CC BY
60Смоликов А. А., канд. техн. наук, Белгородский государственный технологический университет им. В. Г. Шухова
СРАВНИТЕЛЬНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ БЕТОНОВ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
РЕАКТОР ОВ РБМК
smolikov@bsu.edu.ru
Даны сопоставительные расчётные и экспериментальные результаты радиационно-защитных характеристик используемого и нового бетонов радиационной защиты реакторов РБМК.
Ключевые слова: бетон биологической защиты реакторов на быстрых нейтронах, железо-барий-серпентиновый (ЖБС) бетон, железо-магнетито-серпентиновый (ЖМС) бетон, сравнение эксплутационных характеристик
Одним из основных вопросов при проектировании состава мелкозернистого композиционного сверхтяжёлого радиационнозащитного бетона является выбор его составляющих, обеспечивающих требуемую степень ослабления ионизирующих излучений, а также необходимую прочность и жаростойкость бетона [1]. Ранее применявшийся для реакторов РБМК железо-барий-серпентиновый (ЖБС) бетон из-за отсутствия баритового цемента снят с производства. Вместо него в БГТУ им. В. Г. Шухова на основе стандартного портландцемента, в который в качестве высокодисперсного тяжёлого наполнителя ввели магнетит, существенно повышающий плотность бетона, которая определяет радиационно-защитные свойства, разработан альтернативный железо-магнетито-серпентиновый (ЖМС) бетон [2]. Рассчитано соотношение компонентов бетона, при котором плотность бетона равна 4000 ± 100 кг/м, а содержание химически связанной при температуре эксплуатации 300 °С не менее 1 %.
Ниже приведены результаты сравнительных расчётов (в относительной нормировке без привязки к реальной мощности реактора РБМК) по ослаблению нейтронного и у-излучения реактора в ЖБС бетоне и новом ЖМС бетоне, термообработанном при 300 °С - температуре эксплуатации материала.
Для вариантных расчётов защитных характеристик и получения пространственно-энергетических распределений потоков нейтронов и у-квантов в рассматриваемых материалах были использованы композиции, состоящие из активной зоны реактора, конструкционных элементов реактора и отражателя, слоя серпентинитового бетона, толщиной 50 см, и слоя исследуемого защитного материала, толщиной 1 м. Расчёты проводились по программе АЫКК (ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1981), реализующей решение одномерного транспортного уравнения методом дискретных ординат с
учётом анизотропии рассеяния. Все данные использованы в относительной нормировке без привязки к реальной мощности реактора РБМК. Спектр нейтронов рассчитывался для 12-ти группового разбиения энергетического интервала. Спектр у-квантов имел 6-ти групповое разбиение. Для проведения сравнения защитных свойств материалов все расчётные варианты нормированы на одну и ту же мощность реактора.
По программе АЫКК в плоской геометрии в композициях с исследуемыми материалами были рассчитаны пространственно-энергетические распределения плотностей потоков нейтронов и у-квантов, а также распределения мощности дозы от нейтронов и у-квантов. Для сравнения ослабляющих свойств материалов были рассчитаны теоретические сечения выведения быстрых нейтронов и сечения выведения для ряда функционалов. Макроскопические сечения выведения Ев = 0,0855 см для ЖБС бетона и 2 = 0,0954 смдля ЖМС бетона. Длины релаксации быстрых нейтронов X = 11,70 см для ЖБС бетона и X = 10,49 см для ЖМС бетона (длины релаксации приведены, как обратные значения величинам сечений выведения). Результаты расчёта защитных характеристик указанных бетонов сведены в табл. 1.
Для тепловых нейтронов сечения выведения и длины релаксации определены для области установления стационарного состояния, когда кривая ослабления плотности потока выходит на экспоненту. В данном случае, это происходит, начиная с толщины ~ 30 см.
Сравнительные расчёты активации в ЖБС и ЖМС бетонах в рабочих условиях проводится в два этапа. На первом этапе определяется пространственно-энергетическое распределение плотности потоков тепловых и быстрых (Е > 1 МэВ) нейтронов, рассчитанные по программе А№8К, реализующей решение одномерного транспортного
Таблица 1
Результаты расчёта защитных характеристик ЖБС и ЖМС бетонов
Функционал Сечения выведения для функционалов Ев, см-1 Длины релаксации для функционалов X, см
ЖБС ЖМС ЖБС ЖМС
Плотность потока быстрых нейтронов (Е>2МэВ) 0,0997 0,0924 10,83 9,62
Плотность потока тепловых нейтронов (30-100 см) 0,0664 0,0703 14,22 12,56
Мощность дозы нейтронов 0,0754 0,0772 12,95 11,51
Мощность дозы у-излучения 0,1064 0,1081 9,25 8,94
уравнения методом дискретных ординат с учётом анизотропии рассеяния (для 12-ти группового разбиения энергетического интервала).
На втором этапе с помощью программы SAM (ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1985), позволяющей рассчитать наведённую активность материала и её радионуклидный состав, в зависимости от спектра активирующих нейтронов, режима облучения и времени выдержки, определяется удельная активность радионуклидов после облучения исследуемого материала. Расчёты активации выполнены для четырёх значений времени облучения: 1 год, 5, 10 и 30 лет и восьми значений времени выдержки после облучения: 0 ч (момент прекращения облучения), 0,5 ч, 1 ч, 6 ч, 1 сутки, 1 месяц, 1 год, 5 лет.
Расчёты наведённой активности материалов ЖМСЦБ и ЖБСЦК в составе блоков радиационной защиты сб. 11 реактора РБМК размером 25 * 25 * 60 см, в зависимости от длительности облучения и времени выдержки, и анализ радиационных факторов, обусловленных процессом активации, показали, что максимальная величина активности блока после 30 лет облучения составляет ~ 1,2-106 Бк сразу после извлечения и снижается до 2,3 • 105 Бк через 5 лет выдержки.
Для рассмотренных режимов облучения и выдержки основной вклад в наведённую активность исследуемых материалов даёт активация железа и содержащейся в нём примеси кобальта. При времени выдержки до 1 года заметный вклад дают примеси, которые могут быть в металлическом наполнителе, такие, как марганец, хром, никель, медь.
Сразу после извлечения после облучения в течение 30 лет среднее значение мощности дозы у-излучения вокруг блока у его поверхности меньше 12 мкЗв/ч; на расстоянии 1 м от блока в любом направлении величина мощности дозы не превышает 0,5 мкЗв/ч.
Согласно расчётам активация материала в нижней части блока значительно выше, чем в его верхней части, - различие составляет более двух порядков. Средняя величина удельной активности по объёму блока примерно в 20 раз меньше, чем максимальная в нижней части блока.
Для оценки степени радиоактивности облученных материалов можно сравнить их удельную активность с величинами минимально значимой удельной активности (МЗУА), регламентируемыми нормами НРБ-99. Для блока в целом величина средней удельной активности рассматриваемых материалов, как по отдельным радионуклидам, так и по их совокупности меньше критерия МЗУА, установленного нормами НРБ-99.
Изучение радиационнозащитных свойств бетонами выполнялось по методикам, разработанным в ФГУП НИКИЭТ, метрологически аттестованным в ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта РФ. Функции ослабления мощности дозы у-излучения и плотности потоков быстрых нейтронов измерены в условиях "барьерной" геометрии [3].
При определении ослабления у-излучения ЖМС бетоном использованы точечные источники у-излучения 137С8 (Еу = 661 кэВ) активностью Q = 2,1 109 Бк; и 60Со (Е11 = 1172 кэВ и Е1г = 1332 кэВ) активностью Q = 6,28 1 08 Бк. Для исключения вклада в показания детекторов рассеянного излучения при измерении мощности дозы у-излучения образцы защищали экранами из свинца толщиной 5 см. Ослабленное материалом у-излучение регистрировалось:
Сцинтилляционнъм у-дозиметром на основе органических водосодержащих кристаллов, в которые вводятся добавки, компенсирующие "ход с жёсткостью", т. е. они обеспечивают сцинтиллятору воздухоэквивалентноэффективный атомный номер, совпадающий с атомным номером воздуха Т-ф =
7,64.
Полупроводниковым Ое(Ц) у-спектрометром, используемым для определения функции ослабления плотности потоков у-излучения в условиях "узкой" геометрии с Ое(Ц) детектором (чувствительная площадь 140 мм2, энергетическое разрешение 2,7 кэВ для Е7 = 1332 кэВ). Данным у-спектрометром, входящим в состав низкофонового измерительного комплекса, было измерено уменьшение площади фотопиков полного поглощения за слоями исследуемого материала различной толщины.
Экспериментально установлено, что ослабление мощности дозы у-излучения источников Cs и Со в обоих образцах происходит по экспоненциальному закону. Экспериментальные значения функции Вдоз (г, Е), имеют вид: Вдоз (г, 661 кэВ) = ехр 0,104г; Вдоз (г, 1332 кэВ) = ехр 0,075г. Толщина слоя половинного ослабления мощности дозы у-излучения ЖМС бетоном для источника = 3,03±0,1 см, а для 60Со = 3,95±0,1 см.
Получены и отнормированы друг к другу (при нулевой толщине защиты) функции ослабления мощности дозы у-излучения в ЖМС бетоне и функции ослабления у-излучения источников и 60Со, (измерены в условиях "узкой" геометрии Ое(О) у-спектрометром по ослаблению у-излучения с Еу = 661 кэВ и Еу = 1332 кэВ).
Из функции ослабления у-излучения источников и 60Со для ЖМС бетона рассчитаны полные линейные коэффициенты ослабления у-излучения:
Цполн для
Е = 661 кэВ) = 0,347 см- и цполн для ( 60Со, Е = 1332 кэВ) = 0,24 см"1.
При определении ослабления быстрых и тепловых нейтронов ЖМС бетоном использован точечный Ри-Ве источник быстрых нейтронов активностью Q = 5,67 106 нейт/с. Для исключения вклада в показания детекторов рассеянного излучения при измерении плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов образцы защищали экранами из полиэтилена толщиной 8 см. Функции ослабления плотности потоков тепловых нейтронов были измерены в условиях, когда между Ри-Ве источником нейтронов и первым слоем исследуемого материала размещали полиэтиленовый замедлитель толщиной 8 см. Быстрые нейтроны Ри-Ве источника при прохождении этого замедлителя создавали на его наружной стороне источник тепловых нейтронов. Детектор на первых слоях регистрировал тепловые нейтроны от этого источника, а затем - тепловые нейтроны образо-
вавшиеся в материале при замедлении быстрых нейтронов. В процессе этих исследований детектор тепловых нейтронов устанавливался вплотную к исследуемому слою. Фактор геометрического ослабления тепловых нейтронов был принят в виде 1/г, где г -расстояние между Ри-Ве источником и детектором тепловых нейтронов.
Уровень нейтронов за образцом определяли:
Сцинтилляционным счётчиком быстрых нейтронов на основе кристалла ZnS(Ag), практически нечувствительного к у-излучению, а эффективность регистрации им быстрых нейтронов составляет ~14 %. При энергии от Еп от 1,5 МэВ до ~20,0 МэВ эффективность регистрации нейтронов счётчиком ZnS(Ag) практически не зависит от энергии нейтронов.
Сцинтилляционным счётчиком тепловых нейтронов на основе светосостава СФЛ 5-6 (смесь ZnS(Ag) и Ц), диспергированного в диске из оргстекла и притёртого к фотокатоду ФЭУ. Блок-схема аналогична блок-схеме счётчика быстрых нейтронов с ZnS(Ag), с единственным отличием в материале сцинтилляторов.
По экспериментально определённым функциям ослабления плотности потоков тепловых и быстрых нейтронов в материалах ЖМСЦБ-1 и ЖМСЦБ-2 установлено, что плотность потока быстрых нейтронов в обоих материалах уменьшается экспоненциально с длиной релаксации X = 10,6 ± 0,1 см.
Плотность потока тепловых нейтронов в первых слоях (~ до 12 см) защитных материалов изменяется более резко по сравнению с быстрыми нейтронами. При толщине защиты более 12 см ослабление плотности потока тепловых нейтронов происходит одинаково с быстрыми нейтронами с длиной релаксации Xt.il = 10,6 ± 0,1 см., т. е. в материале не происходит накопление тепловых и промежуточных нейтронов.
Естественная радиоактивность ЖМС бетона
В аппаратурном спектре (рис. 1) у-излучения ЖМС бетона, зафиксированы практически все радионуклиды уран-ториевого ряда и 40К. Измеренные значения естественной активности 226Иа, 232ТЪ и 40К для ЖМС бетона значительно меньше допустимых значений для строительных материалов, разрешённых к применению в строительстве, (в Бк/кг): 226Иа = (7,0±30 %), 232ТЪ = (6,3±30 %), 40К = (60,0±15 %).
68 1342 2003
Рис. 1. Аппаратурный у-спектр ЖМС бетона
Согласно санитарным нормам для жилищного строительства могут применяться материалы (1 класс), с суммарной естественной активностью 226Иа, 232ТЪ и 40К, равной:
Ла + 1,3 А-а, + 0,09 Ак < 370 Бк/кг, где А^, Атъ, Ак, - активность 226Иа, 232ТЬ и 40К в материале, Бк/кг.
Для ЖМС бетона это соотношение равно:
7 + 1,3 ■ 6,3 + 0,09 ■ 60 = 20,6 << 370 (Бк/кг) Таким образом, ЖМС бетон по естественной активности не представляет никакой радиационной опасности, что позволяет применять его без каких-либо ограничений.
Выполненные сравнительные расчетные исследования защитных свойств показали, что ЖМС бетон по основным защитным характеристикам превосходит ЖБС бетон. Более высокие защитные свойства по отношению к нейтронному излучению обусловлены тем, что плотность ЖМС бетона больше и в нём содержится больше связанной воды.
Лабораторные и промышленные испытания ЖМС бетона [4, 5] полностью подтвердили его высокие защитные свойства, полученные расчётным путём. По всем технико-экономическим показателям (себестоимость, технологичность, прочность, защитная эффективность и др.) материал превосходит ранее разработанный ЖБС бетон. При замене на Курской АЭС защитных блоков на настиле плиты реактора РБМК из бетона ЖБС на
блоки из бетона ЖМС позволило улучшить условия труда обслуживающего персонала, мощность дозы нейтронов снижается в 1,5-2 раза.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Козлов, В.Ф. Радиационная безопасность ядерных критических сборок / В. Ф. Козлов, Г. В. Шишкин - М.: Атомиздат, 1969. - 178 с.
2. Смоликов, АА. Новый бетон для реакторов РБМК / А. А. Смоликов // Новые научные направления строительного материаловедения / Материалы докладов Академических чтений РААСН, посвящённых 75-летию Ю. М. Баженова. Ч. 1. - Белгород: БГТУ, 2005. -С. 134-140.
3. Бахметьев, А.М. и др. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ / А. М. Бахметьев и др. - М.: Энергоатомиздат, 1988. - 135 с.
4. Смоликов, А.А. Новый радиационно-защитный материал для биологической защиты в ядерно-энергетическом комплексе / А. А. Смоликов // Достижения, проблемы и направления развития теории и практики строительного материаловедения. / Десятые академические чтения РААСН. - Пенза: изд. Казанского ГАСУ, 2006. - С. 363-365.
5. Смоликов, А.А. К проблеме технологии композиционных бетонов специального назначения / А. А. Смоликов // Достижения, проблемы и направления развития теории и практики строительного материаловедения. / Десятые академические чтения РААСН. - Казань: изд. Казанского ГАСУ, 2006. - С. 366-367.
