергетического реактора в районе расположения активной зоны. Назначение серпентинитового бетона, содержащего повышенное количество химически связанной воды, — смягчать спектр потока нейтронов за пределами реактора, повышая долю тепловых нейтронов в спектре, что необходимо для работы ионизационных камер системы управления и защиты реактора. СЗ выполняет также функции радиационно-тепловой защиты, снижая потоки излучений на обычный бетон биологической защиты. Перед монтажом СЗ в шахту реактора осуществляется термообработка (сушка) бетона при температуре до 250 °С для удаления несвязанной воды во избежание радиолиза. Материалы и методы. Рассмотрены конструкция кожуха СЗ с целью выполнения дополнительной перфорации во избежание образования воздушных полостей при бетонировании; возможность применения современных пластифи-т- т- цирующих добавок с целью минимизации расхода воды затворения и, как следствие, свободной воды в теле серпен-

2 о тинитового бетона.

N N Результаты. Показана возможность отказа от этапов контроля качества бетонирования и термообработки в их тра-

^f ^f диционной форме. Дополнительное перфорирование металлического кожуха, его внутренних диафрагм в проблем-

* Ф ных зонах, использование смеси подвижностью до 20 см и более позволяют полностью исключить образование

внутренних пустот. По предварительным оценкам, при интенсивности излучений на СЗ для современного реактора с <0 мощностью 1200 МВт интенсивность выхода водорода за пределы кожуха, вследствие радиолиза, не представляет

никакой опасности. Концентрация водорода в воздухе, омывающем СЗ, на много порядков меньше опасных 4 %. Выводы. Стоимость работ по возведению СЗ энергоблока АЭС мощностью 1000-1200 МВт может быть снижена на ® Ш 70-100 млн руб., продолжительность работ — на 5 месяцев.

2 с

0 КЛЮЧЕВЫЕ СЛОВА: АЭС, сухая защита, высокая стоимость, продолжительность, ликвидация этапов термообработки, контроль качества нейтронным влагомером

с 2 Благодарности. Авторы выражают глубокую благодарность начальнику отдела физики ядерных реакторов НИЦ

с "ö «Курчатовский институт», кандидату физико-математических наук Сергею Михайловичу Зарицкому за консультации,

S- .-2 помощь в работе.

g о Инициатором, вдохновителем и консультантом по ряду вопросов, рассмотренных в настоящей статье, был специалист

§ < АО ОКБ «Гидропресс» Геннадий Ефимович Носенко, безвременно ушедший в 2020 г.

g <° ДЛЯ ЦИТИРОВАНИЯ: Дорф В.А., Пергаменщик Б.К. Совершенствование технологии устройства сухой защиты

™ § шахты реактора АЭС// Вестник МГСУ. 2021. Т. 16. Вып. 4. С. 506-512. DOI: 10.22227/1997-0935.2021.4.506-512

w'i от Е — 1

1 ° Updating of dry shielding of nuclear power plant reactor vessel

с

ю о _

g £ Valery A. Dorf1, Boris K. Pergamenchik2

N- g 1 Institute "Orgenergostroi"; Moscow, Russian Federation;

CD 2

Л .

to со

от от

Moscow State University of Civil Engineering (National Research University) (MGSU);

Moscow, Russian Federation

У

ABSTRACT

^ ¡/) Introduction. Dry shielding is a cylindrical structure made of serpentinite concrete in a metal casing with an inner diameter

■S O of 5.6 m, an outer diameter of 6.7 m, and a height of 5.3 m, which surrounds the VVER reactor vessel in the vicinity of the core.

^ S The purpose of serpentinite concrete, containing an increased amount of chemically bound water, is to soften the spectrum

* s£ of the neutron flux outside the reactor, increasing the fraction of thermal neutrons in the spectrum, which is necessary for

i- £ the operation of ionization chambers (IR) of the reactor control and protection system. Dry shielding also performs the func-

0 ¡^ tions of radiation and thermal protection, reducing the flux of radiation on ordinary concrete of biological protection. Before

W ¡> the installation of the dry shielding in the reactor shaft, heat treatment (drying) of concrete is carried out at temperatures up

© В.А. Дорф, Б.К. Пергаменщик, 2021 Распространяется на основании Creative Commons Attribution Non-Commercial (CC BY-NC)

to 250 °C to remove unbound water in order to avoid radiolysis. Quality control of concreting and then heat treatment is carried out using a radioisotope device — a neutron moisture meter. These works are very lengthy and costly. Materials and methods. The design of the dry shielding casing was considered in order to perform additional perforation in order to avoid the formation of air pockets during concreting. The possibility of using modern plasticizing additives was considered in order to minimize the consumption of mixing water and, as a result, free water in the body of serpentinite concrete. Results. The possibility of exclusion of the stages of quality control of concreting and heat treatment in their traditional form is shown. Additional perforation of the metal casing, its internal diaphragms in problem areas, the use of a mixture of 20 cm slump or more allows you to completely eliminate the formation of internal voids. According to preliminary estimates, given the intensity of radiation in the NW for a modern reactor with a capacity of 1200 MW, the intensity of the release of hydrogen outside the shell due to radiolysis does not pose any danger. The concentration of hydrogen in the air surrounding the dry shielding is many orders less of magnitude than the dangerous 4 %.

Conclusions. The cost of work on the construction of the SZ power unit of a nuclear power plant with a capacity of 1000-1200 MW can be reduced by 70-100 million rubles, the duration of work by 5 months.

KEYWORDS: NPP, dry protection, high cost, duration, elimination of heat treatment stages, quality control with a neutron moisture meter

Acknowledgments: The authors express their deep gratitude to the head of the nuclear reactor physics department of the National Research Center "Kurchatov Institute", Candidate of Physical and Mathematical Sciences Sergei Mikhailovich Za-ritsky for consultations and assistance in the work.

The initiator, inspirer and consultant on a number of issues discussed in this article was a specialist of JSC OKB Gidropress Gennady Efimovich Nosenko, who untimely left in 2020.

FOR CITATION: Dorf V.A., Pergamenchik B.K. Updating of dry shielding of nuclear power plant reactor vessel. Vestnik MGSU [Monthly Journal on Construction and Architecture]. 2021; 16(4):506-512. DOI: 10.22227/1997-0935.2021.4. 506-512 (rus.).

ВВЕДЕНИЕ

Сухая защита (СЗ) — элемент оборудования шахты реактора АЭС, представляющий собой цилиндрический металлический «кожух», заполненный серпентинитовым бетоном. Сухая защита окружает корпус реактора в районе активной зоны [1]. Назначение серпентинитового бетона, приготовленного на заполнителе на основе минерала серпентина Mg6(OH)8 [814О10], — смягчать спектр потока нейтронов за пределами реактора, повышая долю тепловых нейтронов в спектре, что необходимо для работы ионизационных камер (ИК) системы управления и защиты реактора.

Кроме того, СЗ выполняет функции радиацион-но-тепловой защиты, снижая потоки излучений на обычный тяжелый бетон биологической защиты.

Выбор серпентинита в качестве заполнителя бетона связан с высоким содержанием в нем водорода, стабильностью химического состава и свойств при повышенной температуре и радиационной стойкостью [2-6].

Охлаждение СЗ осуществляется воздухом системы вентиляции, проходящим снизу вверх по кольцевым зазорам, отделяющим СЗ с одной стороны от теплоизоляции корпуса реактора, а с другой — от бетона биологической защиты. Часть воздуха идет и по каналам ИК. Общий расход воздуха примерно 30 000 м3/ч. Расчетная температура воздуха на входе — 36 °С, на выходе из внутреннего зазора — около 54 °С, из наружного — менее 37 °С.

СЗ заменила защиту в виде воды в стальных баках, применявшуюся в ранних проектах АЭС и имевшую ряд недостатков. Переход на защиту из серпентинитового бетона стал возможен после выполненных

в 1965-1968 гг. специалистам МГСУ исследований его радиационной стойкости1, 2.

Конструкция СЗ была оформлена в виде 10 сегментных блоков из бетона в металлических кожухах (рис. 1), объединяемых на монтаже в толстостенный цилиндр, окружающий корпус реактора. Внутренний диаметр такой С3 — около 6 м, наружный — свыше 7 м, высота — около 3 м.

Рис. 1. Сегментный блок СЗ Fig. 1. Segment block dry shielding

1 Авторское свидетельство N° 553908 на изобретение. Шахта ядерного энергетического реактора / Г.И. Жолдак и др.; зарегистрировано 13.12.1976 г.

2 Авторское свидетельство N° 728429 на изобретение. Шахта корпуса ядерного реактора / Г.И. Жолдак и др.; зарегистрировано 21.12.1979 г.

< П

tT

iH О Г

0 w

t CO

1 z y i

J CD

U -

> i

n °

» 3

0 Ш

01

о n

CO CO

n NJ >6

• ) f

<D

0>

№ DO

" T

s □

(Л У

с о <D Ж

, ,

О О 10 10

сч N о о

N N

к ai и з

> (Л С И

ta со

«о щ

I!

<U О)

О %

(Л (Л

> 1 £ w

Si

О И

Достаточно простая геометрия кожуха облицовки позволяла даже при использовании малоподвижных бетонных смесей с невысоким расходом воды затворения добиваться качественной укладки и уплотнения смеси, избегая образования внутренних пустот. Не возникало проблем и с термообработкой (сушкой) бетона СЗ, что предписывалось инструкцией И.325-843 с целью стабилизации свойств в условиях эксплуатации. Таким образом, полностью исключалось образование водорода при облучении вследствие радиолиза свободной воды с опасностью его скопления в возможных внутренних полостях.

Конструкция успешно внедрена на десятках энергоблоков в нашей стране и за рубежом [7-11].

В конце 80-х годов институтом «Гидропресс» для новых реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами мощностью 1000 МВт конструкция СЗ была существенно изменена. Новая модификация, которая используется и сегодня, представляет собой металлический кольцевой цилиндрический бак с наружным диаметром 6,7 м и внутренним 5,6 м, состоящий из двух баков-ярусов. Высота нижнего 2 м, верхнего 3,3 м. Каждый из баков поставляется с завода в виде трех сегментов, которые на площадке объединяются в толстостенные цилиндры (рис. 2). Преимущество конструкции — в минимизации числа заводских элементов и в более высокой связности, что важно при строительстве в сейсмических условиях.

<л

(Л

Е О

DL° ^ с Ю О

S 1

о ЕЕ

СП ^ т- ^

Рис. 2. Монтаж СЗ в сборе

Fig. 2. Complete installation of dry shielding

3 Инструкция И.325-84. Приготовление и укладка серпен-тинитового и железосерпентинитового бетонов в конструкции биологической защиты. М., 1984.

К недостаткам решения можно отнести относительно небольшие размеры вырезов в верхних обечайках каждого бака кожуха (яруса), которые предназначены для подачи бетонной смеси. Большое число внутренних вертикальных и горизонтальных диафрагм существенно усложняет процесс бетонирования конструкции и повышает вероятность образования внутренних пустот, особенно в угловых зонах под верхними обечайками и горизонтальными диафрагмами. Металлический кожух перфорируют для удаления при термообработке свободной воды. Однако и в этом случае, если следовать предписаниям инструкции3, гарантированно добиться полного удаления свободной воды, как правило, не удается.

Можно выделить следующие основные операции, которые осуществляются при возведении СЗ:

1. Сборка из заводских сегментных блоков нижнего и верхнего цилиндрических баков на болтовых соединениях и сварке.

2. Подбор состава серпентинитового бетона.

3. Приготовление, подача, укладка с уплотнением серпентинитовой бетонной смеси в конструкцию нижнего бака. Выдержка 2-3 суток. Если последующая термообработка бетона осуществляется с внутренними стержневыми электронагревателями (стержни арматуры), то они устанавливаются до бетонирования.

4. Контроль качества бетонирования с использованием нейтронного влагомера. Исправление дефектов — внутренних пустот возможно только путем удаления части стенки бака с последующим заполнением дефекта бетоном и заваркой отверстия.

5. Выдержка в течение 2-3 суток и термообработка (сушка) бака с бетоном при температуре не ниже 150 °С для удаления свободной и капиллярной воды.

6. Контроль качества термообработки с помощью нейтронного влагомера. Исправление дефектов термообработки возможно лишь путем увеличения ее продолжительности и повышения до определенного предела температуры.

7. Установка (монтаж) верхнего бака на нижний бак с креплением к нему с помощью сварки по периметру.

8. Повторение операций 3-6 для верхнего бака.

9. Монтаж СЗ в составе двух баков, объединенных в единый блок, в шахту реактора (рис. 2).

Наиболее важными операциями технологии возведения СЗ, особенно ее последней двухбаковой модификации, считаются бетонирование и термообработка. Сложная конфигурация внутренних металлических перегородок баков создает предпосылки образования воздушных карманов в процессе бетонирования и, как следствие, опасности прострела излучения и затем искажений в показаниях ионизационных камер.

Стандартные методики термообработки до сих пор не разработаны. На практике используются следующие схемы:

1. Пропускание электрического тока по арматуре, расположенной в теле бетона с постепенным повышением силы тока и, соответственно, температуры в бетоне. Баки СЗ утепляются по наружной и внутренней поверхности.

2. Возведение вокруг баков СЗ (внутри и снаружи) кладки из огнеупорного теплоизоляционного кирпича с расположением на внутренних консолях кладки спиральных электронагревателей. Баки располагаются внутри крупного сборно-разборного тепляка со съемным покрытием. Тепляк, использованный, например, на Нововоронежской АЭС, имел размеры в плане 17 х 17 м. Технология обеспечивает достаточно равномерный прогрев СЗ по всему объему, однако связана с относительно большим расходом электроэнергии и достаточно высокими капиталовложениями.

3. Использование трубчатых электронагревателей (ТЭН), которые размещаются в каналах ионизационных камер, а также по высоте баков СЗ по наружным и внутренним поверхностям. Теплопотери минимизируются за счет теплоизоляции.

В зависимости от климатических условий и технологии термообработки вокруг баков предусматриваются ограждающие конструкции той или иной степени капитальности.

К недостаткам всех рассмотренных технологий можно отнести их относительно высокую стоимость, связанную с капиталовложениями и текущими затратами. По фактическим данным и нашим оценкам, общие затраты на энергоблок с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) мощностью 1000— 1200 МВт в зависимости от района строительства составляют от 70 до 100 млн руб. Продолжительность работ, включая подготовительный период, —до 5 мес.

Термообработка, контроль качества бетонирования и термообработки требуют привлечения организаций, в которых сегодня остро не хватает специалистов, имеющих достаточный опыт таких работ.

Использование нейтронного влагомера связано с необходимостью получения специальных разрешений, что неизбежно создает проблемы, особенно при возведении АЭС за рубежом.

Существующие технологии термообработки, фиксация поля температур в теле бетона не гарантируют удаление из бетона всей поровой и капиллярной воды. Судить о полном удалении воды из массива СЗ при ее термообработке на основании данных взвешивания относительно небольших образцов-свидетелей, по меньшей мере, не корректно, так как скорость высушивания открытого со всех сторон небольшого образца и массива серпентинитового бетона в стальном кожухе несоизмеримы. Данные нейтронного профилирования также представляют сомнительную ценность, поскольку температурный диапазон работы нейтронного влагомера находится в пределах 5-45 °С, а в процессе термообработки и сразу после ее завершения температура в зоне из-

мерений достигает 200-250 °С. Остывание до окружающей температуры происходит в течение 3-4 суток, после чего можно проводить замеры. Если будут обнаружены дефектные зоны, то возобновить прогрев с целью их удаления крайне сложно.

МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ

Исследовали существующие конструкции СЗ, технологию ее возведения, которая включает подбор состава бетона, приготовление и укладку смеси в металлоконструкцию, контроль качества с применением нейтронного влагомера и особенно термообработку, стандартизованное решение по которой отсутствует.

Авторы статьи считают процедуру контроля качества бетонирования и термообработки с использованием влагомера излишней.

Достаточно проконтролировать лабораторными методами подвижность (осадку конуса или растека-емость), вязкость и расслаиваемость бетонной смеси перед бетонированием.

РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

В настоящее время, по нашему мнению, можно кардинально изменить технологию устройства СЗ.

Целесообразно перейти на использование высокоподвижных бетонных смесей, вплоть до самоуплотняющихся, что позволит отказаться от виброуплотнения и обеспечит полное заполнение стальной опалубки блоков СЗ. Дополнительно необходимо скорректировать конструкцию стального кожуха, главным образом, путем перфорации (отверстия диаметром 10-20 мм) в проблемных зонах диафрагм.

Как вариант, возможно применение метода напорного бетонирования с подачей бетононасосом смеси в нижнюю часть кожуха и его заполнения восходящим потоком бетонной смеси, что гарантирует отсутствие непробетонированных участков.

Следует отказаться от использования в серпен-тинитовом бетоне устаревшей пластифицирующей добавки С-3 и перейти на современные гиперпластификаторы, снижающие расход воды в бетонной смеси еще на 20 %.

Для первого блока Белорусской АЭС Научно-исследовательским, проектно-конструкторским и технологическим институтом бетона и железобетона им. А. А. Гвоздева (НИИЖБ) были разработаны ТУ 5745-328-36554501-20154, согласно которым расход цемента и воды при использовании пластификатора С-3 составляют 430 и 220 кг/м3, а бетонная смесь имеет осадку конуса 10-15 см.

При переходе на современные гиперпластификаторы расход воды даже для самоуплотняющихся смесей снизится до 180-190 кг/м3. Примерно за два

< п

О Г и 3

0 м

=! СО

1 2 У 1

о со

и -

Г I

п °

2 3

о 2 О?

о п

СО

со

2 6 >6

1°

• ) [1

®

О)

4 ТУ 5745-328-36554501-2015. Бетон серпентинитовый для конструкций «сухой защиты» реактора АЭС-2006.

№ ОН

■ г

(Л □

(Я у

с о

® Ж

, ,

О О

10 10

года от момента бетонирования до начала эксплуатации АЭС около 25 % воды будет химически связано [12]. Свободной воды останется не более 70-90 кг/ м3.

Есть предложение по снижению содержания свободной воды путем введения в состав серпенти-нитового бетона извести [13, 14]. Однако такой подход требует дополнительных исследований. Он не исключает процессов термообработки и контроля качества. Кроме того, наличие извести приводит к сокращению срока схватывания бетонной смеси, что чревато опасностью образования внутренних пустот в процессе бетонирования. Исправлять такие дефекты крайне сложно.

По предварительным расчетам специалистов НИЦ «Курчатовский институт», интегральный выход водорода из серпентинитового бетона СЗ реактора ВВЭР-1200 объемом 23,7 м3 (от нижней границы активной зоны до фермы опорной) при содержании свободной воды 150 кг на 1 м3 бетона составит не более 1 • 10-4 дм3/с или 3,6 • 10-4 м3/ч. При расходе воздуха, омывающего СЗ по боковым сторонам и по каналам ИК (30 000 м3/ч), объемная концентра-

ция водорода в воздухе намного порядков меньше опасной — 4 % [15].

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ОБСУЖДЕНИЕ

Существующая технология возведения СЗ современных АЭС с реакторами ВВЭР мощностью 1000-1200 МВт связана со значительными материальными и трудовыми затратами, а также относительно большой продолжительностью. Работы по СЗ лежат на подкритическом пути сетевого графика, однако даже небольшая задержка может привести к появлению этих работ на критическом пути и к увеличению общей продолжительности строительства.

Предварительные оценки, проведенные авторами, позволяют исключить из процесса возведения этапы контроля качества с использованием нейтронного влагомера и этап термообработки. Технология возведения сведется к этапам бетонирования, объединения нижнего и верхнего баков СЗ в единый монтажный элемент и его монтаж в шахту реактора. При этом будет достигнуто заметное снижение сроков производства работ и их стоимости.

N N

О О

N N

К Ш

U 3

> (Л

с и

и со

<0 ф

Ф О)

о ё

ЛИТЕРАТУРА

<л

W

Е О

CL ° ^ с

ю °

S 1

о ЕЕ

О) ^

т- ^

(Л W

г

О И

1. Аршинов И.А., Васильев Г.А., Егоров Ю.А. и др. Серпентинит в защите ядерных реакторов / под ред. Ю.А. Егорова. М. : Атомиздат, 1972. 240 с.

2. Дубровский В.Б., Ибрагимов Ш.Ш., Кула-ковский М.Я., Пергаменщик Б.К. Влияние облучения нейтронами на бетоны и растворы // Доклад на II Всесоюзной конференции по защите реакторов. 1966.

3. Дубровский В.Б., Ибрагимов Ш.Ш., Ладыгин А.Я., Пергаменщик Б.К. Радиационная стойкость серпентинового бетона // Атомная энергия. 1968. Т. 25. № 6. С. 515.

4. Дубровский В.Б., Ибрагимов Ш.Ш., Перга-менщик Б.К. Радиационная стойкость некоторых защитных материалов // Вопросы физики защиты реакторов. 1969. № 3. С. 37-41.

5. Masoud M.A., Rashad A.M., Sakr K., Sha-hienM.G., Zayed A.M. Possibility of using different types of Egyptian serpentine as fine and coarse aggregates for concrete production // Materials and Structures. 2020. Vol. 53. Issue 4. DOI: 10.1617/s11527-020-01525-5

6. Aygun B. Neutron and gamma radiation shielding properties of high-temperature-resistant heavy concretes including chromite and wolframite // Journal of Radiation Research and Applied Sciences. 2019. Vol. 12. Issue 1. Pp. 352-359. DOI: 10.1080/16878507.2019.1672312

7. Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К. Опыт внедрения специальных гидратных бетонов при сооружении защиты на АЭС // Экспресс-информация. Серия: Строительство тепловых и атомных электро-

станций. М. : Информэнерго, 1977. № 7 (383). С. 13-19.

8. Жолдак Г.И. Материалы и конструкции сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Обзорная информация. М. : Информэнерго, 1984. 62 с.

9. Жолдак Г. И. Сухая защита энергетических реакторов // Сборник трудов МИСИ. Материалы и конструкции защит ядерных установок. Вып. 146: материалы и конструкции защит ядерных установок. М., 1977. С. 16-22.

10. Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Мухин Е.Н., Пятибратов Е.А. Возведение сухой защиты реактора ВВЭР-1000 // Строительные материалы, оборудование, технологии ХХ1 века. 2005. № 12. С. 58-60.

11. Жолдак Г.И., Мухин Е.Н., Лавданский П. А., Пергаменщик Б.К. Технологические особенности возведения конструкций сухой защиты реактора ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Теплоэнергетическое строительство и экологическая безопасность : сб. тр. М. : МГСУ, 2007. С. 11-14.

12. Невилль А.М. Свойства бетона. М. : Строй-издат, 1972. 344 с.

13. Esenov A., Pustovgar A., Lavdansky P. Radiation shield for PWR reactor // Documentation «Annual meeting on nuclear technology». CD-ROM. Germany, Berlin. 2013.

14. Пустовгар А.П., Лавданский П.А., Есе-нов А.В., Медведев В.В., Еремин А.В., Веденин А.Д. Влияние суперпластификаторов и оксида кальция на гидратацию цемента в серпентинитовом бетоне //

Интернет-вестник ВолгГАСУ. 2014. № 2 (33). С. 10. URL: http://vestnik.vgasu.ru/attachments/10Pustovgar LavdanskiiEsenovMedvedevEreminVeden in-2014_2(33).pdf

Поступила в редакцию 12 марта 2021 г. Принята в доработанном виде 13 апреля 2021 г. Одобрена для публикации 13 апреля 2021 г.

15. Егоров А.Л., Зарицкий С.М., Кабакчи С.А. Оценка скорости радиолиза воды в бетонной защите реактора ВВЭР-1200 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2021.

Об авторах: Валерий Анатольевич Дорф — кандидат технических наук, заместитель генерального директора; Институт «Оргэнергострой»; 115114, г. Москва, Дербеневская набережная, д. 7, стр. 10; (1огТуа@ ioes.ru;

Борис Климентьевич Пергаменщик — кандидат технических наук, доцент, профессор кафедры строительства объектов тепловой и атомной энергетики; Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет (НИУ МГСУ); 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26; [email protected].

REFERENCES

1. Arshinov I.A., Vasiliev G.A., Egorov Yu.A. et

al. Serpentinite in the protection of nuclear reactors / ed. Egorova Yu.A. Moscow, Atomizdat, 1972; 240. (rus.).

2. Dubrovsky V.B., Ibragimov Sh.Sh., Kula-kovsky M.Ya., Pergamenshik B.K. Influence of neutron irradiation on concrete and mortars. Report at the II AllUnion Conference on Reactor Protection. 1966. (rus.).

3. Dubrovsky V.B., Ibragimov Sh.Sh., Ladygin A.Ya., Pergamenshchik B.K. Radiation resistance of serpentine concrete. Atomic Energy. 1968; 25(6):515. (rus.).

4. Dubrovsky V.B., Ibragimov Sh.Sh., Pergamenshik B.K. Radiation resistance of some protective materials. Questions of physics of reactor protection. 1969. 3:37-41. (rus.).

5. Masoud M.A., Rashad A.M., Sakr K., Sha-hien M.G., Zayed A.M. Possibility of using different types of Egyptian serpentine as fine and coarse aggregates for concrete production. Materials and Structures. 2020; 53(4). DOI: 10.1617/s11527-020-01525-5

6. Aygun B. Neutron and gamma radiation shielding properties of high-temperature-resistant heavy concretes including chromite and wolframite. Journal of Radiation Research and Applied Sciences. 2019; 12(1):352-359. DOI: 10.1080/16878507.2019.1672312

7. Zholdak G.I., Pergamenshik B.K. Experience in the introduction of special hydrated concretes in the construction of protection at nuclear power plants. Expressinformation. Series: Construction of Thermal and Nuclear Power Plants. 1977; 7(383):13-19. (rus.).

8. Zholdak G.I. Materials and structures of the dry shielding of the VVER-1000 reactor. Survey information. Moscow, Informenergo, 1984; 62. (rus.).

9. Zholdak G.I. Dry shielding of power reactors.

Proceedings of the Moscow Institute of Steel and Alloys Materials and Structures of Shielding of Nuclear Installations. Issue 146: materials and structures for the protection of nuclear installations. Moscow, 1977; 16-22. (rus.).

10. Zholdak G.I., Lavdansky P.A., Mukhin E.N., Pyatibratov E.A. Construction of dry shielding for VVER-1000 reactor. Building Materials, Equipment, Technologies of theXXICentury. 2005; 12:58-60. (rus.).

11. Zholdak G.I., Mukhin E.N., Lavdansky P.A., Pergamenshchik B.K. Technological features of construction of dry shielding structures for VVER-1000 reactor. Questions of Atomic Science and Technology. Thermal power construction and environmental safety : collection ofworks. Moscow, MGSU, 2007; 11-14. (rus.).

12. Neville A.M. Properties of concrete. Moscow, Stroyizdat, 1972; 344. (rus.).

13. Esenov A., Pustovgar A., Lavdansky P. Radiation shield for PWR reactor. Documentation «Annual meeting on nuclear technology». CD-ROM. Germany, Berlin, 2013. (rus.)

14. Pustovgar A.P., Lavdanskii P.A., Esenov A.V., Medvedev V.V., Eremin A.V., Vedenin A.D. Influence of superplasticizer and calcium oxide on cement hydration in serpentine concrete. Internet Bulletin VolgGASU. 2014; 2(33):10. URL: http://vestnik.vgasu.ru/attachme nts/10PustovgarLavdanskiiEsenovMedvedevEreminVe denin-2014_2(33).pdf (rus.).

15. Egorov A.L., Zaritsky S.M., Kabakchi S.A. Estimation of the rate of water radiolysis in the concrete shield of a VVER-1200 reactor. Questions of Atomic Science and Technology. Series: Physics of Nuclear Reactors. 2021. (rus.).

< П

tT

iH

О Г s 2

0 м t со

1 » y i

J CO

U -

> I

n °

» 3

о »

oî

о n

CO CO

n M

» 6 >6

• ) i

<D

0>

№ DO

■ T

s У

с о

<D *

M 2

О О

10 10

B.A. flop&, 5.K. Пергаменм,ик

tv N o o

N N

H <D U 3 > in C M 2

to (0

i!

<D <D

o % —'

o | cm 5

Received March 12, 2021.

Adopted in revised form on April 13, 2021.

Approved for publication on April 13, 2021.

B i on o t e s : Valery A. Dorf — Candidate of Technical Sciences, deputy general director; Institute "Orgenergostroy"; 10, 7, Derbenevskaya emb., Moscow, 115114, Russian Federation; [email protected];

Boris K. Pergamenchik — Candidate of Technical Sciences, Associate Professor, Professor of Department of Construction of Thermal and Nuclear Power Facilities; Moscow State University of Civil Engineering (National Research University) (MGSU); 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; [email protected].

W

w

E o

£ °

LT> O

s 1

o EE

CD ^

M

w

■8 I

El

O (fl №