Новый композиционный материал для биологической защиты в ядерно-энергетическом комплексе

Размещено на http://www.allbest.ru/

Белгородский государственный технологический университет им. В.Г. Шухова

Новый композиционный материал для биологической защиты в ядерно-энергетическом комплексе

Смоликов А. А. канд. техн. наук, с. н. с.

Составной частью любой ядерной установки является биологическая защита [1]. Основное назначение биологической защиты реактора - замедление быстрых нейтронов и поглощение всех видов ионизирующего излучения как реактора, его технологическом оборудовании, так и в самой защите для обеспечения безопасных условий работы обслуживающего персонала. Сверхтяжёлый радиационнозащитный бетон используют как в монолитных, так и сборных элементах [2].

Ослабление потоков г-квантов и нейтронов происходит в результате взаимодействий с электронами атомов или ядрами материала защиты. Поглощающая способность излучений различного вида и энергий у различных материалов различна, следовательно, создание высокоэффективной биологической защиты возможно только при комплексном применении соответствующих высокоэффективных поглотителей ионизирующих излучений.

Ослабление потоков нейтронов происходит в результате замедления быстрых нейтронов и поглощения замедлившихся и медленных нейтронов.

Для увеличения вероятности захвата тепловых нейтронов без выхода жёсткого г-излучения желательно в бетон ввести бор или литий. Однако большинство доступных соединений бора растворимы в воде, и введение их в бетон вызывает отрицательные эффекты: замедляется твердение, снижается прочность.

Введение в состав бетонов карбида бора в количестве 1...5 масс. % не вызывает нежелательных последствий. Однако карбид бора, как и литий, - дорогостоящие материалы, поэтому использование их в бетоне ограничено. При монтаже толстых монолитных защит необязательно вводить бор в бетон.

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 энергии нейтрона на водороде в среднем теряется половина энергии нейтрона.

Процесс захвата тепловых и надтепловых нейтронов ядрами практически всех элементов сопровождается г-излучением. Желательно не применять в защите элементов, испускающих г-кванты высоких энергий и в большом количестве на один захват. Захватившее нейтрон ядро становится радиоактивным, поэтому желательно не применять элементы, образующие при захвате нейтронов долгоживущие изотопы, что сильно затрудняет ремонтные работы, связанные с демонтажом защиты. Все эти требования трудно реализуемы, поэтому целесообразно вводить в защиту элементы с высоким сечением захвата тепловых и надтепловых нейтронов, захват нейтронов которыми не сопровождается испусканием г-излучения.

В качестве дешёвого тяжёлого элемента в защите обычно применяют железо, которое обладает высокими защитными свойствами по отношению и к г-излу-чению, и к быстрым нейтронам, потому что имеет большое сечение неупругого рассеяния быстрых нейтронов. Но захват железом тепловых или надтепловых нейтронов сопровождается вторичным жёстким г-излучением. Присутствие бора в защите в значительной степени снижает выход этого захватного г-излучения.

г-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.

Многие из требований к материалу биологической защиты для обеспечения им высоких защитных свойств противоречивы. В природе нет материалов, удовлетворяющих сразу всем требованиям. Так, при применении в защите материала с высокой плотностью трудно обеспечить высокое содержание в защите лёгких элементов, особенно водорода. Применение водородсодержащих материалов не обеспечивает эффективного ослабления потоков г-квантов и быстрых нейтронов.

Итак, высокоэффективный материал защиты реактора должен иметь в своём составе тяжёлые элементы, водородсодержащие вещества, и, желательно, бор для уменьшения выхода захватного г-излучения. Все эти вещества могут быть применены в защите в виде чередующихся слоёв, но лучше в виде равномерной смеси. Радиационнозащитный бетон представляет собой именно такую равномерную смесь из элементов с различными массовыми числами: тяжёлые материалы вводятся в бетон или в виде тяжёлого (баритового) цемента, в виде руд, или в виде металлических заполнителей. Водородсодержащим компонентом в бетоне является вода, химически связанная затвердевшим цементом или входящая в состав заполнителей бетона. Серьезной трудностью эксплуатации бетонной защиты является обеспечение в её составе необходимой концентрации воды, поэтому этот вопрос заслуживает специального обсуждения.

Вопрос о необходимом количестве воды в бетоне рассматривался во многих работах. 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 биологической защите реактора работает при высоких 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 [3].

Рабочая температура защиты ядерных энергетических установок с водо - водяными реакторами 300 °С. Гидросиликаты цементного камня при этой температуре дегидратируются на 85±3 %, следовательно, с целью сохранения бетоном защитных свойств по отношению к тепловым нейтронам наполнители бетонов такой защиты должны при указанной температуре дегидратироваться в течение всего периода эксплуатации незначительно. При определении пригодности того или иного природного материала для применения в защите, кроме требования содержать определённое количество связанной воды, важна и доступность материала. Многие породы и минералы по своему химическому составу, интересные с точки зрения использования их в защите, были отклонены именно по причине малой распространённости. Среди широкодоступных природных минералов, содержащих более 10 % структурной воды, следует отметить гидробораты, каолинит, серпентин и брусит. Из этих минералов наиболее доступны каолинит и серпентин. Каолинит - высокодисперсный набухающий глинистый минерал. В количестве более 3 % заметно снижает прочность бетонов, в связи с чем, в соответствии с требованиями ГОСТа, его введение в бетон в больших количествах недопустимо. Серпентин, как и каолинит, - слоистый гидросиликат, но ненабухающий, благодаря чему он нашёл широкое применение в бетонах биологической защиты. С точки зрения использования в защите серпентин интересен тем, что он содержит 12-14 масс. % структурной воды и пригоден как высокотемпературный заполнитель бетона. Бетон на серпентинитовом заполнителе сохраняет свои защитные свойства в условиях длительной эксплуатации при температурах до 480 °С. Благодаря этому серпентинитовый бетон можно использовать в качестве эффективного материала в конструкциях биологической защиты ядерных энергетических установок без специального охлаждения.

Защитные свойства серпентинового бетона при нормальных температурных условиях не сильно отличаются от свойств обычного бетона, его преимущества выявляются при высоких температурах. Для повышения защитных качеств этого бетона в его состав вводят железо. У железосерпентинового бетона больше объёмная масса, он обладает повышенными защитными свойствами и сохраняет работоспособность при высоких температурах [4 и др.]. В блоках радиационной защиты сб. 11 реакторов РБМК применяется железобарийсерпентинитовый бетон плотностью 3700±100 кг/м³, марки 200, который приготовлялся из смеси барийсерпентинитового цемента с чугунным порошком путём затворения её с водой согласно инструкции НИКИЭТ И.325-74. В настоящее время этот материал не производится и возобновить его производство невозможно. Предстояло разработать ему замену. Выполненный обширный комплекс НИР по изучению различного вида железорудного сырья КМА при изготовлении материалов биологической защиты, позволил разработать способ и технологию производства композиционных радиационно-защитных бетонов для изготовления различных изделий для АЭС. Бетонные блоки различных размеров и формы можно изготавливать на типовых заводах железобетонных изделий, используя высокоалитовый портландцемент, магнетитовый железорудный концентрат и, ранее не применявшийся в бетонах биологической защиты реакторов, хризотил - волокнистую разновидность серпентина.

Основные физико-механические и защитные свойства товарного железо-магнетито-серпентинитового цементного бетона приведены в таблице:

Таблица 1

Технология нового, альтернативного железобарийсерпентиновому бетону, материала из Российского недефицитного сырья, по своим свойствам не уступающего ранее применявшемуся бетону, запатентована и начато его производство.

Список литературы

биологический защита поглотитель излучение

1. Биологическая защита ядерных реакторов. Справочник. Сокр. пер. с англ. Под ред. Ю.А. Егорова. - М.: Атомиздат, 1965. - 328 с.

2. Прошин А.П., Королёв Е.В., Болтышев С. А. Сверхтяжёлый бетон для защиты от радиации // Строительные материалы, оборудование, технологии 21 века. - 2003. - № 11. - С. 20-21.

3. Бетон в защите ядерных установок. Изд. 2. - М.: Атомиздат, 1973. - 319 с.

4. Радиационная защита на атомных электростанциях. - М.: Атомиздат., 1978. - 253 с.

Размещено на Allbest.ru