CC BY
27jea2@rambler.ru Колесников Д. А,. канд. техн. наук,
Белгородский государственный университет Смоликов А. А., канд. техн. наук, Белгородский государственный технологический университет им. В. Г. Шухова
ВЫСОКОПРОЧНЫЙ НАНОКОМПОЗИТ ДЛЯ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
РБМК
Описаны свойства нового, более эффективного, сверхтяжёлого железо-магнетито-сер-пентинового бетона для ядерно-энергетического комплекса.
Неотъемлемой частью любой ядерно-энергетической установки является биологическая защита реактора [1], от качества которой зависит радиационная безопасность обслуживающего персонала [2]. По условиям эксплуатации АЭС и ЯЭУ в качестве материала биологической защиты реакторов в настоящее время используют преимущественно тяжёлые бетоны различного состава с высокой поглощающей способностью гамма- и нейтронного излучения широкого спектра энергий и возможностью длительной эксплуатации при температурах 270 300 С [3, 4]. Поглощающая способность излучений различного вида и энергий у различных материалов различна, следовательно, создание высокоэффективной биологической защиты возможно только при применении соответствующих высокоэффективных поглотителей ионизирующих излучений [5].
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 активной зоне реактора; у-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов; у-излучение, возникающее при захвате тепловых и над-тепловых 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. Известно, что большие дозы у-облуче-ния практически не влияют на прочность материала.
Ослабление потоков нейтронов происходит в результате замедления быстрых нейтронов и поглощения замедлившихся или медленных нейтронов. Сечения упругого рассеяния нейтронов высоких энергий (Е > 1 МэВ) элементами с малым атомным номером (следовательно, и их замедляющая способность) малы. Если ввести в защиту элементы со средним и высоким атомным номером, например железо, барий и др., то в результате процессов неупругого рассеяния быстрые нейтроны будут уменьшать свою энергию до таких значений, при которых сечение упругого рассеяния нейтронов велико, т. е. для эффективного ослабления потоков быстрых нейтронов защита должна содержать материалы с высокой
плотностью. После замедления нейтронов до тепловых энергий они с большой вероятностью поглощаются как ядрами водорода, так и ядрами средних и тяжёлых элементов [6]. Поскольку тепловые и замедленные быстрые нейтроны очень эффективно поглощаются водородом, предпочтение отдаётся наполнителям бетона, содержащим высокотемпературную кристаллохимичес-кую воду в большом количестве [7], среди которых следует выделить минералы группы серпентина (содержание воды, начинающей выделяться при температурах более 500°С, - 12,5 14 %). Серпентины широко распространены и добываются в больших количествах. Себестоимость их сравнительно невысока, доставка возможна всеми видами транспорта.
Процесс захвата тепловых и надтепловых нейтронов ядрами практически всех элементов сопровождается образованием у-излучения, поэтому желательно не применять в защите элементов, испускающих у-кванты высоких энергий и в большом количестве на один захват. Целесообразно вводить в защиту элементы с высоким сечением захвата тепловых и надтепловых нейтронов, захват нейтронов, которыми не сопровождается испусканием у-излучения. В качестве дешёвого тяжелого элемента в защите обычно 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. Однако у железа есть нежелательное свойство: при захвате тепловых или надтепловых нейтронов испускаются вторичные у-кванты с высокой энергией [8].
В биологической защите реакторной зоны ядерных энергоблоков АЭС с РБМК применяется железобарий-серпентиновый бетон серии ЖБСЦК (далее ЖБС). Для уменьшения интенсивности флуктуации защитных свойств целесообразно создание композитов с минимальной величиной анизотропии их свойств, что регулируется дисперсностью наполнителя. Бетонная смесь (ТУ 95-1257-84) изготавливалась помолом чугунной стружки с серпентином (лизардитом) и бариевым клинкером. В конце 90-х гг. прошлого века производство бариевого клинкера в нашей стране было прекращено. Выпуск бетона упомяну-
2009, № 1
Вестник БГТУим. В. Г. Шухова
той серии оказался невозможным не только для строительства новых энергоблоков или модернизация существующих, но и для их ремонта. Потребовалось создание новых (альтернативных) материалов эксплуатирующихся без потери значительного количества химически связанной воды при температурах до 300 °С.
Целью работы явилось получение тяжёлого более эффективного, чем ЖБС, бетона, который разработан в БГТУ им. В. Г. Шухова, по техническому заданию института «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля».
Технические характеристики материала ЖБС
Объёмная масса бетона ЖБС после сушки при температуре 100^-120 °С составляет3800± 100 кг/м3. Механическая прочность на сжатие изделий в возрасте 28 суток - не менее 20 МПа. Рабочая температура -270 - 300°С. При этой температуре отсутствуют химически и биологически опасные выделения из материала. В бетоне сохраняется не менее 1 масс. % кристаллизационной воды, которая обеспечивает высокие защитные свойства бетона по отношению к нейтронному излучению при указанной температуре.
- Хорошая адгезия бетона с железными конструкциями блоков.
- Материал должен эксплуатироваться без железной опалубки.
- Срок службы не менее 30 лет.
В основу технологических решений при разработке альтернативного радиационнозащитного бетона положен принцип непревышения действующих нормативов по внешнему и внутреннему облучению персонала и населения, и содержанию вредных химических веществ в объектах окружающей среды при нормальной эксплуатации, отказах и в течение всего времени эксплуатации реакторов РБМК. После тщательного анализа требуемых свойств минералов группы серпентина предложено вместо серпентинового минерала пластинчатой структуры -лизардита использовать другой серпентиновый минерал
- хризотил (того же химического состава). На основе же-лезосерпентиновых композиций разработан новый состав безусадочного, радиационнозащитного тяжёлого бетона серии ЖМСЦБ (железомагнетитосерпентиновый бетон
- далее ЖМС бетон) на портландцементом связующем, утяжелённом железорудным концентратом. Прочность на сжатие у серийных изделий заводского изготовления в 2 - 3 раза больше, чем у аналога.
Изготовление смесей, тяжелых радиационно-защит-ных бетонов, и изделий из них может быть организовано в условиях производства любого завода ЖБИ, или на промышленных полигонах РСУ, с использованием стандартного оборудования.
Бетоны, полученные из смеси ЖМС, имеют следующие основные характеристики:
- Температура эксплуатации - до 300°С.
- Объёмная масса свежеуложенного ЖМС бетона составляет 4400 4600 кг/м3.
- Плотность высушенного при 110°С бетона - 4000 ± 100 кг/м3,
- Предел прочности при изгибе - 7 10 МПа,
- Прочность при сжатии после 1 сут. твердения
(1 ) - 10 13 МПа
4 сж-7
- Прочность при сжатии после 3 сут. твердения
(3 ч^Я ) - 24 34 МПа
сж
- Прочность при сжатии после 28 сут. твердения
(28 сутЯсж) - 45 +- 60 МПа - это при неполной распушке агрегатов волокон хризотила, а при распушке хризотила до моноволокон:
- Прочность при сжатии после 28 сут. твердения
(28 ^Я ) - 90 100 МПа,
сж
- Количество химически связанной воды при 300°С -1 2 масс. % ,
- В процессе изготовления бетона, подготовительных работ и в процессе эксплуатации изделий не происходит выделение вредных веществ.
Рис. 1. Вид поЛированноуо участка поверхности скоЛа ЖМС бетона
Рис. 2. Структура матрицы ЖМС бетона
- Энергоёмкость, а, следовательно, и себестоимость ЖМС бетона ниже, чем ЖБС, что весьма существенно для промышленного применения.
Термографические исследования, выполненные с помощью дериватографа модели ОД-102 венгерской фирмы МОМ, показали, что матрица ЖМС бетона содержит 30 % структурной воды. Потеря этой воды при 300°C составляет 10 %. Это обеспечивает содержание связанной воды в ЖМС бетоне в количестве 2 масс. % при плотности бетона 4000 кг/м3.
Рентгенофазовый анализ, выполненный с помощью рентгеновского спектрометра ДРОН-3М, показал, что матрица представлена преимущественно высокоосновными гидроферритами кальция теплостойкость которых выше, чем у эттрингита, - они сохраняют до 60-70% связанной воды при их нагревании до 300°C. Содержание Ca(OH)2 не более 2%.
На рис. 1 представлена типичная картина полированной поверхности бетона. На микрофотографии, выполненной с помощью оптического микроскопа фирмы Полам (модель Р-312) с цифровой видеокамерой с последующей обработкой сигнала в системе анализа изображения "Видеотест", видно наличие включения зёрен магнетита в цементной матрице. Оптические исследования (увеличение до 200х) контрольных и выдержанных 48 час при 300°C образцов показали, что структура бетона плотная, без видимых трещин.
На электронно-микроскопической фотографии скола матрицы ЖМС бетона, выполненной с помощью ионно-электронного микроскопа Quanta200 3D фирмы FEI, представленной на рис. 2, видно, что она состоит из волокон длиной до 2 мкм при диаметре не более 100 нм, которые, как известно, являются армирующим компонентом композиционных материалов. Таким образом, ЖМС бетон является не только армированным хризотилом, но и самоармированным композиционным материалом.
Исследования защитных свойств материала ЖБС, используемого для изготовления блоков сб. 11 РБМК, и разработанного нами альтернативного материала ЖМСЦБ показали, что величины длин релаксаций для функционалов нейтронного и у-излучений составляют:
- для материала ЖБСЦК:
' (доза) = 9,2 см; L^ (б. н.) = 10,8 см;
К (доза) = 13,0 см;
- для материала ЖМСЦБ:
' (доза) = 8,6.. .8,9 см. L^ (б. н.) = 8,8.. .9,4 см,
К (доза) = 10,0.11,5 см;
Из полученных данных видно, что защитные свойства материала ЖМС по отношению к у-излучению лучше, чем у ЖБС, а по отношению к нейтронному излучению заметно превосходят материал ЖБС, что связано с более, чем в ЖБС, высоким содержанием связанной воды в ЖМС. Длина релаксации быстрых нейтронов и мощности дозы нейтронов в материале ЖМС на 10-20 % меньше, чем в ЖБС. Поэтому, при замене блоков сб. 11 на настиле плиты реактора РБМК из смеси ЖБС на блоки из материала ЖМС, мощность дозы нейтронов снижается в 1,5-2 раза, т. е. приводит к улучше-
нию радиационной обстановки над реактором.
- Себестоимость ЖМС бетона за счёт использовании местного недефицитного сырья и более простой технологии изготовления бетонной смеси ниже, чем ЖБС, что весьма существенно для промышленного применения;
Итак, в результате выполненных исследований разработан новый эффективный радиационно-защитный ЖМС бетон на основе стандартного товарного портландцемента и железорудного сырья, который может использоваться взамен ранее применявшегося ЖБС, сохраняющий до 70% связанной (структурной) воды при нагревании до 300°С, отвечающий жёстким требованиям по условиям эксплуатации к защитным бетонам, не уступающий, а по ряду эк-сплутационных показателей и превосходящий ЖБС.
В процессе изготовления бетона, подготовительных работ и в процессе эксплуатации изделий не происходит выделение вредных веществ.
Физико-химическими методами: дериватографичес-ким, рентгенофазовым, оптической и электронной микроскопии установлено активное влияние заполнителя из железорудного сырья КМА на процессы структурооб-разования в контактной зоне и на фазовый состав цементного камня.
Разработана в БГТУ им. В. Г. Шухова и утверждёна концерном «Росэнергоатом» нормативно-технологическая документация на ЖМС в соответствии с существующими нормами и правилами радиационной безопасности.
При выполнении работы (контроль дисперсности хризотила) использовано оборудование центра коллективного пользовании БелГУ (госконтракт02.552.11.7017 ФЦК).
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Биологическая защита ядерных реакторов: Справочник. / Сокр. пер. с англ. Под ред. Ю. А. Егорова, - М. Атомиздат, 1965. - 328 с.
2. В. Ф. Козлов. Радиационная безопасность ядерных критических сборок // В. Ф.Козлов, Г. В. Шишкин. - М.: Атомиздат, 1969. - 178 с.
3. В. И. Павленко. Гибридные радиационно-защитные композиции / Павленко В. И., Смоликов А. А., Ястребинский Р. Н., Дегтярёв С. В., Воронов Д. В. // Бетон и железобетон в 3 тысячелетии. / Материалы 3 междунар. науч.-практ. конф. Т. 2. - Ростов н/Д: 2004. - С. 466-471.
4. Л. Р. Кимель. Защита от ионизирующих излучений / Ки-мель Л. Р., Машкович В. П. Справочник. - М.: Атомиздат, 1972. - 312 с.
5. В. И. Павленко. Радиационно-защитный бетон для биологической защиты ядерных реакторов / Павленко В. И., Ястребинский Р. Н., Смоликов А. А., Дегтярёв С. В., Воронов Д. В. // - М.: Перспективные материалы. ИМЕТ РАН. 2006. № 2. С. 47-50.
6. Бронштейн И. Э. Радиационная безопасность персонала атомных электростанций / И. Э. Бронштейн. - Л.: Атомиздат, 1988. - 77 с.
7. А. А. Смоликов. Неоднородный теплостойкий радиацион-нозащитный материал // Наука и технологии Смоликов А. А., Павленко В. И., Воронов Д. В. // Тез. докл. XXVII Рос-сийск. школы. - Миасс: МСНТ, 2007. - С. 25
8. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций (СП-АЭС-88/93) - М.: Энергоатомиз-дат, 1993. - 37 с.
