Бетон серпентинитовый состав 2 инструкция и 325 84

Обновлено: 01.05.2024

"СУХАЯ" ЗАЩИТА РЕАКТОРА / АКТИВНАЯ ЗОНА / НЕЙТРОНЫ / СЕРПЕНТИНИТОВЫЙ БЕТОН / НЕЙТРОН-НЕЙТРОННЫЙ КАРОТАЖ / ГАММА-ГАММА-КАРОТАЖ / "DRY" PROTECTION / ACTIVE ZONE OF REACTOR / NEUTRONS / SERPENTINITE CONCRETE / NEUTRON-NEUTRON LOGGING / GAMMA-GAMMA-RAY LOGGING

Аннотация научной статьи по строительству и архитектуре, автор научной работы — Бушуев Николай Иванович, Введенская Анна Сергеевна

Предмет исследования: «сухая» защита (СЗ) служит для снижения потоков излучений активной зоны реактора и уменьшения тепловыделений для нормальной эксплуатации биологической защиты. Она обеспечивает требуемые условия эксплуатации аппаратуры контроля нейтронного потока, являясь элементом нормальной эксплуатации атомной электростанции. Цели: равномерность распределения плотности и влажности бетона СЗ необходимые условия успешной работы атомной электростанции. Контроль изготовления СЗ осуществляется в два этапа. Первый этап после бетонирования и набора прочности бетона; второй этап после термообработки. Термообработка необходима для стабилизации физико-технических характеристик в объеме СЗ, являясь наиболее дорогой и ответственной операцией. Материалы и методы исследований: для СЗ применяется серпентинитовый бетон . При повышенных температурах он сохраняет до 15 % химически связанной воды, содержащей водород, необходимый для снижения потоков быстрых и промежуточных нейтронов . Приводятся требования к укладке бетона в металлическую облицовку. Определение плотности и влажности осуществляется каротажной аппаратурой с записью результатов измерений. Зонд каротажа используется для одновременной регистрации рассеянного гамма-излучения ( гамма-гамма-каротаж ГГК) для определения плотности бетона и вторичного рассеянного потока быстрых и промежуточных нейтронов , в основном на атомах водорода, ( нейтрон-нейтронный каротаж ННК) для определения влажности бетона. Результаты: обработку результатов измерений проводили в соответствии с правилами определения и методами расчета статистических характеристик по выборочным данным. Коэффициент вариации между всеми проходками блоков СЗ ГГК до термообработки равен 12,37 %, после термообработки 9,5 %, а ННК соответственно 3,42 и 3,04 %. Выводы: приведенные результаты показывают, что СЗ Белорусской АЭС после термообработки удовлетворяет требованиям однородности как по плотности, так и по влажности.

QUALITY CONTROL OF CONSTRUCTING “DRY” PROTECTION OF BELARUSIAN NPP

Research subject: “dry” protection serves to lower the radiation flow of nuclear reactor core and reduce radiation heat to assure normal operation of biological protection. It guarantees desired operating conditions of neutron flux control equipment by being the element of normal use of the nuclear facility’s system. Goals: uniform distribution of concrete’s density and moisture percentage in “dry” containment shell are requisite conditions for nuclear facility’s successful operation. Control of “dry” protection’s production is performed in two stages. First stage after concrete’s pouring and concrete strength development. The second one after the heat treatment. Heat treatment is required for stabilization of physicotechnical characteristics in the volume of “dry” containment shell by being the most expensive and important operation. Materials and research methods: serpentinite concrete is used for “dry” containment shell. At elevated temperatures it saves up to 15 % of chemically bound water which contains hydrogen necessary for lowering fast and intermediate neutron fluxes. Requirements for concrete laying in metal formwork are given. Density and moisture determination was carried out by logging equipment with measurement data recording. Logging probe is used for simultaneous recording of scattered gamma rays (gamma-gamma logging GGL) to determinate concrete’s density and of secondary scattered fast and intermediate neutron flux, mainly on hydrogen’s atoms ( neutron-neutron logging NNL), to determinate concrete’s moisture. Results: processing of the measurement results was carried out in accordance with the rules of determination and methods of calculating the statistical characteristics from the sample data. The coefficient of variation between all passages of blocks of “dry” protection of GGL before heat treatment is equal to 12.37 %, after heat treatment 9.5 %, and NNL 3.42 % and 3.04 % respectively. Conclusions: the above results show that the “dry” protection of the Belarusian NPP after heat treatment satisfies the requirements of uniformity both in density and humidity.

Текст научной работы на тему «Контроль качества сооружения «Сухой» защиты Белорусской АЭС»

УДК 69.05 DOI: 10.22227/1997-0935.2017.9.954-961

КОНТРОЛЬ КАЧЕСТВА СООРУЖЕНИЯ «СУХОЙ» ЗАЩИТЫ БЕЛОРУССКОЙ АЭС1

Н.И. Бушуев, А.С. Введенская*

Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет

(НИУМГСУ), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26; *Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и технологический институт бетона и железобетона им. А.А.Гвоздева (НИИЖБ), 109428, г. Москва, 2-я Институтская ул., д. 6, корп. 5

АННОТАцИЯ. Предмет исследования: «сухая» защита (СЗ) служит для снижения потоков излучений активной зоны реактора и уменьшения тепловыделений для нормальной эксплуатации биологической защиты. Она обеспечивает требуемые условия эксплуатации аппаратуры контроля нейтронного потока, являясь элементом нормальной эксплуатации атомной электростанции.

цели: равномерность распределения плотности и влажности бетона СЗ — необходимые условия успешной работы атомной электростанции. Контроль изготовления СЗ осуществляется в два этапа. Первый этап — после бетонирования и набора прочности бетона; второй этап — после термообработки. Термообработка необходима для стабилизации физико-технических характеристик в объеме СЗ, являясь наиболее дорогой и ответственной операцией. Материалы и методы исследований: для СЗ применяется серпентинитовый бетон. При повышенных температурах он сохраняет до 15 % химически связанной воды, содержащей водород, необходимый для снижения потоков быстрых и промежуточных нейтронов. Приводятся требования к укладке бетона в металлическую облицовку. Определение плотности и влажности осуществляется каротажной аппаратурой с записью результатов измерений. Зонд каротажа используется для одновременной регистрации рассеянного гамма-излучения (гамма-гамма-каротаж — ГГК) для определения плотности бетона и вторичного рассеянного потока быстрых и промежуточных нейтронов, в основном на атомах водорода, (нейтрон-нейтронный каротаж — ННК) для определения влажности бетона. Результаты: обработку результатов измерений проводили в соответствии с правилами определения и методами расчета статистических характеристик по выборочным данным.

Коэффициент вариации между всеми проходками блоков СЗ ГГК до термообработки равен 12,37 %, после термообработки — 9,5 %, а ННК — соответственно 3,42 и 3,04 %.

Выводы: приведенные результаты показывают, что СЗ Белорусской АЭС после термообработки удовлетворяет требованиям однородности как по плотности, так и по влажности.

КЛЮчЕВыЕ СЛОВА: «сухая» защита реактора, активная зона, нейтроны, серпентинитовый бетон, нейтрон-нейтронный каротаж, гамма-гамма-каротаж

ДЛЯ цИТИРОВАНИЯ: Бушуев Н.И., Введенская А.С. Контроль качества сооружения «сухой» защиты Белорусской АЭС // Вестник МГСУ. 2017. Т. 12. Вып. 9 (108). С. 954-961.

QUALITY CONTROL OF CONSTRUCTING "DRY" PROTECTION

OF BELARUSIAN NPP

N.I. Bushuev, A.S. Vvedenskaya*

Moscow State Civil Engineering University (National Research Laboratory) (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse,

0 Moscow, 129337, Russian Federation;

* Research, Design and Technological Institute of Concrete and Reinforced Concrete named after. A.A. Gvozdev (NIIZhB), 6/5 2nd Institutskaya str., Moscow, 109428, Russian Federation

ABSTRACT. Research subject: "dry" protection serves to lower the radiation flow of nuclear reactor core and reduce radiation heat to assure normal operation of biological protection. It guarantees desired operating conditions of neutron flux control equipment by being the element of normal use of the nuclear facility's system.

Goals: uniform distribution of concrete's density and moisture percentage in "dry" containment shell are requisite conditions for nuclear facility's successful operation. Control of "dry" protection's production is performed in two stages. First stage — after concrete's pouring and concrete strength development. The second one — after the heat treatment. Heat treatment is required for stabilization of physicotechnical characteristics in the volume of "dry" containment shell by being the most expensive and important operation.

Materials and research methods: serpentinite concrete is used for "dry" containment shell. At elevated temperatures it ^ saves up to 15 % of chemically bound water which contains hydrogen necessary for lowering fast and intermediate neutron

1 fluxes. Requirements for concrete laying in metal formwork are given. H

® 1 Авторы выражают сердечную благодарность сотрудникам НИУ МГСУ за ценные замечания при подготовке статьи и сотрудникам НИИЖБа им. А.А. Гвоздева за помощь при проведении экспериментов.

954 © Н.И. Бушуев, А.С. Введенская

Density and moisture determination was carried out by logging equipment with measurement data recording. Logging probe is used for simultaneous recording of scattered gamma rays (gamma-gamma logging — GGL) to determinate concrete's density and of secondary scattered fast and intermediate neutron flux, mainly on hydrogen's atoms (neutron-neutron logging — NNL), to determinate concrete's moisture.

Results: processing of the measurement results was carried out in accordance with the rules of determination and methods of calculating the statistical characteristics from the sample data.

The coefficient of variation between all passages of blocks of "dry" protection of GGL before heat treatment is equal to 12.37 %, after heat treatment — 9.5 %, and NNL — 3.42 % and 3.04 % respectively.

Conclusions: the above results show that the "dry" protection of the Belarusian NPP after heat treatment satisfies the requirements of uniformity both in density and humidity.

KEY WORDS: "dry" protection, active zone of reactor, neutrons, serpentinite concrete, neutron-neutron logging, gamma-gamma-ray logging

FOR CITATION: Bushuev N.I., Vvedenskaya A.S. Kontrol' kachestva sooruzheniya «sukhoy» zashchity Belorusskoy AES [Quality Control of the "Dry" Protection of the Belarusian NPP]. Vestnik MGSU [Proceedings of Moscow State University of Civil Engineering]. 2017, vol. 12, issue 9 (108), pp. 954-961.

Радиационная безопасность персонала АЭС и окружающей среды является ключевой проблемой, решение которой возложено на атомную энергетику. Здание реакторной установки Белорусской АЭС (здание 10 ША) относится к I категории ответственности за радиационную и ядерную безопасность2 и I категории сейсмостойкости3.

Для снижения потоков нейтронов и тепловыделений в районе активной зоны реактора применяется «сухая» защита (СЗ). Она также обеспечивает требуемые условия эксплуатации аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП). СЗ входит в состав оборудования шахты реактора и является элементом нормальной эксплуатации атомной электростанции. По влиянию на безопасность АЭС СЗ относятся к классу 3Н4 .

2 ПиН АЭ-5.6-86. Нормы строительного проектирования АС с реакторами различного типа.

3 НП-031-01. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций.

4 НП-001-97, ПНАЭ Г-01-011-97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97).

Аналогами СЗ были конструкции в виде стального кольцевого бака, залитого водой 4, а позднее — наполненного серпентинитом (отсюда и название). В серпентинитовом бетоне при повышенных температурах сохраняется до 12.. .15 % химически связанной воды. Водород воды обеспечивает замедление быстрых и промежуточных нейтронов до энергии тепловых нейтронов, регистрируемых ионизационными камерами (ИК) 7.

В России и за рубежом СЗ возведена или возводится более чем на 50 энергоблоках. В настоящее время СЗ изготавливается в двух вариантах. Первый вариант: СЗ собирается из 10 металлических блоков. Каждый блок — это отдельная металлическая конструкция, заполненная армированным серпенти-нитовым бетоном. Блоки собираются в кольцевую конструкцию вокруг активной зоны реактора [5]. Бетонирование, проведение термообработки, измерение объемной массы и влажности бетона блоков СЗ выполняется на стенде.

По второму варианту СЗ собирается из двух металлических кольцевых корпусов, также запол-

"СУХАЯ" ЗАЩИТА / "DRY" SHIELD / ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА / IONIZATION CHAMBER / БЫСТРЫЕ НЕЙТРОНЫ / FAST NEUTRONS / ТЕПЛОВЫЕ НЕЙТРОНЫ / THERMAL NEUTRONS / РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА / СЕРПЕНТИНИТОВЫЙ БЕТОН / SERPENTINE CONCRETE / ТЕРМООБРАБОТКА / THERMAL TREATMENT / ХИМИЧЕСКИ-СВЯЗАННАЯ ВОДА / CHEMICALLY-BOUND WATER / НЕЙТРОННОЕ ПРОФИЛИРОВАНИЕ / NEUTRON INSPECTION / ПЛУТОНИЙ-БЕРИЛЛИЕВЫЙ ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ / PLUTONIUM-BERYLLIUM NEUTRON SOURCE / REACTOR INSTALLATION

Аннотация научной статьи по строительству и архитектуре, автор научной работы — Жолдак Георгий Иванович, Пергаменщик Борис Климентьевич, Лавданский Павел Александрович, Есенов Амра Владимирович

В статье рассмотрена конструкция «сухой» защиты реактора ВВЭР, история её разработки и особенности технологии возведения.

«DRY» SHIELD OF REACTOR VVER-1000

The article discusses the construction of "dry" shield of reactor VVER, the history of its development and technology features.

Текст научной работы на тему «Сухая защита реактора ВВЭР-1000»

СУХАЯ ЗАЩИТА РЕАКТОРА ВВЭР-1000 «DRY» SHIELD OF REACTOR VVER-1000

Г .И. Жолдак|, Б.К. Пергаменщик, П.А. Лавданский, А.В. Есенов

G.I. Zholdakl, B.K. Pergamenshchik, P.A. Lavdansky, A.V. Esenov

The article discusses the construction of "dry" shield of reactor VVER, the history of its development and technology features.

«Сухая» защита (C3) окружает корпус ядерного реактора и представляет собой толстостенную цилиндрическую самонесущую стальную конструкцию, заполненную серпентинитовым бетоном. Она выполняет функции радиационно-теплового экрана и обеспечивает условия устойчивой работы ионизационных камер (ИК), используемых для проведения оперативного и периодического контроля за изменением мощности реактора 4.

В реакторах ВВЭР первого поколения в качестве радиационно-теплового экрана применялась конструкция в виде кольцевого цилиндрического стального бака заполненного водой. Водород обеспечивает замедление быстрых нейтронов, формируя необходимую плотность потока тепловых нейтронов, регистрируемых ИК.

К недостаткам водяных баков можно отнести опасность образования течи, что на некоторых установках имело место, и необходимость сложных ремонтных работ в условиях высокого радиационного фона.

В начале 70-х годов преподавателями и сотрудниками МИСИ им. В.В. Куйбышева совместно со специалистами института «Гидропресс» - разработчиками реакторной установки - было внесено предложение заменить водяной бак на защиту из серпентинитового бетона (авторское свидетельство № 553908, 13 декабря 1976 г. «Шахта ядерного энергетического реактора», среди авторов Дубровский В.Б, Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К.)

В качестве мелкого и крупного заполнителя такого бетона на портландцементе используется горная порода метаморфического происхождения серпентинит, основу которой составляет минерал серпентин - Mg6(OH)8Si4O10 3.

Характерным свойством данного заполнителя является сохранение в нем кристаллизационной воды, до 15%, при повышенных температурах, до 450°С. Наличие легких ядер водорода позволяет формировать поток тепловых нейтронов, который, как было сказано выше, необходим для контроля мощности реактора.

К недостаткам серпентинита можно отнести небольшую подвижность получаемой бетонной смеси. Поэтому для улучшения ее удобоукладываемости в состав бетона вводится суперпластификатор С-3 [7].

Первая конструкция СЗ была запроектирована и возведена при непосредственном участии специалистов МИСИ (Жолдак Г.И. и др.) на первом энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 (Нововоронежская АЭС). Она была выполнена в виде толстостенной конструкции объемом около 40 м3 при толщине стенки 70 см с облицовкой из стального листа. Бетон укладывался в металлический бак «сухой» защиты непосредственно в шахте реактора, что потребовало значительных трудозатрат (свыше 1500 чел-дн) при большой продолжительности работ (около 2,5 мес) [3].

В связи с этим в МИСИ была разработана сборная конструкция СЗ (Жолдак Г.И, Аверченко В.П., Левочкин С.И. и др.), состоящая из 10 геометрически идентичных блоков из серпентинитового армированного бетона с облицовкой из стального листа. Внутренний диаметр С3 - 5810 мм, наружный - 7260 мм, высота - 3100 мм. Чертежи металлоконструкций и методика бетонирования были внесены в состав проекта АЭС и в дальнейшем использовались на нескольких десятках энергоблоков как в России, так и за рубежом. На факультете ТЭС было организовано несколько рабочих групп, под руководством и непосредственном участии которых осуществлялись все работы, связанные с возведением СЗ на площадках строительства целого ряда АЭС, среди которых Запорожская, Балаковская, Южно-Украинская, «Темелин», «Норд», «Козлодуй» и многие другие.

В конце 80-х годов институтом «Гидропресс» для новых реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами была изменена конструкция СЗ. Новая модификация, которая используется и сегодня, представляет собой металлический кольцевой цилиндрический бак с наружным диаметром 6710 мм и внутренним - 5560 мм, состоящий из двух ярусов-секций. Высота нижней - 3095 мм, верхней - 2200 мм. Каждая секция поставляется в виде трех сегментов, которые на площадке объединяются в цилиндры. Ее преимущество заключается в минимизации числа заводских элементов и в более высокой связности конструкции, что особенно важно при высоких динамических воздействиях, сопровождающих землетрясения. К недостаткам указанного решения можно отнести относительно небольшие размеры вырезов верхней обечайки, предназначенных для подачи бетонной смеси и наличие большого числа внутренних вертикальных и горизонтальных диафрагм, что заметно усложняет процесс бетонирования конструкции и повышает вероятность образования каверн и пустот, особенно в угловых зонах.

Важнейшей операцией в процессе сооружения СЗ является ее термообработка. Из серпентинитового бетона после его укладки должна быть удалена свободная и поровая вода, для чего бетон должен быть нагрет до температуры более 110-115°С и выдержан необходимое время. В период эксплуатации, особенно в некоторых аварийных ситуациях возможно повышение температуры до 100-150°С с интенсивным выделением воды и образованием пара. При контакте с металлом пар в условиях воздействия радиационных потоков может привести к образованию водорода, который в смеси с воздухом или кислородом взрывоопасен.

Специалистами МИСИ-МГСУ предложен и реализован на целом ряде АЭС один из наиболее эффективных методов термообработки СЗ. На этапе подготовки к бетонированию в конструкции размещаются стержневые электронагреватели из арматурной стали, через которые затем пропускается постоянный электрический ток. При данной схеме максимальные значения температур образуются в центральной зоне СЗ, падая к периферии, что в наибольшей степени соответствует температурным полям в эксплуатационный период. На основании экспериментальных исследований разработан режим подъема температур общей продолжительностью от 2 до 3 недель [7].

По предложению МИСИ контроль качества бетонирования и термообработки осуществляется методом нейтронного профилирования. В каналы блоков СЗ, предназначенные для размещения ИК, помещается зонд нейтронного влагомера. При взаимодействии с легкими ядрами, в особенности с водородом, поток быстрых нейтронов от плутоний-бериллиевого источника замедляется до тепловой энергии и фиксируется детектором. Наличие дефектов в виде непробетонируемого объема приводит к снижению числа тепловых нейтронов [1, 2].

В последнее десятилетие работы по СЗ проводились специалистами МГСУ на 1-ом и 2-ом энергоблоке Тяньваньской АЭС в Китае, на АЭС «Бушер» в Иране и на втором энергоблоке Ростовской АЭС. Сегодня все указанные энергоблоки успешно эксплуатируются. Разработаны десятки инструкций, указаний по выполнению комплекса работ связанных с СЗ с учетом конкретных условий каждой площадки строительства.

Следует еще раз отметить большой вклад в разработку и реализацию СЗ на отечественных и зарубежных АЭС Георгия Ивановича Жолдака.

1. Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Мухин Е.Н., Пятибратов Е.А. Возведение сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Строительные материалы, оборудование, технологии XXI века, № 12, 2005г.

2. Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Мухин Е.Н. Совершенствование контроля качества сухой защиты АЭС. Строительные материалы, оборудование, технологии XXI века, № 6, 2004г.

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

4. Жолдак Г.И. О тепловой стойкости серпентинитового бетона для защиты реактора АЭС.. Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. Тр. МИСИ. №165. 1979 г.

5. Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К. Опыт внедрения специальных гидратных бетонов при сооружении защиты на АЭС. Экспресс-информация. Серия: Строительство тепловых и атомных электростанций. Выпуск №7(383). М.: Информэнерго, 1977г.

6. Жолдак Г.И. Сухая защита энергетических реакторов. Материалы и конструкции защит ядерных установок. Тр. МИСИ. №146. 1977г.

7. Инструкция И.325-84. Приготовление и укладка серпентинитового и железосерпентинитового бетонов в конструкции биологической защиты.

1. Zholdak G.I., Lavdansky P.A., Pergamenshchik B.K., Mukhin E.N., Pyatibratov E.A. Erection of dry shield of reactor VVER-1000. Building materials, equipment, technologies of the XXI century, № 12, 2005.

2. Zholdak G.I., Lavdansky P.A., Pergamenshchik B.K., Mukhin E.N. Improvement of the quality control of dry shield of NPP. Building materials, equipment, technologies of the XXI century, № 6, 2004.

3. Zholdak G.I. Materials and structures of dry shield VVER-1000 reactor. Overview. M. Informenergo, 1984.

4. Zholdak G.I. On the thermal stability of the serpentine concrete for the shield of reactor plant. Building of power plants on nuclear and fossil fuels. Tr. MISI. № 165. 1979.

5. Zholdak G.I., Pergamenshchik B.K. Experience in the implementation of specific concretes in the construction of shield at nuclear power plants. Express-information. Series: The construction of thermal and nuclear power plants. Issue № 7 (383). M. Informenergo, 1977.

6. Zholdak G.I. Dry shield of power reactors. Materials and structures of shields of nuclear installations. Tr. MISI. №146. 1977.

7. Instructions I.325-84. Preparation and placing of serpentine and iron-serpentine concrete in the construction of biological protection.

Ключевые слова: «Сухая» защита, ионизационная камера, быстрые нейтроны, тепловые нейтроны, реакторная установка, серпентинитовый бетон, термообработка, химически-связанная вода, нейтронное профилирование, плутоний-бериллиевый источник нейтронов.

Key words: «Dry» shield, ionization chamber, fast neutrons, thermal neutrons, reactor installation, serpentine concrete, thermal treatment, chemically-bound water, neutron inspection, plutonium-beryllium neutron source.

1. IЖолдак Георгий Ивановис 1976 по июль 2011г. - научный сотрудник МИСИ-МГСУ

Рецензент: зам. генерального директора по научной работе НПП «Проект-Д-МСК», к.т.н. Поспелов Виктор Павлович

Аннотация научной статьи по строительству и архитектуре, автор научной работы — Дорф Валерий Анатольевич, Пергаменщик Борис Климентьевич

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 пластифицирующих добавок с целью минимизации расхода воды затворения и, как следствие, свободной воды в теле серпентинитового бетона. Результаты. Показана возможность отказа от этапов контроля качества бетонирования и термообработки в их традиционной форме. Дополнительное перфорирование металлического кожуха, его внутренних диафрагм в проблемных 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 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 70-100 млн руб., продолжительность работ - на 5 месяцев.

UPDATING OF DRY SHIELDING OF NUCLEAR POWER PLANT REACTOR VESSEL

Introduction. Dry shielding is a cylindrical structure made of serpentinite concrete in a metal casing with an inner diameter 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. The purpose of serpentinite concrete, containing an increased amount of chemically bound water, is to soften the spectrum of the neutron flux outside the reactor, increasing the fraction of thermal neutrons in the spectrum, which is necessary for the operation of ionization chambers (IR) of the reactor control and protection system. Dry shielding also performs the functions of radiation and thermal protection, reducing the flux of radiation on ordinary concrete of biological protection. Before the installation of the dry shielding in the reactor shaft, heat treatment (drying) of concrete is carried out at temperatures up to 250 °С 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.

Текст научной работы на тему «СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ УСТРОЙСТВА СУХОЙ ЗАЩИТЫ ШАХТЫ РЕАКТОРА АЭС»

ТЕХНОЛОГИЯ И ОРГАНИЗАЦИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА. ЭКОНОМИКА И УПРАВЛЕНИЕ

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

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

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.

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

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

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

g £ Valery A. Dorf1, Boris K. Pergamenchik2

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

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

Moscow, Russian Federation

^ ¡/) 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

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.).

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 3.

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

5.6.7. Материалы, состоящие в основном из элементов со средним значением атомной массы А. Бетоны, руды, породы, минералы, цементные камни — материалы этой группы. Именно они наиболее широко применяются при сооружении защиты как реактора, так и оборудования на АЭС. Связано это не только с тем, что эти материалы доступны и дешевы, но и с тем, что они удобны в технологическом отношении, а путем подбора состава бетона или засыпки из породы можно получить материал, обладающий достаточно высокими защитными свойствами. Так, бетоны лучших составов при объемной массе 2,2— 2,3 т/м3 имеют длину релаксации плотности потока быстрых нейтронов, равную примерно 10 см, a = 2,2 Ч- 2,5. Несомненным достоинством материалов этой группы является их способность сохранять свои защитные свойства при достаточно высоких температурах (до 450—500° С). Бетоны, порода и другие материалы этой группы не горят, при нагревании и под действием радиации не выделяют каких- либо токсичных газов, облучение мало изменяет их свойства.
Для эффективного ослабления плотности потока промежуточных нейтронов в составе материалов рассматриваемой группы целесообразно иметь водород, т. е. воду, так как других носителей водорода здесь, как правило, нет. Установлено, что A,g не очень сильно зависит от концентрации воды в бетоне (рис. 5.20), а В2°3 с уменьшением концентрации воды (сн,о) растет, а при сНго < 5% растет быстро (рис. 5.21).
При содержании в бетоне (р — 2,3 т/м 3 ) 1% воды и меньше — = 13 -г 14 и равновесное состояние в спектре нейтронов устанавливается в слое бетона, толщина которого близка к реальной толщине защиты реактора. Считает, что бетон или другой материал рассматриваемой группы при р = 2 4- 2,5 т/м3 должен содержать 7—12% воды, тогда он будет обладать высокими защитными свобствамн; Hб = 10 см, ВГ = 2,2 2,5.

Рис. 5.21. Зависимость дозового. фактора накопления нейтронов в материалах защиты на основе бетона от содержания воды (сплошная линия проведена по экспериментальным точкам, полученным для бетонов разных составов, в том числе тяжелых, содержащих до 40% железа по объему)
1 — обычный бетон; 2 — лимонитовый бетон; 3 — бруситовый бетон; 4 — серпентинитовый бетон; 5 — железосерпентиннтовый бетон

Вода попадает в бетон либо в виде воды затворения, которая частично (по 20—40%) связывается цементом, либо с заполнителем, в состав которого она входит химически связанной. Поскольку вода затворения, в том числе и связанная цементом, удаляется из бетона при достаточно низких температурах (100—150° С), целесообразно в качестве заполнителей бетонов применять вещества, содержащие связанную воду, сохраняемую при высоких температурах. Такие же вещества целесообразно использовать и в виде засыпок. Обычно это водосодержащие породы или минералы.

5.6.7.1. Бетоны.

Бетон представляет собой затвердевшую массу. приготовленную из воды, цемента, крупного и мелкого заполнителей. Обычно используют портландский цемент марок 300—500.

Он состоит из окислов Са, Si, А1 и других элементов, содержание кислорода в цементе — около 40%.
Для затворения бетонной смеси применяют воду, пригодную для питья; в отдельных случаях воду деминерализуют и даже дистиллируют. Заполнителями для бетонов служат песок и щебень; при выборе заполнителей стремятся, чтобы их массовое содержание в бетоне было 75—85% (при р = 2,0 -т- 2,5 т/м3), тогда заполнители образуют в бетоне жесткий каркас, уменьшают усадку и обеспечивают необходимую прочность. Ориентировочно для приготовления 1 м3 бетонной смеси расходуют 250—300 кг воды, 350—400 кг цемента, 1000— 1200 кг щебня и 550—700 кг песка.
Для бетонов, используемых в защите на АЭС, применяют различные заполнители: обычные — гранит, известняк; с повышенным содержанием связанной воды—лимонит, серпентинит, брусит; тяжелые— барит, гематит, магнетит и др. Если надо приготовить особо тяжелый бетон (р = 4,5 -г 6 т/м 3 ), то в качестве заполнителей применяют стальную или чугунную дробь, сечку, металлический скрап, арматурные обрезки. Для снижения выхода захватного γ-излучения из бетона и прилегающих к нему металлоконструкций иногда в бетон вводят бор до 3% в виде В4С вместо мелкого заполнителя.
Бетонные смеси, используемые в защите, обычно готовят в бетономешалках принудительного действия, составляющие бетонной смеси дозируют по массе (Вводу) песок с точностью ± 2%, заполнители — ± 5%). Бетон в конструкции защиты укладывают горизонтальными слоями, толщина слоя зависит от размера и формы конструкции, но обычно не превышает 15—20 см. Каждый слой уплотняют вибратором. Защитные блоки небольших размеров лучше готовить на виброплощадке. В процессе твердения бетонной смеси, уложенной в открытые конструкции, поддерживают влажное состояние бетона: открытые поверхности увлажняют водой. Для приготовления монолитных конструкций применяют деревянную или металлическую опалубку, блоки небольших размеров готовят в разборных металлических формах. Тяжелые и особо тяжелые бетоны часто укладывают в конструкции защиты так называемым раздельным способом: сначала в бетонируемый объем укладывают и уплотняют сухие заполнители, а затем снизу под давлением подают цементный раствор.
В процессе бетонирования ведут контроль за объемной массой свежеприготовленной смеси. Для этого отбирают пробы смеси, уплотняют их принятым при бетонировании способом в мерных емкостях и взвешивают. Если к бетону предъявляют требования иметь определенную механическую прочность, то одновременно с укладкой бетонной смеси готовят стандартные образцы для испытаний.
Соблюдение технологии приготовления и укладки бетона, как правило обеспечивает получение заданных свойств бетона, и каких- либо дополнительных методов контроля качества бетонной защиты не применяют.
Те бетонные конструкции, которые в условиях эксплуатации нагреваются до 100° С и более, предварительно сушат. Температура и продолжительность сушки назначаются проектом защиты и зависят от температуры эксплуатации (температура сушки несколько выше температуры эксплуатации) и размеров защиты. Блоки удобно сушить в печах, а монолитные конструкции — внешними нагревателями, горячим воздухом или электронагревателями, заделанными в бетон. Подъем температуры бетона при сушке не должен превышать 20—25° С в час, а продолжительность сушки при 100° С — не менее 7 сут и не менее 3—4 сут при 250—300° С. К сушке бетона приступают не ранее чем через 7 сут после укладки.
В зависимости от типа примененных заполнителей свойства бетона и условия его эксплуатации в защите различны.
Обычный строительный бетон готовят на наиболее часто применяемых в строительной практике заполнителях — граните, известняке и др. Его объемная масса 2,2—2,3 т/м3; вода в бетоне содержится только в виде воды затворения. Поэтому обычный строительный бетон применяют для сооружения защит, работающих при относительно низких температурах или оборудованных системой охлаждения. Прочность этого бетона на сжатие определяется маркой цемента. В нормальных условиях эксплуатации U = 12,2 см, = 3 3,2, Xv = = 14,5 4- 15 см.
Магнетитовые и гематитовые бетоны приготовляют на магнетитовых (Fe304) и гематитовых (Fe203) заполнителях, содержащих окиси железа в количествах, не меньших 70—80%. В зависимости от качества и месторождения заполнителей получают бетоны с объемной массой до 4—4, 5 т/м 3 . Вода содержится только в виде воды затворения, и условия эксплуатации этих бетонов не отличаются от условий эксплуатации обычного строительного бетона. Если содержание воды в бетоне не обязательно, то гематитовый бетон, как жароупорный, можно использовать при 500° С. Защитные свойства гематитового бетона (р — 3,0 т/м 3 ) в нормальных условиях: Hб = 10 см, = = 3,5, Ху = 15,2 см.
Баритовые бетоны готовят на заполнителях, содержащих до 80— 85% BaSO*; объемная масса баритового бетона 3,0—3,6 т/м 3 . Вода содержится в виде воды затворения, и бетон используется в тех же условиях, что и обычный строительный. При р = 3,3 т/м 3 = 11,9 см, Хч = 12 см, ВГ меняется с толщиной защиты от 5,5 до 7,5 (г > 60 см).
Хромитовые бетоны относятся к группе жароупорных бетонов. Их готовят на хромитовых заполнителях, например на хромитовой руде FeCr04. Объемная масса бетона 3,2—3,3 т/м 3 . После высушивания может быть применен при 800° С.
Лимонитовые бетоны относятся к группе гидратных бетонов, приготовляются на лимонитовых (2Fe203-3H20) или гидрогетитовых (Fea03-H20) заполнителях, содержащих не менее 60—70% окислов железа и до 12% воды. Объемная масса бетона 2,4—3,2 т/м 3 , при 85° С содержит до 300—320 кг/м 3 связанной воды, при температуре 200° С теряет около 1/4 связанной воды. При р = 2,6 т/м 3 Hб = 10,2 см,
= 3,0, Xv = 13,9 см.
Серпентинитовый бетон также относится к группе гидратных, наиболее широко используется в защите реакторов. Готовится на серпентинитовых заполнителях, состоящих из минерала серпентина 3MgO X X Si02’2H20 с примесями AIa03, FeO, Fe2Oa. В СССР используются серпентиниты Баженовского месторождения (Урал), содержащие до 13% связанной воды. В плотном теле серпентинит имеет объемную массу 2,5—2,7 т/м 3 и теряет связанную воду при температурах, превышающих 480° С. Объемная масса бетона 2,2 т/м 3 и прочность на сжатие 100—140 кг/см2. Рабочая температура 450° С, при ней сохраняется вся связанная заполнителями вода.
Для улучшения защитных свойств бетона в его состав вводят железо в виде дроби или металлического песка, заменяя им часть мелкого заполнителя из серпентинита. Объемная масса такого бетона 3,7 т/м 3 , рабочая температура 450° С, содержание вода при этой температуре 3,5%. Защитные свойства серпентинитового и железосерпентинитового бетонов характеризуются такими показателями: при р = 2,3 * т/м3
= 10,0 см, = 3,2, Хч = 15,2 см; при р = 3,55 т/м 3 Hб — = 9,4 см, = 4,0, Ху = 9,3 см.
Эти бетоны применены в конструкциях защиты многих исследовательских реакторов* на атомных ледоколах, на АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Бруситовый бетон — новый тип гидратного бетона, приготовленного на бруситовых Mg (ОН)а с примесями CaO, Si02 и других заполнителях, содержащих до 30% связанной воды. Вода теряется при температурах, превышающих 300—350° С. Рабочая температура бруситового бетона 300° С, объемная масса 2,1—2,2 т/м3, Hб = И см, = 2,5.

Засыпка.

Засыпку обычно применяют в защите тогда, когда заполняемая конструкия имеет сложную форму, пронизана трубопроводами, деталями, а в процессе эксплуатации для ревизии или ремонта этих деталей защиту приходится демонтировать. Иногда слой засыпки располагают между корпусом реактора и бетонной монолитной защитой, что улучшает условия эксплуатации последней.
Засыпную защиту делают из смесей определенного гранулометрического состава и в процессе монтажа послойно уплотняют. Если этого не делать, то обычно плотность засыпки составляет примерно 0,5р, где р — удельная масса материала засыпки. Смесь определенного гранулометрического состава позволяет увеличивать объемную массу засыпки примерно до 0,7р. Так, засыпка из серпентинитовых песка, гали и щебня, взятых в соотношении 2:2:3, после уплотнения имеет объемную массу около 2 т/м3.
При монтаже засыпной защиты необходимо принять меры, исключающие потерю мелкой фракции, закладные детали по возможности следует располагать так, чтобы можно было проверить, подошла ли засыпаемая смесь под деталь. При укладке смеси следует наблюдать за ее объемной массой путем отбора проб в мерные емкости, а контроль объемной массы в конструкции проверять по массе засыпки, пошедшей на заполнение, и объему конструкции.
В качестве засыпаемых материалов используют речной песок, гранит, гематит, серпентинит, брусит. Поскольку длина релаксации плотности потока быстрых нейтронов, обычно измеряемая в сантиметрах, зависит от объемной массы материала в засыпке, то для засыпок ее удобно измерять в г/см2, тогда значение Hс будет справедливо для засыпки любой объемной массы. Для названных материалов равна (г/см2): 31,2; 30,0; 35,4; 25,0; 27,5. Дозовый фактор накопления в водородсодержащих засыпках (серпентинит, брусит) не зависит от толщины слоя засыпки и равен 2,3. В остальных упомянутых материалах, а они не содержат водорода, (г), показатель роста с толщиной в формуле (5.2.23) равен (10“* см-1): для речного песка — 3,1, гранита — 6, гематита — 4.
Чаще других в защите применяют засыпки из серпентинита. Так, на АЭС с РБМК верхняя и нижняя металлоконструкции реактора засыпаны серпентинитом. Объясняется это тем, что серпентинит доступен, способен сохранять свои защитные свойства при длительной эксплуатации при 450° С, содержит воду, что исключает накопление в защите из серпентинита замедляющих нейтронов. Засыпка, выполненная только из серпентинитовой гали, имеет объемную массу 1,6 т/м3, а из песка или гали и щебня — 1,9 т/м 3 (в уплотненном состоянии), из всех трех компонентов, как упоминалось, — 2,0 т/м3.
Защитные свойства засыпки из серпентинита по отношению к быстрым нейтронам и особенно γ-излучению улучшают в результате добавления к серпентиниту стальной или чугунной дроби. Объемная масса засыпки растет и при содержании железа 55% составляет 2,17 т/м 3 , а при 75% — около 3 т/м 3 . при добавлении железа, естественно, возрастает, но даже при его содержании 80%, когда = 6, в засыпке устанавливается равновесный спектр нейтронов.
Перспективным для засыпных защит материалом является брусит. Засыпку из брусита можно эксплуатировать при температуре 300° С.

Железобарийсерпентинитовый цементный камень.

Материал образуется в результате гидратации смеси специального цемента с молотой чугунной стружкой. Цемент готовится из баритовой руды, серпентинита и антрацита. Готовый цемент содержит ВаО около 75%, Si02—10%, MgO—10% и другие окислы. Отличительная черта цемента — способность удерживать связанную воду при высоких температурах. Чугунный песок добавляют в цемент для улучшения физико-механических и теплофизических свойств цементного камня. В частности, после гидратации смеси получается материал, способный выдерживать односторонний нагрев (длительно, без образования трещин) до 300° С на 0,5 м. (Для сравнения отметим, что для обычного бетона допустим перепад температур 25—30° С на 1 м.) Если готовый материал будет работать в условиях повышенной температуры, чугунный песок прокаливают, при этом на его поверхности образуется окисная пленка, препятствующая реакции восстановления воды до водорода на мелкодисперсной фракции чугуна.
В практике сооружения защиты на АЭС применяют смеси трех составов (цемент: чугун) : 1 : 1, 1 : 1,5 и 1 : 2. Эти смеси после твердения имеют объемную массу 3,9—4,2 т/м 3 и прочность на сжатие (в возрасте 28 сут) 450—350 кг/см2. Как и все бетоны, работающие в защите при повышенных температурах, железобарийсерпентинитовый цементный камень рекомендуется применять в открытых конструкциях, обеспечивающих свободный уход выделяющейся при нагреве воды. Закрытые конструкции (они должны иметь отверстия для выхода воды) и большие монолитные конструкции защиты рекомендуется предварительно сушить.
Железобарийсерпентинитовый цементный камень обладает весьма высокими защитными свойствами по отношению как к нейтронам, так и к γ-излучению даже при его рабочей температуре 450° С. Длина релаксации мощности дозы γ-излучения реактора в нем 10,7; 9,0 и 9,2 см (соответственно для смесей). Поскольку даже при 450° С в железо- барийсерпентинитовом цементном камне содержится 1,75; 1,4 или 1,15% воды, в материале устанавливается равновесный спектр нейтронов, так что равен 4; Hб = 10 9 см.
Приведенные сведения характеризуют железобарийсерпентинитовый цементный камень как хороший материал защиты. Он успешно работает в защите верхнего перекрытия реакторов РБМК-1000 на всех АЭС с этим реактором, в том числе уже около 10 лет на Ленинградской АЭС.

Читайте также: