Управление старением бетонных конструкций АЭС Текст научной статьи по специальности «Технологии материалов»

УДК 631.039 DOI 10.46920/2409-5516_2023_8186_70 EDN: LGXWUE

Управление старением бетонных конструкций АЭС

Control of aging of concrete structures of nuclear power plants

Андрей ПУСТОВГАР

Научный руководитель НИИ строительных материалов и технологий, НИУ МГСУ; с. н. с. ИМАШ РАН, к. т. н. Е-1г^1: PustovgarAP@mgsu.ru

Владимир ПОТАПОВ Заместитель директора ВНИИАЭС-НТП, директор отделения управления ресурсом АЭС, АО «ВНИИАЭС» Е-1г^1: vvpotapov@vniiaes.ru

Andrey PUSTOVGAR

Ph.D., Scientific Supervisor of the Research Institute of Building Materials and Technologies, NRU MGSU; IMASH RAN

E-mail: PustovgarAP@mgsu.ru Vladimir POTAPOV

Deputy Director of VNIIAES-NTP Director of the NPP Resource Management Department, JSC «VNIIAES»

E-mail: vvpotapov@vniiaes.ru

Алексей АДАМЦЕВИЧ

Старший научный сотрудник НИИ

строительных материалов и технологий,

НИУ МГСУ к. т. н.

Е-1г^1: AdamtsevichAO@mgsu.ru

Aleksey ADAMTSEVICH Ph.D., Senior Researcher, Research Institute of Building Materials and Technologies, NRU MGSU E-mail: AdamtsevichAO@mgsu.ru

<

Владимир ИЛЬИН

Заместитель руководителя департамента -начальник отдела, АО «ВНИИАЭС» E-mail: vailin@vniiaes.ru

Vladimir ILYIN

Deputy Head of Department -Head of Department, JSC «VNIIAES» E-mail: vailin@vniiaes.ru

о

СЦ <

Любовь АДАМЦЕВИЧ

Доцент кафедры ИСТАС, НИУ МГСУ к. т. н.

E-mail: AdamtsevichLA@mgsu.ru

Lyubov ADAMTSEVICH

Ph.D., Associate Professor of the Department of

ISTAS, NRU MGSU

E-mail: AdamtsevichLA@mgsu.ru

Аннотация. Объектом исследования являются образцы бетона, используемые при возведении ж/б конструкций ядерного острова АЭС с ВВЭР-1000, а основная цель работы заключается в исследовании свойств бетонов для формирования прогноза ресурса, оценки изменения прочностных, физических и структурных характеристик бетона ж\б конструкций, при воздействии различных сочетаний эксплуатационных факторов. Статья посвящена вопросам формирования научно-технического обоснования разработки моделей прогнозирования старения бетона на проектный и запроектный сроки эксплуатации железобетонных конструкций ядерного острова АЭС с ВВЭР 1000. Ключевые слова: атомная энергетика, эксплуатация АЭС, модульное старение, дефекты бетона.

Abstract. The object of the study is concrete samples used in the construction of reinforced concrete structures of the nuclear island of nuclear power plants with VVER-1000, and the main purpose of the work is to study the properties of concrete to form a resource forecast, assess changes in the strength, physical and structural characteristics of concrete of reinforced concrete structures, with various combinations of operational factors. The article is devoted to the formation of a scientific and technical justification for the development of models for predicting the aging of concrete for the design and beyond design life of reinforced concrete structures of the nuclear island of nuclear power plants with VVER-1000. Keywords: nuclear power, NPP operation, modular aging, concrete defects.

//

С ростом температуры увеличивается интенсивность деградации механических и деформационных свойств и характеристик проницаемости бетона

Введение

В настоящее время в мире насчитывается свыше 190 атомных станций, на которых расположено 438 энергоблоков. Спроектировано по российским проектам с во-до-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). и находится на этапе эксплуатации свыше 50 АЭС.

Основным строительным материалом строительных конструкций ядерного

острова АЭС является бетон, в этой связи актуальной становится задача определения особенностей старения и деградации бетона в разных режимах эксплуатации.

При этом несмотря на то, что свойства бетона при эксплуатации объектов промышленно-гражданского назначения являются значительно изученными, необходимо учитывать, что бетоны ряда конструкций ядерного острова эксплуатируются в условиях специфических воздействий, которые присутствуют только на объектах использования атомной энергии, например нейтронное излучение и повышенные температуры. В этой связи актуальным становится вопрос исследования аспектов, касающихся оценки и обоснования остаточного ресурса бетона ж/б конструкций, с учетом данных специфических воздействий.

Важным является и необходимость в сборе статистической информации о влиянии добавок и рецептур на старение бетона, собранной в период эксплуатации блоков, для обоснования возможности продления срока их эксплуатации, в соответствии с СТО 1.1.1.02.009.1548 «Обоснование срока службы строительных конструкций зданий и сооружений атомных станций». Кроме того, необходимо учитывать требования МАГАТЭ «Управление старением бетонных конструкций на атомных станциях».

<

О

СЦ <

<

о

СЦ <

Объектом исследования являются образцы бетона, используемые при возведении ж/б конструкций ядерного острова АЭС с ВВЭР-1000, а основная цель работы заключается в исследовании свойств бетонов для формирования прогноза ресурса, оценки изменения прочностных, физических и структурных характеристик бетона ж\б конструкций, при воздействии различных сочетаний эксплуатационных факторов.

Полученные данные позволят сформировать научно-техническое обоснование разработки моделей прогнозирования старения бетона на проектный и запроектный сроки эксплуатации железобетонных конструкций ядерного острова АЭС с ВВЭР 1000.

Нужно учитывать, что бетоны ряда конструкций ядерного острова эксплуатируются в условиях специфических воздействий, которые присутствуют только на объектах использования атомной энергии

Материалы и методы исследования

Для проведения исследования для каждого состава бетона были изготовлены образцы, отвечающие требованиям ГОСТ 10180-2012 «Бетоны. Методы определения прочности по контрольным образцам».

Исследование проводилось с использованием материально-технической базы Научно-исследовательского института строительных материалов и технологий НИУ МГСУ

Вопросам продления сроков эксплуатации строительных конструкций ядерного острова АЭС посвящено значительное количество публикаций и научно-исследовательских работ [1-4]. При этом проведённые авторами [5-14] исследования позволили сформировать вывод о том, что механизм радиационного изменения бетонов практически не связан с образованием в результате возникновения радиационных дефектов в кристаллической структуре минералов материала. При этом важнейшим процессом, протекающим под действием радиации, является процесс локального разогрева вещества в термических пиках, в которых температура кратковременно повышается на несколько сот градусов в результате протекания смещения атомов и поэтому происходят локальные термиче-

Наименование показателя, ед. изм.

Значение показателя

Срок эксплуатации бетонных конструкций, лет

Соответствующая температура изотермического прогрева для старения бетона до указанного возраста, °С

Таблица 1. Температуры изотермического прогрева для старения образцов бетона

30 100

60 130

100 250

ские изменения. В таком случае, механизм воздействия радиации на бетон имеет одну природу с механизмом влияния на материал его нагревания без облучения.

В этой связи в рамках представленного исследования научно-техническая гипотеза заключается в предположении о возможности ускорения процесса старения бетона за счет применения специального режима циклических температурных воздействий.

Опираясь на научно-исследовательские работы [15-25], для моделирования старения образцов бетона, проводится изотермический прогрев образцов в течении 30 суток и установлены температурно-влажностные режимы, соответствующие нормальным условиям эксплуатации бетонных конструкций АЭС. Температуры изотермического прогрева для старения образцов бетона приведены в таблице 1.

Время равномерного подъема температуры до указанных в таблице значений рассчитывается исходя из максимальной скорости нагрева - 5 °С/мин.

При этом для каждого указанного возраста изготовлена своя серия образцов, а контрольными брались образцы, соста-

ренные до возраста 28 суток. В рамках статьи представлены средние значения контролируемых параметров.

Результаты

Для проведения модельного старения, имитирующего различные сроки эксплуатации, температуру и радиационное воздействие исследованы образцы бетона класса В30, применяемого при возведении железобетонных конструкций ядерного острова АЭС с реактором типа ВВЭР. Результаты физико-механических испытаний бетона на прочность при сжатии образцов-кубов В30 после выдерживания при t 160°С в течение 30, 60, 100 модельных лет представлены в таблице 2. В таблице 3 представлены результаты испытаний образцов на сжатие. Средние значения результатов экспериментов для определения прочности при сжатии по п. 7 ГОСТ 10180-2012 с учетом оценки соответствия по ГОСТ 18105-2018 представлены в таблице 3. На рис. 1 представлены образцы до испытаний, на рис. 2 - образец в испытательной машине до и после испытания.

о

I-

<

Таблица 2. Результаты испытаний на прочность при сжатии образцов-кубов с классом по прочности В30 после выдерживания при ! 100 °С, ! 130 °С, ! 250 °С в течение 30, 60, 100 модельных лет

Наименование образцов Средняя плотность образца кг/м3 Средняя плотность партии кг/м3 Размеры образцов, мм Средняя прочность на сжатие отдельных образцов R, МПа Прочность на сжатие в партии образцов Rm, МПа

В30-100-0 2333 2333 100х100х100 47 47,6

В30-100-30 2295 2295 100х100х100 55,7 56,7

В30-100-60 2276 2277 100х100х100 59,1 59,4

В30-100-100 2298 2298 100х100х100 60,5 62,9

В30-130-0 2333 2333 100х100х100 47,1 47,6

В30-130-30 2282 2282 100х100х100 51,3 53

В30-130-60 2256 2256 100х100х100 56,2 58,7

В30-250-0 2333 2333 100х100х100 47,1 47,6

В30-250-60 2248 2248 100х100х100 48,6 48,7

В30-250-100 2226 2226 100х100х100 54 54

Таблица 3. Результаты испытаний образцов с классом по прочности В30 на сжатие

Маркировка Разрушающая Среднее значение:

образца па| ^у-зка (кН) Призменная прочность (МПа) Модуль упругости при сжатии (МПа) Коэффициент Пуассона при сжатии

30/14 442,7 45,4 37830 0,18

о

I-

<

Рис. 2. Образец в испытательной машине до и после испытания

Рис. 3. Нагрузка - продольная/поперечная деформация

■ Продольная деформация ■ Поперечная деформация

Исследование микроструктуры образцов бетона

Исследование микроструктуры образцов бетона осуществлялось с использованием растрового электронного микроскопа. В качестве образцов использовались сколы бетона. Образцы исследовались до начала термического нагружения, после чего погружались в камеры, моделирующую различные температурные режимы (100 °С, 130 °С, 160 °С и 250 °С) и вновь исследовались через 30, 60 и 100 циклов модельного старения.

Результаты по каждому виду исследуемых образцов бетона представлены в виде графических снимков. Снимки подписаны в формате Х-У-Т А, В, где:

X - класс бетона;

Y - температура модельного старения;

Z - число циклов модельного старения;

А - номер образца в серии;

В-увеличение, при котором производилась съемка.

Отсутствие значений У и Т означает, что на снимке представлен контрольный образец до начала модельного старения. Результаты исследования для образцов из бетона класса В30 представлены на рис. 4.

Исследование образцов методом качественного рентгенофазового анализа

Для уточнения изменения структуры цементного камня при воздействии повышенных температур были проведены исследования методом качественного рент-генофазового анализа (РФА). Для чистоты эксперимента все испытания на различных сроках модельного старения проводились

о <

Рис. 4. Результаты исследования для образцов из бетона класса В30

В30 обр.1, ув.х100 В30-100-30 обр.1, ув.х100 В30-100-60 обр.1, ув.х100 В30-100-100 обр.1, ув.х100

ВЗО обр.1, ув.х200 ВЗО-100-30 обр.1, ув.х200 ВЗО-100-60 обр.1, ув.х200 В30-100-100 обр.1, ув.х200

о

I-

<

<

о

СЦ <

B3O обр.1, ув.х6448

B3O-1OO-6O обр.1, ув.2500

B3O-1OO-6O обр.1, ув.5000

В30 обр.1, ув.х1500

B3O обр.1, yB.x25OO

B3O-1OO-3O обр.1, yB.68O3

о

I-

<

Рис. 4. (окончание) Результаты исследования для образцов из бетона класса В30

Таблица 4. Результаты фазового анализа образца В30 (обр. 1), при температуре 100 °С

Содержание, %

Фазы заполнителя Фазы вяжущего Продукты гидратации

т е л я, и н е р а т с о Кварц Кальцит Доломит Альбит Биотит Микроклин т и л А Белит Четырехкальциевый алюмоферрит Ангидрит Портландит Эттрингит МГСАК а з а ф я а н

ог н ь л е д о м к о р о

сГ "со о о га о о™ о га о о™ о ет о" "со < га с? х о а ^ & о СО 'ф' и_ о" "со < со о™ со сГ и_ о* о" со га о сэ о о < ф о о га СО О га т о 3 О™!4 о <¿2 т <3 ф р о м А

0 46,7 7,7 2,2 6,9 3,6 7,8 4,6 4,4 2,3 0,8 4,3 0,7 0 8

30 48,6 8,3 0,5 8,9 3,9 8,9 3,5 3,4 2,3 0,9 3 0 0,5 7,3

60 48,9 9,3 0,1 9,6 2,7 9,3 3,2 3,2 2,2 0,9 2,9 0 0,8 6,9

100 45,8 13,7 0,1 10 2,9 9,5 3,1 3 1,6 1,2 2,5 0 0,8 5,8

о

I-

<

В30 1.гаш В30 1 30 уеагэ.гаш В30 1 60 уеагэ.гаш В30 1 100 уеагэ.гаш

Рис. 5. Сравнительная дифрактограмма образца В30 при 100 °С

на одних и тех же образцах, отобранных из стандартного образца бетона кубической формы с длиной ребра 100 мм отдельно под каждый температурный режим модельного старения и выдерживаемых в климатических камерах вместе с образцами бетона в стеклянных бюксах. Проведение исследований методом РФА на одних и тех же образцах в разные сроки модельного старения важно для обеспечения идентичности состава образцов сравнения и исключения влияния факторов вероятностного характера при постановке эксперимента.

Результаты фазового анализа показали, что в образцах, выдержанных при модельных 30 циклах с температурой 100 °С отмечается количественное и качественное изменение фазового состава. Количественные изменения характеризуется снижением содержания портландита за счет взаимодействия с СО2 воздуха и увеличением содержания карбоната кальция, а также полным переходом эттрингита в МГСАК и снижением аморфной фазы вследствие частичного их обезвоживания. Следует отметить продолжение гидратации клинкерных минералов C3S и C2S, при сохранении содержания С4АР

Рис. 6. Зарегистрированная дифрактограмма образца В30, 0 лет при 100 °С

Рис. 7. Зарегистрированная дифрактограмма образца В30, 30 лет при 100 °С

о

I-

<

Рис. 8. Зарегистрированная дифрактограмма образца В30, 60 лет при 100 °С

<

о

СЦ <

Рис. 9. Зарегистрированная дифрактограмма образца В30, 100 лет при 100 °С

о

i-

<

<

о

СЦ <

Для образцов выдержанных при модельных 60 циклах с температурой 100 °С продолжается количественное изменение фазового состава, без качественных изменений, в части снижения содержания портландита, за счет взаимодействия с СО2 воздуха и увеличения карбоната кальция, а также участия портландита в образовании МГСАК. Отмечено дальнейшее снижение содержания аморфной фазы вследствие частичного их обезвоживания и существенное замедление гидратации клинкерных минералов C3S и C2S на фоне гидратации С4АЕ что способствует росту содержания МГСАК.

С увеличением до 100 модельных циклов с температурой 1000 °С продолжается количественное снижение в образцах содержания фаз портландита и аморфной фазы при увеличении фаз карбоната кальция и МГСАК. Отмечена практически полная остановка процессов гидратации клинкерных минералов С3Б, С2Б на фоне продолжающейся гидратации С4ДЕ

Результаты исследования изменения фазового состава хорошо согласуются с микроструктурным анализом, с увеличением количества модельных циклов наблюдается рост степени разуплотнения микроструктуры образцов бетона.

Портландит Источник: wikiwand.com

Рост дефектов микроструктуры, обусловленный изменением количественного и качественного фазового состава образцов в результате воздействия температурных модельных циклов существенно снижает физико-механические характеристики, модуль упругости, а также во-

Использованные источники

Потапов В. В., Логинов А. М., Ильин В. А, Коломиец В. Г., Пустовгар А. П. Определение ресурсных характеристик защитной оболочки как одна из задач управления жизненным циклом АЭС с ВВЭР-1000 // Атомная энергия. Т. 119. № 6, 2015. С. 308-310.

Потапов В. В., Логинов А. М., Ильин В. А. и др. Обследование, оценка технического состояния и срока службы элементов защитной оболочки (круговой консоли полярного крана и бассейна выдержки отработанного топлива) энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС // Энергетическая стратегия. № 3(45), 2014. С. 30.

Потапов В. В., Ильин В. А, Гошко А. И. Аварии и инциденты как инструмент поиска мест и причин отказов защитных оболочек на АЭС мира // Научно-технический журнал «Контроль. Диагностика». № 11(257), 2019. С. 14-19. Потапов В. В., Логинов А. М., Ильин В. А. и др. Управление ресурсными характеристиками элементов АЭС// М.: Инновационное машиностроение, 2015. Кореневский В. В. Влияние облучения на бетоны и их составляющие: Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 1974. Дубровский В. Б., Лавданский П. А, Пергаменщик Б. К., Соловьев В. Н. Радиационная стойкость материалов: Справочник // Москва: Атомиздат, 1973. Дубровский В. Б. Радиационная стойкость строительных

материалов // Москва: Стройиздат, 1977.

8. Дубровский В. Б., Кореневский В. В., Пергаменцик Б. К., Сугак Е. Б., Музалевский Л. П. Радиационно стойкие бетоны для защиты реакторов // Радиационная безопасность и защита АЭС. № 4, 1980. С. 240.

9. Дубровский В. Б., Денисов А. В., Кореневский В. В., Музалевский Л. П., Сугак Е. Б. Влияние реакторного излучения на бетон // Радиационная безопасность и защита АЭС. № 9, 1985. С. 237-242.

10. Пустовгар А. П., Лавданский П. А, Журавлев А. В., Есенов

A. В., Медведев В. В., Веденин А. Д. Тепловыделение гидратации цемента серпентинитового бетона // Научно-технический вестник Поволжья. № 5, 2014. С. 285-287.

11. Medvedev V., Pustovgar A. Influence of Chemical Additives on Radiation Stability of Concrete - Theoretical Basis and Evaluation Method // Applied Mechanics and Materials, № 725-726, 2015. pp. 377-382.

12. Веселкин А. П. Исследование защитных свойств бетонов разных составов // Вопросы физики защиты реакторов. Москва: Атомиздат, 1974. С. 230.

13. Денисов А. В., Медведев В. В., Пустовгар А. П., Соловьев

B. Н. Результаты оценки радиационной стойкости цементного камня с добавками наиболее перспективными для применения в бетонах с целью ускорения производства бетонных работ при строительстве атомных станций:

донепроницаемость и сопротивление воздухопроницаемости исследованных образцов.

Выводы

Полученные результаты физико-механических и деформационных характеристик свидетельствуют о том, что с ростом температуры и продолжительности модельных циклов при воздействии на бетон увеличивается интенсивность деградации физико-механических, деформационных свойств и характеристик проницаемости бетона.

Результаты исследования микроструктуры и минералогического состава бетона показали увеличение дефектов микроструктуры образцов с ростом продолжительности циклических температурных воздействий. Изменение количественного и качественного фазового состава отмечено при 30 модельных циклах с температурой 100 °С, для 60 и 10 модельных циклов с температурой 100 °С качественные изменения фазового состава отсутствуют, при этом количественные изменения обусловлены сокращением количества порт-ландита и аморфной части и ростом содержания ГСАК и карбоната кальция. Данные

Необходимо проводить сбор статистической информации о влиянии добавок и рецептур на старение бетона в период эксплуатации блоков для обоснования возможности продления срока их эксплуатации

факты указывают на рост микродефектов и ускорение процессов карбонизации, что способствует снижению проектных характеристик бетона, ускорению коррозии арматуры железобетонных конструкций и негативно отражается на долговечности бетона.

Результаты проведенных исследований показали, что температурные воздействия, в том числе, возникающие при воздействии радиационного излучения, необходимо учитывать при разработке программ управления старением блоков АЭС, подверженных воздействию повышенных температур и/ или радиации.

о

I-

<

Материалы Международного семинара «XXI Russian-Polish-Slovak seminar «Theoretical Foundation of Civil Engineering». Архангельск, 2012.

14. Samarin, Use of Concrete as a Biological Shield from Ionising Radiation // Energy and Environmental Engineering. № 1(2), 2013. С. 90-97.

15. Ершов В. Ю. Радиационная стойкость портландцемент-ного камня с химическими и минеральными добавками: Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 1992.

16. Медведев В. В. Повышение радиационной стойкости бетонов за счет применения эффективных суперпластификаторов: Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 2015.

17. Есенов А. В. Эффективный серпентинитовый бетон «сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР: Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 2014.

18. Дубровский В. Б., Лавданский П. А, Пергаменщик Б. К., Соловьев В. Н. Радиационная стойкость материалов: Справочник // Москва: Атомиздат, 1973.

19. Дубровский В. Б. Радиационная стойкость строительных материалов. Москва: Стройиздат, 1977.

20. Дубровский В. Б., Кореневский В. В., Пергаменцик Б. К., Сугак Е. Б., Музалевский Л. П. Радиационно стойкие бетоны

для защиты реакторов // Радиационная безопасность и защита АЭС. № 4, 1980. С. 240.

21. Музалевский Л. П. Прогнозирование степени изменения прочности и радиационных деформаций бетона // Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тбилиси, 1985.

22. Дубровский В. Б., Денисов А. В., Музалевский Л. П., Сугак Е. Б. Результаты оценки радиационных изменений бетонов на различных заполнителях для выбора бетонов радиационной защиты // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Атомно-водородная энергетика и технология». № 1, 1988. С. 76-79.

23. Денисов А. В., Дубровский В. Б., Музалевский Л. П. Закономерности и расчетные значения радиационных изменений бетонов на различных заполнителях // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Проектирование и строительство». № 3, 1990. С. 68-72.

24. Виноградов Б. Н., Дубровский В. Б., Сугак Е. Б. Фазовый состав и структура облученного портландцементного камня // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Проектирование и строительство». № 2(7), 1980. С. 34-39.

25. Поспелов В. П., Миренков А. Ф., Покровский С. Г. Бетоны радиационной защиты атомных электростанций (разработка, исследования, внедрение). Москва: ООО «Август Борг», 2006. С. 652.

<

О

СЦ <