Эффективный серпентинитовый бетон "сухой" радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.23.05, кандидат наук Есенов, Амра Владимирович

• Есенов, Амра Владимирович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Есенов, Амра Владимирович

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЕТОНА ДЛЯ «СУХОЙ» РАДАЦИОННО-ТЕПЛОВОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА ВВЭР

1.1. Анализ существующих решений изготовления бетона для

«сухой» защиты

1.2. Требования к бетону «сухой» защиты

1.3. Методики испытаний образцов бетона «сухой» защиты

1.4. Анализ состояния и вербальная постановка задачи на

исследование

Выводы

Глава 2. ХАРАКТЕРИСТИКА МАТЕРИАЛОВ И ОБОРУДОВАНИЯ. МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЙ

2.1. Характеристика материалов для проведения исследований

2.2. Характеристика оборудования и методы проведения экспериментов

2.3. Планирование эксперимента и математическая обработка

результатов измерений

Выводы

Глава 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СЕРПЕНТИНИТОВОГО БЕТОНА С ПРИМЕНЕНИЕМ

МОДИФИЦИРУЮЩИХ ДОБАВОК

3.1. Экспериментальные исследования серпентинитового бетона

3.1.1. Исследование кинетики твердения бетона, содержащего воздушную известь и эфиры поликарбоксилатов

3.1.2. Исследование степени гидратации цементного камня в возрасте 3, 7 и 28 суток

3.1.3. Влияние воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов

на физико-механические свойства бетона

3.1.4. Исследование внутренних тепловыделений для уменьшения остаточной влажности бетона

3.1.5. Исследование микроструктуры бетона

3.1.6. Исследование влияния воздушной извести на ядерно-физические свойства бетона

3.2 . Результаты экспериментальных исследований серпентинитового бетона

3.2.1. Результаты исследований кинетики твердения бетона, содержащего воздушную известь и эфиры поликарбоксилатов

3.2.2. Результаты исследований степени гидратации цементного камня бетона в возрасте 3, 7 и 28 суток

3.2.3. Результаты влияния воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов на физико-механические свойства бетона

3.2.4. Результаты исследований внутренних тепловыделений

для уменьшения остаточной влажности бетона

3.2.5. Исследование микроструктуры бетона

3.2.6. Результаты исследования влияния воздушной извести на ядерно-физические свойства бетона

3.3. Математическое планирование эксперимента

Выводы

Глава 4. ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ИССЛЕДОВАНИЯ И ОБОСНОВАНИЕ ПОЛУЧЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОГО СЕРПЕНТИНИТОВОГО БЕТОНА С МОДИФИЦИРУЮЩИМИ ДОБАВКАМИ

4.1. Изменение кинетики твердения бетона, содержащего воздушную известь и эфиры поликарбоксилатов

4.2. Влияние концентрации воздушной извести на степень гидратации цементного камня

4.3. Влияние модифицирующих добавок на подвижность и сохраняемость подвижности бетонной смеси

4.4. Влияние модифицирующих добавок на уменьшение влажности бетона

4.5. Влияние количества воды затворения и модифицирующих добавок на прочность бетона

4.6. Влияние воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов на ядерно-физические свойства

4.7. Оценка влияния введения воздушной извести и эфира поликарбоксилата в состав бетона на его радиационную и

термическую стойкость

Выводы

Глава 5. РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ИЗГОТОВЛЕНИЯ СЕРПЕНТИНИТОВОГО БЕТОНА. ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ И ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

ИССЛЕДОВАНИЙ

5.1 Разработка технологического регламента производства эффективного серпентинитового бетона с использованием воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов и внедрение

результатов исследований

5.2. Оценка экономической эффективности использования серпентинитового бетона с добавками воздушной извести и эфиров

поликарбоксилатов

5.3 Рекомендации по подбору состава серпентинитового бетона

«сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР

Выводы

Общие выводы

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЯ

Приложение 1. Изотермический калориметр ТАМ AIR фирмы ТА

Instruments

Приложение 2. Методика определения степени гидратации при

помощи ДСК

Приложение 3. Прибор Вика для определения срока схватывания

цементного теста

Приложение 4. Лабораторный бетоносмеситель ЛС-ЦБ-10

Приложение 5. Сканирующий микроскоп Quanta 200 с приставкой

для элементного анализа Apollo 40

Приложение 6. Технологический регламент производства работ по

устройству «сухой» защиты реактора ВВЭР

Приложение 7. Программа расчета MATLAB

Приложение 8. АКТ о внедрении результатов кандидатской диссертационной работы (НИИ «Строительных материалов и

технологий»)

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Эффективный серпентинитовый бетон "сухой" радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы. Шахта реактора воспринимает статические и динамические нагрузки от оборудования АЭС (корпус реактора, активная зона, СУЗ, и др.) и является несущей строительной конструкцией реакторного отделения, выполненной из обычного железобетона. Между бетонной шахтой реактора и металлическим корпусом устраивается радиационно-тепловая защита из серпентинитового бетона («сухая» защита), предназначенная для снижения потоков радиационных излучений, температурных нагрузок на конструкции шахты реактора и обеспечения работы системы внекорпусного контроля мощности реактора.

Накопленный опыт при строительстве АЭС показал, что применяемый в «сухой» защите реактора ВВЭР серпентинитовый бетон обладает низкой технологичностью и не гарантирует отсутствие дефектов в виде каверн и пустот в затвердевшем бетоне. Дополнительно, для безопасной эксплуатации «сухой» защиты, необходима сушка затвердевшего бетона для удаления остаточной, не связанной воды, что значительно увеличивает сроки строительства и усложняет технологию возведения «сухой» защиты.

Решение задачи получения эффективных серпентинитовых бетонов с сохранением требуемых технических характеристик возможно за счет комплексного использования воздушной извести и суперпластификаторов на основе эфиров поликарбоксилатов.

Работа выполнена в соответствии с локальным проектом №12 НИУ МГСУ (Государственный контракт 16.552.11.7025) «Проведение центром коллективного пользования научным оборудованием «ГР ЦКП МГСУ» поисковых научно-исследовательских работ в области энергосбережения и энергоэффективности зданий и сооружений» в рамках ФЦП «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2007-2013 годы», а так же в рамках НИР по теме: «Разработка рекомендаций по использованию химических

добавок к тяжелому и особо тяжелому бетонам для ускорения производства бетонных работ и методики оценки эффективности их применения».

Цель работы — получить эффективный серпентинитовый бетон для «сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР за счет комплексного использования воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

• обосновать получение эффективного серпентинитового бетона для «сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР с добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов;

• установить закономерности изменения технических и технологических характеристик серпентинитового бетона модифицированного добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов;

• разработать составы эффективного серпентинитового бетона для «сухой» защиты реактора ВВЭР модифицированного добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов;

• исследовать состав, структуру и свойства эффективного серпентинитового бетона;

• разработать рекомендации по подбору состава серпентинитового бетона для «сухой» защиты реактора ВВЭР и технологический регламент производства работ по устройству «сухой» защиты, исключающий процесс сушки серпентинитового бетона, произвести опытное внедрение.

Научная новизна:

• Обосновано получение эффективного серпентинитового бетона, обладающего требуемыми техническими характеристиками, необходимыми для «сухой» защиты реактора ВВЭР с добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов, повышающими подвижность бетонной смеси, и исключающими сушку бетона;

• Установлены характерные участки переломов кривых ДТА, ТГ, ДТГ для серпентинитового бетона в диапазоне температуры от 20°С до 1200°С за счет удаления воды различной формы связанности, изменения структуры и фазовых переходов;

• Получены математические модели прочности, плотности и остаточной влажности бетона от водоцементного отношения, содержания цемента и воздушной извести, суперпластификатора на основе эфиров поликарбоксилатов, необходимые для оптимизации состава бетона;

• Произведена расчетная оценка радиационной и термической стойкости портландцементного камня при введении воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов;

• Установлено сохранение требуемых ядерно-физических свойств и радиационной и термической стойкости серпентинитового бетона «сухой» защиты модифицированного добавками воздушной извести и эфирами поликарбоксилатов.

Практическая значимость

• Разработан эффективный состав серпентинитового бетона с добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов, повышенной удобоукладываемости и не требующий дополнительной сушки для удаления остаточной влаги средней плотности 2300 кг/м ; влажностью по массе 3,5% в возрасте 28 суток; подвижностью 19 см; прочностью не менее 10 Мпа в возрасте 28 суток, имеющий требуемые ядерно-физические свойства и радиационную и термическую стойкость.

• Разработана технология получения эффективного серпентинитового бетона для «сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР с добавками воздушной извести и эфирами поликарбоксилатов, исключающая сушку бетона.

• Разработаны «Рекомендации по подбору состава серпентинитового бетона для «сухой» защиты реактора ВВЭР» и технологический регламент производства работ по устройству «сухой» защиты, исключающий процесс сушки серпентинитового бетона.

Апробация работы. Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались на международных, всероссийских конференциях, выставках: Международная научная конференция «Интеграция, партнерство, инновации в строительной науке и образовании», Москва, 2011, Annual meeting on nuclear technology, Germany, Berlin, 2013г., 8-ая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, 2013г., Всероссийская выставка научно-технического творчества молодежи НТТМ-2013, Москва, 2013, IV Всероссийский молодежный инновационный форум «МИЦ-2013», Нижегородская область, 2013, IX Международный салон изобретений и новых технологий «Новое время», Севастополь, 2013г., XVII Московский международный Салон изобретений и инновационных технологий «Архимед-2014», Москва, 2014

Результаты работы представлялись и удостоены следующими наградами: Золотая медаль, IX Международный салон изобретений и новых технологий «Новое время», Севастополь, 2013г.; Серебряная медаль, XVII Московский международный Салон изобретений и инновационных технологий «Архимед-2014», Москва, 2014; Призер Всероссийской выставки научно-технического творчества молодежи НТТМ-2013, Москва, 2013, получен грант.

Внедрение результатов исследования

•Получено ноу-хау «Композиция радиационно-защитного бетона» приказ ФГБОУ ВПО «МГСУ» №153/130 от 20.06.2013;

•Получено ноу-хау «Способ изготовления композиции радиационно-защитного бетона» приказ ФГБОУ ВПО «МГСУ» №152/130 от 20.06.2013;

•Проведено внедрение рекомендаций по подбору состава серпентинитового бетона для «сухой» защиты реактора ВВЭР при проведении научно-исследовательской работы для ПКФ «Концерн Росэнергоатом» по Договору № К.406-11 от 15.09.2011 года по теме: «Разработка рекомендаций по использованию химических добавок к тяжелому и особо тяжелому бетонам для ускорения производства бетонных работ и методики оценки эффективности их применения», расчетный экономический эффект при исключении термообработки с использованием специальной печи составит 54% от общей стоимости работ по строительству «сухой» защиты.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 7 научных работ, в том числе 4 статьи в журналах, рекомендуемых ВАК РФ.

На защиту выносятся:

•Экспериментально-аналитическое обоснование эффективности серпентинитового бетона «сухой» радиационно-тепловой защиты реактора ВВЭР с добавками воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов, позволяющие исключить технологическую операцию сушки бетона.

•Обоснование зависимости изменения технических и технологических характеристик серпентинитового бетона от дозировок воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов, позволяющие регулировать физико-механические характеристики бетона.

•Составы эффективного серпентинитового бетона «сухой» защиты и технологический регламент производства работ по устройству «сухой» защиты.

•Математические модели прочности, плотности и остаточной влажности серпентинитового бетона, которые позволяют использовать оптимальное содержание цемента и добавок воздушной извести и эфиров поликарбоксилатов при проектировании составов.

•Результаты опытно-промышленной апробации, которые позволяют разработать и внедрить технологический регламент производства серпентинитового бетона с комплексными модифицирующими добавками для «сухой» защиты реактора ВВЭР.

Объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, общих выводов, списка использованной литературы и приложений. Общий объем работы 204 страницы машинописного текста, 45 рисунков, 32 таблицы, 8 приложений, 95 источников.

Глава 1. АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЕТОНА ДЛЯ «СУХОЙ» РАДИАЦИОННО-ТЕПЛОВОЙ ЗАЩИТЫ

РЕАКТОРА ВВЭР

1.1. Анализ существующих решений изготовления бетона для «сухой»

защиты

В настоящее время атомная энергетика является одним из основных видов получения энергии в России. Повышение безопасности действующих электростанций обеспечивается за счет совершенствования конструкции реакторов и создания новых эффективных материалов, обеспечивающих защиту от различных видов ионизирующих излучений реакторов (наибольшей проникающей способностью обладают гамма-лучи и нейтроны). В обслуживаемых помещениях АЭС, расположенных вблизи реактора, уровень радиационной опасности определяется проникающим гамма-излучением и потоком нейтронов из активной зоны реактора и должен соответствовать допустимым Нормами радиационной безопасности (НРБ). Для защиты от гамма-излучения активная зона реактора окружена бетонной стеной, материалы и толщина для которой подбирают специально, исходя из технологических требований по снижению интенсивности излучений.

Защитные материалы для атомных реакторов должны обладать следующими требованиями: механической прочностью, радиационной и термической стойкостью, химической инертностью, сохранять стабильные параметры в процессе эксплуатации [1].

Реакторы ВВЭР первого поколения в качестве радиационно-теплового экрана были снабжены конструкцией в виде кольцевого цилиндрического стального бака, заполненного водой [2]. Для обеспечения эффективного замедления нейтронного излучения использовался водород в составе воды. Технически эта конструкция была не удобна, так как существовала угроза

течи воды, необходимость создания систем постоянного отвода водорода, периодическое обслуживание конструкции в условиях высокого радиационного фона, что и привело к замене водяного бака на конструкцию из специального бетона, не требующую обслуживания в течение всего периода эксплуатации АЭС. Данная конструкция была разработана совместно специалистами ОКБ «Гидропресс» и кафедры «Строительство ядерных установок» МИСИ им. Куйбышева и получила название «сухой» защиты реактора.

«Сухая» защита реакторного отделения состоит из толстостенного цилиндра, окружающего корпус реактора (его активную зону), где потоки нейтронов и гамма-излучений достигают максимальных значений. Межоболочное пространство цилиндра заполнено бетоном специального состава, т.е. «сухая» защита представляет собой радиационно-тепловой экран. Кроме того, «сухая» защита способствует формированию потока тепловых нейтронов, необходимый для работы ионизационных камер системы управления и защиты реактора.

Для защиты от радиационного излучения различных источников используются специальные бетоны, обладающие способностью ослаблять потоки излучения. Наряду с обычными бетонами применяют особо тяжелые бетоны (плотность от 2500 до 7000 кг/м3), что позволяет уменьшить толщину защитных экранов, так как способность материала поглощать гамма-лучи пропорциональна его плотности. Ослаблять поток нейтронов в материале могут элементы с малой атомной плотностью, как, например, водород. Данными свойствами обладает бетон, так как он обладает высокой плотностью (средняя плотность составляет 2500...6000 кг/м3) и содержит достаточно большое количество водорода в химически связанной воде.

В настоящее время для изготовления бетона, используемого при радиационной защите реактора, применяются вяжущие как на минеральной, так и на органической основе. В качестве основного вяжущего чаще всего

применяется бетон на основе портландцемента. Для специальных бетонов используются магнезиальные, глиноземистые цементы. Возможно также применение цемента специального назначения, при твердении которого образуется повышенное содержание гидросульфоалюмината, связывающего значительное количество воды. Для получения гидратных бетонов, связывающих большее количество воды, чем портландцемент, используют глиноземистый и гипсоглиноземистый цементы. [3]. Все представленные связующие обладают способностью максимально удерживать воду в цементном камне и бетоне.

В качестве заполнителей в специальных бетонах используют природные или искусственные заполнители: магнетитовые, гематитовые или лимонитовые железные руды, барит, металлический скрап, свинцовую дробь и др. При производстве гидратных бетонов применяют серпентинит, лимонит и другие материалы, обладающие высоким содержанием химически связанной воды и плотностью.

В качестве «сухой» защиты для эксплуатации реакторов также используются специальные бетоны, способные ослаблять поток гамма- и нейтронного излучения и длительно эксплуатироваться при температуре до 300°С. Высокими защитными свойствами по отношению к нейтронам всех энергий обладает бетон, содержащий в своем составе не менее 7-8 массовых % воды, поэтому в качестве крупного и мелкого заполнителя бетона «сухой» защиты эффективно используется серпентинит, сохраняющий до 12-14 массовых % кристаллизационной воды при температурах до 400-450°С [4, 5]. Однако он обладает и рядом недостатков:

- в России используется только Баженовское месторождение серпентинита, что увеличивает транспортные расходы и стоимость бетона;

- серпентинитовый бетон имеет низкую подвижность получаемой бетонной смеси, что может вызывать образование каверн и пустот в «сухой»

защите при ее возведении, особенно в угловых зонах внутренних диафрагм металлического бака «сухой» защиты;

в серпентините часто присутствует асбест, отличающийся высоким водопоглощением, что затрудняет получить бетонную смесь проектной плотности при приемлемой удобоукладываемости [6];

серпентинитовые бетоны отличаются повышенным газовыделением [7]. В настоящее время проводятся исследования по применению местных материалов в качестве заполнителей, например, речного и кварцевого песка.

Так как география строительства АЭС в последнее время расширилась, использование только серпентинита не целесообразно в виду того, что в России имеется только одно разработанное месторождение. В связи с этим перспективным является разработка технологий производства бетонов для «сухой» защиты реакторов АЭС с использованием местных материалов, в том числе бетонов различного состава на местных заполнителях. Исследования по расширению перечня заполнителей в «сухой» защите проводятся, однако они еще не применяются в «сухой» защите.

Для повышения эффективности защитных свойств бетонов от нейтронного потока в гидратные бетоны вводят добавки, содержащие легкие элементы и повышающие содержание водорода. Например, использование воздушной извести в качестве добавки, приводит к изменению свойств бетонного раствора: растворы обладают высокой удобообрабатываемостью и водоудерживающей способностью, равномерно распределяются тонким слоем на поверхности, хорошо сцепляются.

Установлено, что если вводить в цемент воздушную известь будет происходить выделение тепла внутри бетона и повышение его температуры, которое приведет к сильному саморазогреву бетона (саморазогрев бетона возрастает более чем в три раза) [8]. Таким образом, добавка воздушной

извести придают бетону и железобетону новые свойства, которые могут быть использованы для удаления остаточной свободной воды из бетона.

Повышение эффективности защитных свойств бетонов по отношению к нейтронному и гамма-излучению может быть достигнуто путем дополнительного введения модифицирующих добавок (2,5-3,5%). Так, например, защитные свойства бетона на основе портландцемента, могут быть улучшены путем введения бария; а введения бора повышает вероятность захвата нейтронов и снижает тепловыделение и перераспределение его по толщине. По мнению [9] толщина защитного слоя из бетона может быть сокращена до 25% путем

л

введения в бетон 15 кг/м бора. Однако повышенное содержание данной добавки отрицательно влияет на процессы твердения и прочность бетона, поэтому возможность введения бора ограничено. Добавление хлорида кальция (1%) или применение алюминатного цемента значительно гасит отрицательное влияние бора [10].

Следовательно, практический интерес представляют дальнейшие исследования по разработке рецептуры введения воздушной извести в бетон и изменения процесса термообработки бетона благодаря сильному саморазогреву бетона на начальных стадиях твердения.

Согласно повышенным требованиям по радиационной безопасности ядерных энергетических установок продолжаются исследования по разработке новых радиационно-защитных композиционных материалов [11,12].

В России до 1996 года для осуществления ремонта вышедших из строя блоков применялся железобарийсерпентинитовый цементный камень (ЖБСЦК). До настоящего времени производство ЖБСЦК было приостановлено в виду отсутствия производственной и сырьевой базы, однако в последнее время остро стоит вопрос о возобновлении данного производства. В состав ЖМСЦ бетона входит портландцемент, наполнитель, содержащий химически связанную воду (серпентин и др.), активированный железорудный наполнитель и железная дробь. Данный бетон может

эксплуатироваться при 300°С, имеет количество химически связанной воды после термообработки при 300°С - 1,1±0,1 мас.% и плотность - 4000-4100 кг/м3. Использование специальных наполнителей обеспечивает наличие в цементном камне не менее 1 мас.% связанной воды, создавая высокие защитные свойства бетона по отношению к нейтронному излучению [13].

Авторы [14] приводят рецептуру и результаты исследования защитных свойств тяжелых бетонов на основе портландцемента с магнетитовым, гематитовым и хромитовым заполнителями, а [15, 16] - на основе высокоглиноземистого цемента и модифицированного термопластичного связующего. Все исследованные материалы обладали высокими защитными свойствами по отношению к гамма-излучению. Однако в представленных материалах в виду низкого содержания связанной воды наблюдалась слабая защита от нейтронного излучения.

В способе, предложенном [17], смешивали цемент, обычный песок, гематит и воду. Из-за большой разности объемных масс компонентов бетона, особенно тяжелого заполнителя и цемента образовывалась неоднородность материала, и, как следствие, понижение радиационно-защитных характеристик. Кроме того, из-за отсутствия оптимального зернового состава наблюдались ухудшение удобоукладываемости и радиационно-защитных свойств материала.

Известны другие способы приготовления композиционного материала для защиты от радиации: [18], при котором бетон содержит расчетное количество жезезосодержащего гематитового концентрата, портландцемента, воды с пластификатором и стальные фибры; [19], в качестве связующего использовался портландцемент, а в качестве наполнителя тонкодисперсный железосодержащий магнетитовый концентрат с размером частиц 20-40 мкм, молотый хризотиловый асбест, строительная известь, чугунная дробь и вода.

Установлено, что добавка хризотилового асбеста и извести приводит к увеличению содержания связанной воды, и, следовательно, атомов водорода,

которые необходимы для защиты от нейтронного излучения. Кроме того, известь является хорошим пластифицирующим материалом, а хризотиловый асбест — обладает армирующими свойствами, что приводит к повышению прочности бетона. Введение чугунной дроби (ГОСТ 11964-81) повышает плотность материала (до 4000 кг/м) и радиационно-защитные характеристики. Использование синтезированного сульфата бария, активированного гидроксидом железа с соотношением Ва/Ре=4, повышает физико-механические и радиационно-защитные характеристики материала.

Однако рассмотренные выше рецептуры приготовления бетонов требовали длительного процесса сушки бетона при температуре 100°С. Чтобы исключить процесс термообработки изделия для «сухой» защиты реактора, необходимо разработать такой состав бетона, который бы не требовал процесса сушки при высоких температурах, а процесс твердения бетона происходил бы в результате термохимической реакции между компонентами раствора.

Таким образом, в настоящее время разработано достаточно много рецептур получения тяжелых бетонов для «сухой» защиты реакторов. Отличаясь по составу и количественному содержанию компонентов, все предложенные рецептуры приготовления тяжелого бетона обладают достаточно высокими защитными свойствами по отношению к гамма-излучению и нейтронному излучению. Дальнейшие исследования направлены на разработку технологических рецептур видов бетонов для улучшения «сухой» защиты реактора, имеющих в своем составе компоненты местных материалов (песок, щебень, воздушная известь), добавки и различное соотношение цемент:вода. Не рассматривалась технология приготовления бетона для «сухой» защиты реактора с использованием воздушной извести в качестве добавки, приводящей к саморазогреву бетона на ранних стадиях твердения, что, возможно, исключит процесс термообработки бетона.

1.2. Требования к бетону «сухой» защиты.

Тяжелый бетон, применяемый для сооружения бетонной защиты атомных реакторов АЭС, должен иметь плотность в сухом состоянии >2150

л

кг/м, обеспечивая большую объемную массу бетона и определенное содержание водорода — обычно в виде воды, связанной с вяжущим компонентом.

Согласно ГОСТ 25192-82 СТ СЭВ 6550-88 [20] качество бетона должно соответствовать показателям, характеризующим: плотность, прочность, стойкость к радиационным и другим воздействиям, упругопластичность, теплофизические, защитные и другие показатели.

Бетон должен иметь заданную марку по прочности на сжатие, на осевое растяжение и растяжение при изгибе и относительно низкий модуль упругости. Это позволяет снизить величину растягивающих напряжений во внешней зоне защиты, возникающих в результате одностороннего нагрева. Кроме того, бетон, расположенный у активного корпуса реактора, должен обладать достаточной стойкостью к воздействию излучений, быть огнестойким и жаростойким при температуре эксплуатации и при повышенных температурах, возникающих в результате аварийного режима реактора. Для предотвращения температурных и усадочных трещин в массивных бетонных конструкциях должна быть минимальная усадка бетона, меньшая теплота гидратации цемента и небольшой коэффициент температурного расширения.

Учитывая воздействие на материалы «сухой» защиты и конструкций шахты реактора радиации и нагревания, а также значения этих воздействий, основными требованиями к этим материалам являются [21]:

- достаточная начальная прочность и оптимальная плотность бетона для обеспечения необходимой несущей способности и достаточных защитных свойств;

минимальные температурные изменения объема и механических

свойств;

минимальные радиационные изменения объема и механических

свойств;

минимальная долгоживущая наведенная радиоактивность для уменьшения количества радиоактивных отходов при прекращении эксплуатации АЭС;

достаточное формирование в «сухой» защите потоков тепловых нейтронов для работы ионизационных камер контроля мощности реактора.

Требования к материалам для приготовления бетона (вяжущим, добавкам, заполнителям), его составу й технологическим параметрам должны устанавливаться в нормативно-технической документации на бетон конкретного вида в зависимости от назначения конструкций и исходя из основных характеристик бетона, условий эксплуатации и условий твердения бетона. Остановимся более подробно на характеристике компонентов, используемых для приготовления бетона.

Повышение эффективности защиты атомных ректоров от нейтронов зависит от количества связанной воды в бетоне, поэтому для приготовления бетона используются цементы такого состава, при твердении которых образуются соединения с возможно большим содержанием связанной воды. Для приготовления бетонов, используемых в конструкциях защиты от ядерных излучений, применяются вяжущие на минеральной и органической основе. Из минеральных соединений чаще всего применяют портландцемент и разновидности его марок, цементы, содержащие в своем составе бор, серу, магний, глиноземистые цементы и др.[22]. Использование определенного вида бетона требует технико-экономического обоснования на стадии проектирования.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Есенов, Амра Владимирович, 2014 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Материалы и конструкции биологической защиты [Электронный ресурс]: Режим доступа: ecoatominf.ru>publishs/Help2/materiali.htm (Дата обращения 22.03.2014г.).

2. Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок: Учебник для вузов / Комаровский А.Н. - М.: Атомиздат, 1969. - с. 496.

3. Королев Е.В. Методика и алгоритм синтеза радиационно-защитных материалов нового поколения: Учебное пособие / Е.В. Королев, А.П. Самошин, В.А. Смирнов, О.В. Королева, А.Н. Гришина. - Пенза: ПГУАС, 2009. - 130 с.

4. Аршинов И.А. Серпентинит в защите ядерных реакторов: Под общей редакцией Ю.А. Егорова / Аршинов И.А., Васильев Г.А., Егоров Ю.А. и др. -М.: Атомиздат, 1972. - с. 240.

5. Жолдак Г.И. О тепловой стойкости серпентинитового бетона для защиты реактора АЭС: Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. Сб. трудов №165. Под редакцией В.Б.Дубровского и Н.Я.Турчина / Жолдак Г.И. - Москва, 1979.

6. Пергаменщик Б. К., Теличенко В. И., Темишев Р. Р. Возведение специальных защитных конструкций АЭС. / М.: «Издательский дом МЭИ», 2011.240 с.

7. Elleuch M.F., Dubois F., Rappeneau J. Effets des rayonnements neutroniques. sur les bétons spéciaux et leurs constituents // Report in Seminaire de l'American Concrete Institute sur les bétons pour reacteirs nucléaires, Berlin, 5-9 Oct. 1970. - S. I. - 1970. P. 1-23.

8. Ускорители схватывания и твердения в технологии бетонов - Часть 4 [Электронный ресурс]: URL:http://www.ibeton.ru/a53.php (дата обращения -2.04.2014г.)

9. Дубровский В.Б. Защитные свойства борсодержащих бетонов: моногр. / В.Б Дубровский, М.Я. Кулаковский. -М.: Атомная энергия, 1967г.

10. Т. Егер Бетоны в технике защиты от излучений. / Т. Егер.: М.-Атомиздат, 1960 - 84 с.

11. Комаровский А.Н. Бетон в защите ядерных установок. Изд. 4-е. / Комаровский А.Н.. - М.: Атомиздат. 1993.- с. 319

12. Кимель JI.P., Мешкович В.П. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. М.: Атомиздат. 1972. - с.312

13. Павленко В.И., Ястребинский Р.Н., Воронов Д.В. Тяжелый бетон для защиты от ионизирующих излучений //Строительные материалы. 2007. №9 приложение к научно-техническому журналу «Строительные Материалы» №8, 2007 г.

14. Дубровский В.Б. Строительные материалы и конструкции для защиты от ионизирующих излучений. / Дубровский В.Б., Аблевич 3. - М.: Стройиздат. 1983. - с. 240

15. Королев Е.В., Очкина H.A., Баженов Ю.М., Прошин А.П. Радиационно-защитные свойства особо тяжелых растворов на основе высокоглиноземистого цемента // Строит, материалы.2006. № 4. - С. 54-56.

16. Баженов Ю.М., Прошин А.П., Еремкин А.И., Королев Е.В. Сверхтяжелый бетон для защиты от радиации // Строит, материалы. 2005. № 8. - С. 6-8

17. Бродер Д.Л. Бетон в защите ядерных установок. / Бродер Д.Л. и др. -М.: Атомиздат, 1973, с.21

18. Патент № 2193247 (РФ), Способ приготовления неорганического материала для радиационной защиты / Павленко В. И., Лещук П. А., Шевцов И. П., Диашев А. Н., Диашев А. Н., Турусов А.Е. Заявл. Опубл. 20.11.2002, Бюл. №32.

19. Патент №2269832 (РФ), Способ приготовления неорганического материала для радиационной защиты / Павленко В. И., Постоваров И.О., Пономарев С.А., Ястребинский Р.Н., Смоликов A.A., Дегтярев C.B. Заявл. Опубл. 10.02.2006. Бюл. №4.

20. ГОСТ 25192-82 СТ СЭВ 6550-88. Бетоны. Классификация и общие технические требования. - Введ. 04.03.82 N 43. - Переиздание (октябрь 1991 г.) с Изменением N 1, утвержденным в мае 1990 г. (ИУС 9-90).-Стандартинформ,, 1990.

21. Отчет о научно-исследовательской работе Исследования радиационной стойкости и разработка составов бетона шахты реактора АЭС нового поколения (промежуточный). Шифр. 710. МИСИ им. В.В. Куйбышева, 1990.

22. Дубровский В.Б. Радиационная стойкость строительных материалов /В. Б. Дубровский. - М.: Стройиздат, 1977. - с.278

23. Рояк С.М. Специальные цементы /С.М. Рояк, Г.С. Рояк. -М.:Стройиздат, 1993.-c.392

24. Веселкин А.П. Исследование защитных свойств бетонов разных составов/ А.П. Веселкин, Е.В. Воскресенский, В.А. Егоров //Вопросы физики защиты реакторов. - М.гАтомиздат, 1974. - 230 с.

25. Дубровский В.Б. Строительные материалы и конструкции защиты от ионизирующих излучений /В.Б. Дубровский, 3. Аблевич. М.: Стройиздат, 1982.

26. Бетон. Том II / Справочник под ред. П.Г. Комохова. - СпБ.: НПО Профессионал. - 2009, 612 с.

27. ГОСТ 310.3-76 Цементы. Методы определения нормальной густоты, сроков схватывания и равномерности изменения объема. - Введ. 14.10.76 N 169 ВЗАМЕН ГОСТ 310-60 в части определения нормальной густоты, сроков схватывания и равномерности изменения объема; М.: Изд-во стандартов, 2003.

28. ГОСТ 8267-93 Щебень и гравий из плотных горных пород для строительных работ. Технические условия. — Введ. 01.01.95. Взамен ГОСТ 8267-82, ГОСТ 8268-82, ГОСТ 10260-82, ГОСТ 23254-78, ГОСТ 26873-86; М. : Изд-во стандартов, 2003.

29. ГОСТ 8269.0-97 Щебень и гравий из плотных горных пород и отходов промышленного производства для строительных работ. Методы физико -механических испытаний. - Введ. 01.07.1998. Взамен ГОСТ 8268-87. - М. : Стандартинформ, 1997.

30. ГОСТ 8736-93 Песок для строительных работ. Технические условия. — Введ. 01.07.95. Взамен ГОСТ 8736-85, ГОСТ 26193-84 - М.: Стандартинформ, 2000.

31. ГОСТ 8735-88 Песок для строительных работ. Методы испытаний. -Введ. 05.10.88 № 203. Взамен ГОСТ 8735-75 и ГОСТ 25589-83. -М.: 2000.

32. ГОСТ 10178-85 Портландцемент и шлакопортландцемент. Технические условия. - Введ. 1987-01-01. Взамен ГОСТ 10178-76. -М.: 2001.

33. ГОСТ 30459-2003 Добавки для бетонов и строительных растворов методы определения эффективности. - Введ. 01.03.2004. Взамен ГОСТ 30459-96. - М.: Стандартинформ, 2004.

34. ГОСТ 31108-2003 Цементы общестроительные. Технические условия. — Введ. 01.09.04. -М.: 2004.

35. ГОСТ 13015-2003 Изделия железобетонные и бетонные для строительства. Общие технические требования. Правила приемки, маркировки, транспортирования и хранения. — Введ. 01.03.04 . Взамен ГОСТ 13015.0-83,ГОСТ 13015.1-81 -ГОСТ 13015.3-81,ГОСТ 13015.4-84. - М.: 2003.

36. ГОСТ 26633-91 Бетоны тяжелые и мелкозернистые. Технические условия.- Введ. 01.01.1992. Взамен ГОСТ 10268-80 и ГОСТ 26633-85. - М.: 2001.

37. ГОСТ 27006-86 Бетоны. Правила подбора состава. Рекомендации по подбору тяжелых и мелкозернистыхбетонов. — Введ. 1987-01-01. — М.: 1989.

38. ГОСТ 10181-2000 Смеси бетонные. Методы испытаний. — Введ. 200107-01. Взамен ГОСТ 10181.0-81 - ГОСТ 10181.4-81 -М.: 2001.

39. ГОСТ 10180-90 Бетоны. Методы определения прочности по контрольным образцам. - Введ. 1991-01-01. Взамен ГОСТ 10180-78 в части определения прочности бетона по контрольным образцам. — М.: 2001

40. ГОСТ 22690-88 Бетоны. Определение прочности механическими методами неразрушающего контроля. - Введ. 01.01.91.. Взамен ГОСТ 2124375, ГОСТ 22690.0-77 - ГОСТ22690.4-77. - М.: 2009.

41. СТО 36554501-009-2007 Бетоны. Ультразвуковой метод определения прочности. - Введ. 15-07-2007.Введен впервые. - М.: 2007.

42. ГОСТ Р 53231-2008 Бетоны. Правила контроля и оценки прочности. — Введ. 2010-01-01. Введен впервые. -М.: 2010.

43. ГОСТ 17624-87 Бетоны. Ультразвуковой метод определения прочности. - Введ. 1988-01-01. Взамен ГОСТ 17624-78, ГОСТ 24467-80. - М.: 1989.

44. ISO 4109-80 Бетонная смесь. Определение консистенции. Испытание на осадку конуса

45. ГОСТ 23422-87 Нейтронный метод измерения влажности. - Введ. 0101-08. Взамен ГОСТ23422-79 в части нейтронного метода измерения влажности.-М.: 1988.

46. СТО 36554501-011-2008 Контроль качества высокопрочных тяжёлых и мелкозернистых бетонов в монолитных конструкциях. - Введ. 2008-04-01. Введен впервые. -М.: 2008.

47. ГОСТ 28570-90. Бетоны. Методы определения прочности по образцам, отобранным из конструкций. - Введ. 01.01.91. Взамен ГОСТ 10180-78 в части определения прочности по образцам, отобранным из конструкций. — М.: 1991.

48. ГОСТ 12730.0-78 БЕТОНЫ Общие требования к методам определения плотности, влажности, водопоглощения, пористости и водонепроницаемости. - Введ. 01.01.80. Взамен ГОСТ 12730-67, ГОСТ 11050-64, ГОСТ 4800-59 в части общих требований. Переиздан 1994. -М.: 1994.

49. ГОСТ 12730.1-78 БЕТОНЫ Методы определения плотности. — введ. 01.01.80. Взамен ГОСТ 12730-67, ГОСТ 11050-64, ГОСТ12852.2-77, ГОСТ 4800-59 в части определения плотности. - М.: 2003.

50. 12730.2-78 Бетоны. Метод определения влажности. — Введ. 01.01.80. Взамен ГОСТ 12852.2-77, ГОСТ 11050-64 в части определения влажности. -М.: 1994.

51. ГОСТ 10181.1-81 Смеси бетонные. Методы определения удобоукладываемости. - Введ. 1982-01-01.-М.: 1997.

52. Магомедов А.Д. Легкий жаростойкий бетон для шахты реактора: диссертация кандидата технических наук: 05.23.05 Москва, 2000.

53. ГОСТ 20910-90 Бетоны жаростойкие. Технические условия. - Введ. 1991-07-01. Взамен ГОСТ 20956-75, ГОСТ 20955-75, ГОСТ 23283-78, ГОСТ 23521-79, ГОСТ 20910-82. - М.: 1996.

54. Терехов И. Г. Модифицированные бетоны повышенной прочности и эффективность их применения в сборном и монолитном строительстве: диссертация ... кандидата технических наук: 05.23.05 Уфа, 2006.

55. ГОСТ 29167-91Бетоны. Методы определения характеристик трещиностойкости (вязкости разрушения) при статическом нагружении. — Введ. 01.07.1992. -М.: Издательство стандартов 1992.

56. ГОСТ 25192-82 СТ СЭВ 6550-88 Бетоны. Классификация и общие требования.-Введ. 1983-01-01.-М.: 1990.

57. Калашников Д. В. Особо тяжелый высокопрочный бетон для защиты от радиации: диссертация кандидата технических наук: 05.23.05.

58. ГОСТ 24544-81 Бетоны. Методы определения деформаций усадки и ползучести. - Введ. 01.01.82.-М. 1987.

59. патент № 2435746 (РФ) Бетонная смесь. Троянов И.Ю. (1Ш), Калашников В.И. (БШ), Хвастунов В.Л. (Щ), Мороз М.Н. (Яи), Калашников Д.В. (1Ш). Заявл. Опубл. 01.12.2009г.

60. Быканов С.. Специальные цементы на основе соединений системы Ba0-A1203-Fe203: Диссертация кандидата технических наук: 05.17.11 / Харьковский гос. политехнический ун-т. - X., 1999. - 204л.

61. Смирнов Д. А. Упругость и ползучесть сталефибробетона: диссертация кандидата технических наук: 05.23.17 / Смирнов Дмитрий Александрович; [Место защиты: С.-Петерб. гос. архитектур.-строит. ун-т].- Санкт-Петербург, 2011.- 106 с.

62. ГОСТ 13087-81. Бетоны. Методы определения истираемости. - Введ. 1982-01-01. Взамен ГОСТ 13087-67.-М.: 1990.

63. Воронов Д.В. Радиационная стойкость защитного конструкционного композита на основе цементного вяжущего и железооксидного наполнителя: автореферат диссертации кандидата технических наук: 01.04.07. — Белгород. -2009.

64. ГОСТ Р 52126-2003. Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания.

65. Клочок Г. М. Применение бетонов из местных материалов в «сухой» радиационно-тепловой защите энергетических реакторов типа ВВЭР атомных электростанций: Диссертация на соискание академической степени магистра. - 2012г.

66. Репин А. И.. Разработка оборудования бетонной шахты водо-водяных энергетических реакторов третьего поколения: автореферат диссертация кандидата технических наук: 05.14.03 / Репин Александр Ильич; [Место защиты: ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»].- Подольск, 2008.- 24 с.

67. Павленко В.И., Рахимбаев Ш.М., Береснев В.М., Колесников Д.А., Кирияк И.И. Бетон биологической защиты для ядерных реакторов. - РБМК ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2012. №2(78) С. 73-75.

68. Кимель Л.Р., Машкович В.П.. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. М.: «Атомиздат», 1972, 312 с.

69. Защита от излучений атомно-энергетических установок. М.: «Атомиздат», 1990, 352 с

70. Есенов A.B., Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К., Лавданский П.А., Сухая защита реактора ВВЭР-1000, Вестник МГСУ, 2011, №8, с.316-319.

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

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

73. ГОСТ 10178-85 Портландцемент и шлакопортландцемент. Технические условия-Введ. 01.01.87. Взамен ГОСТ 10178-76.

74. ГОСТ 9179-77 (1989) Известь строительная. Технические условия — Введ. 01.01.79. Взамен ГОСТ 9179-70 в части технических условий

75. ГОСТ 8267-93 ЩЕБЕНЬ И ГРАВИЙ ИЗ ПЛОТНЫХ ГОРНЫХ ПОРОД ДЛЯ СТРОИТЕЛЬНЫХ РАБОТ. Технические условия. - Введ. 01.01.1995

76. ГОСТ 8736-93 Песок для строительных работ. Технические условия. -Введ. 01.07.1995

77. ТУ 2216-020-71150986-2013 Поликарбоксилатный суперпластификатор Карбоксинор. Технические условия. 2013г.

78. «СанПиН 2.1.4.1074-0Шитьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества»

79. ISO 6276-82 Бетоны. Определение плотности бетонной смеси

80. ГОСТ 5802.86 Растворы строительные. Методы испытаний. — Введ. 01.07.86 /ЦНИИСК им. Кучеренко. М.: Издательство стандартов, 1986

81. ГОСТ 18105-86. Бетоны. Правила контроля прочности. - Введ 01.01.1987

82. ГОСТ 10181.0-81 СМЕСИ БЕТОННЫЕ Общие требование к методам испытаний Постановлением Государственного комитета СССР по делам

строительства от 31 декабря 1980 г. № 228 срок введения установлен с 01.01.82

83. ГОСТ 10181.2 Смеси бетонные. Метод определения плотности. — Введ. 01.01.1982 -М.: Государственный строительный комитет СССР, 1978

84. ГОСТ 310.5-88 «Метод определения тепловыделения» методом калориметрии. Введ. - 01.01.1989 / Министерство промышленности строительных материалов СССР. М.гГосударственный строительный комитет СССР

85. Еремин A.B. Рентгенофазовый анализ многофазового гипса [Электронный ресурс] URL: http://spsss.ru/confer/confer_archive/ reports/doclad 13/MGSU_Eremin2013

86. Сидняев Н.И. Теория планирования эксперимента и анализ статистических данных / Сидняев Н.И. - М.: Изд - во «Юрайт». - 2011. - с.400

87. Баженов Ю.М. Технология бетона. М.:АСВ, 2011. - с. 501

88. Рекомендации по подбору составов тяжелых и мелкозернистых бетонов» (к ГОСТ 27006-86) / Государственный строительный комитет СССР. - Москва ЦИТП 1990

89. ПиН АЭ-5.6 «Нормы строительного проектирования АЭС с реакторами различного типа» / ВГНИПКИ Атомтеплоэлектропроект Минэнерго СССР. -Введ 01.01.87, М.:Министерство атомной энергетики СССР, 1986

90. Руководство по прогреву бетона в монолитных конструкциях / Под редакцией: Б. А. Крылова С.А. Амбарцумяна А.И. Звездова. - Москва, 2005 г.

91. Веселкин А.П. Инженерный расчет защиты атомных электростанций. / под.ред. А.П. Веселкина, Ю.А. егорова,. -М.: Атомиздат, 1976. - с.296

92. Денисов А. В. Радиационная стойкость минеральных и полимерных строительных материалов. / Денисов А. В., Дубровский В. Б., Соловьев В. Н. Справочное пособие. Москва: Издательский дом МЭИ, 2012

93. Ершов В. Ю. Радиационная стойкость портландцементного камня с химическими и минеральными добавками. Автореферат диссертации кандидата технических наук. М, 1992

94. Методические рекомендации по неразрушающим испытаниям бетона МР-5-83, М Р-6-83, МР-7-83, МР-8-83 БУХАРЕСТ - КИЕВ 1985

95. Рекомендации по подбору составов тяжелых и мелкозернистых бетонов» (к ГОСТ 27006-86) Москва ЦИТП 1990