Для обеспечения безопасности эксплуатации ядерных реакторов АЭС и ядерных энергетических установок (ЯЭУ) требуются материалы не только с высокой поглощающей способностью гамма- и нейтронного излучения, но и возможностью длительной эксплуатации при высоких радиационно-термических нагрузках без изменения физико-механических и радиационно-защитных свойств. Важное значение имеют, прежде всего, такие материалы и композиты, которые обладают высокими радиационно-защитными, конструкционными свойствами и высокой радиационной стойкостью. Наиболее актуальной является проблема создания радиационно-защитных материалов обладающих свойствами радиационного упрочнения под воздействием высокоэнергетических излучений. Использование подобных материалов особенно важно для биологической защиты реакторов АЭС расположенных в сейсмоопасных районах, где возможны напряженные состояния во внешней защите под действием факторов окружающей среды и нарушения целостности внутренней оболочки реакторной зоны [1–10].
Основной недостаток известных тяжелых бетонов, используемых в конструкции биологической защиты внешнего контура АЭС с РБМК и ВВЭР, это сравнительно низкие физико-механические показатели (прочность на сжатие до 40 МПа), недостаточно высокие радиационно-защитные свойства и радиационная стойкость при повышенных температурах и мощности дозы более 2 Мрад/час (до 10 МГр), невысокая температура эксплуатации (до 280 °С) и повышенный уровень газовыделения за счет радиолиза связанной воды, содержание которой достигает 140 л/м3 бетона. В связи с этим, действующие АЭС ставят вопрос о повышении радиационно-защитных свойств конструкционного тяжелого бетона и возможности его эффективной эксплуатации в условиях повышенных радиационно-термических нагрузок [11–21].
Решение данной проблемы возможно на основе новых научных и научно-технических подходов к разработке радиационно-стойких радиационно-защитных композиционных материалов с использованием общих физических закономерностей взаимодействия излучения с веществом, математических методов анализа и экспериментальных исследований защитных свойств материалов в реакторной зоне. Необходим новый подход, основанный на использовании функциональных радиационно-защитных наполнителей с активной поверхностью, способных к образованию гидролитически стабильной системы связей с органическим или неорганическим связующим [22–34].
Цель исследования
Разработать технологию получения конструкционного радиационно-защитного композиционного материала для реакторов ВВЭР, обладающего повышенной радиационной стойкостью и способностью радиационного упрочнения под воздействием высокоэнергетических излучений.
Материалы и методы исследования
Для получения радиационно-защитных композитов использован высококачественный магнетитовый железорудный концентрат с содержанием железа 68,5 %, портландцемент марки М500 и кремнийорганический модификатор (этилсиликат). Выбор магнетитового концентрата обусловлен его более высокой (в сравнении с гематитом) поверхностной активностью и способностью к ферритизации с компонентами цементного связующего. Композит получали методом полусухого прессования под давлением 25 МПа с последующей термической обработкой в условиях водяного пара.
Исследование радиационно-защитных свойств разработанных материалов проводили с использованием точечного источника γ-излучения l37Cs (Еγ = 661 кэВ) активностью 2,l 109 Бк и точечного источника γ-излучения 60Со (Eγ1 = 1172 кэВ и Еγ2 = 1332 кэВ) активностью 6,28 108 Бк.
Результаты исследования и их обсуждение
Для увеличения физико-химической активности магнетита проведена его активация по методу мономолекулярного наслаивания с помощью одноименных ионов Fe3+ из раствора:
(1)
(2)
Здесь ион железа координирован с соответствующим ионом кристаллической решетки твердой фазы Fe-концентрата. Возникновение на ней указанного соединения соответствует процессу принудительной гидратации ее гидроксилами, входящими в структуру этого соединения. Молекулы растворителя координируются, в результате чего образуются сольватные комплексы – аквакомплексы Fe(H2O)х3+.
С учетом конструкционных и радиационно-защитных характеристик подобран оптимальный состав композита (табл. 1).
Таблица 1
Компонентный состав радиационно-защитного композита
|
Содержание компонентов, % масс. |
|||
|
Портландцемент |
Магнетит |
Этилсиликат |
Вода |
|
18,1 |
72,6 |
4,6 |
4,7 |
Таблица 2
Физико-технические и эксплуатационные характеристики разработанного композита
|
Показатель |
Значение |
|
Плотность, кг/м3 |
3800 |
|
R (сжатие), МПа (кгс/см2) |
70 (700) |
|
R (изгиб), МПа (кгс/см2) |
25 (250) |
|
Марка по водонепроницаемости |
В12 |
|
Марка морозостойкости |
> 400 |
|
Деформация усадки, мм/м |
0,07 |
|
Температура эксплуатации, °С |
400 |
|
Термостойкость, 0С |
700 |
|
Водопоглощение, % мас. |
4,0 |
|
КЛТР, 10-6 ºК-1 |
8,8 |
|
Коэффициент теплопроводности, Вт/(м·К) |
0,90 |
|
Воздухопроницаемость, см3/ (см2 · с) |
1 |
Таблица 3
Длины релаксации мощности дозы и полные коэффициенты ослабления γ-излучения в радиационно-защитном композите
|
Показатель |
Источник γ-излучения |
|
|
137Cs |
60Со |
|
|
Длина релаксации, см |
4,37 ± 0,1 |
5,7 ± 0,1 |
|
Полный коэффициент ослабления μполн, см-1 |
0,36 |
0,25 |
Проведенные комплексные исследования позволили выявить следующие закономерности влияния состава сырьевой смеси и технологических факторов на кинетику твердения прессованного композиционного материала:
1. Увеличение соотношения вода – вяжущее в смеси приводит к значительному росту начальной скорости твердения прессованного композита.
2. При небольших давлениях прессования (до 5 МПа) композиций и в ранние сроки твердения модуль крупности железорудного концентрата играет незначительную роль в процессе твердения прессованного композиционного материала. С увеличением давления прессования (до 25 МПа) и увеличении сроков твердения, роль модуля крупности железорудного концентрата в повышении прочности композиционного материала возрастает.
Основные физико-технические характеристики композита представлены в табл. 2.
Проведены экспериментальные исследования радиационно-защитных характеристик разработанного композита по ослаблению мощности дозы гамма-излучения в условиях «барьерной» геометрии защиты. Для исключения вклада в показания детекторов рассеянного γ-излучения геометрии исследуемые образцы материала были защищены специальными экранами из свинца толщиной 5 см.
Длины релаксации мощности дозы и полные коэффициенты ослабления μполн γ-излучения в материале, измеренные в условиях «барьерной» геометрии для двух типов источников представлены в табл. 3.
Заключение
Таким образом, проведенные исследования показали высокие эксплуатационные и радиационно-защитные свойства разработанного композиционного материала на основе модифицированного магнетитового концентрата, органосилоксанового и цементного связующего. Полученные данные позволяют рекомендовать разработанный материал для проведения дальнейших исследований радиационной стойкости и механизмов радиационного упрочнения под действием высокоэнергетических излучений с целью его применения в качестве конструкционной биологической защиты на ядерно-энергетических объектах.
Работа выполнена при поддержке проектной части Государственного задания Минобрнауки РФ, проект № 11.2034.2014/K и гранта РФФИ, проект. № 14-41-08059.