Właściwości cementów specjalnych przeznaczonych do betonu w konstrukcjach osłonowych elektrowni jądrowych

• Autorzy: Baran T. , Glinicki M. A. , Jóźwiak-Niedźwiedzka D.

Warianty tytułu

EN

The properties of special cements for shielding constructions in nuclear power plants

• Języki publikacji: PL EN

Abstrakty

PL

W pracy przedstawiono wyniki badań betonów z cementów specjalnych, przeznaczonych do produkcji osłon przed promieniowaniem jonizującym. Zakres badań objął cement portlandzki, cement portlandzki popiołowy oraz cementy z różną zawartością granulowanego żużla wielkopiecowego. Zastosowanie cementów specjalnych zmniejszyło możliwość zachodzenia reakcji wodorotlenków sodu i potasu z kruszywem w betonie. Przy zastosowaniu CEM I 42,5N LH/SR3/NA i CEM III/A 42,5N LH/HSR/NA w betonie ciężkim o gęstości 3200-3600 kg/m3 wytrzymałość na ściskanie wynosiła od 45-62 MPa i 62-81 MPa, odpowiednio po 28 i 90 dniach dojrzewania. Porównanie efektów stosowania CEM III/A 42,5N LH/HSR/NA w miejsce CEM I 42,5N LH/SR3/NA w betonie ciężkim wykazało systematyczny spadek współczynnika szybkości absorpcji wody, zmniejszenie współczynnika dyfuzji jonów chlorkowych, jednak zwiększyła się szybkość karbonatyzacji.

EN

The results of studies of concretes from the special cements, destined to the production of shields against the radiation. The study included Portland cement, Portland fly ash cement, and cements with different content of granulated blast-furnace slag. The application of special cements decreased the possibility of ASR occurrence. CEM I 42.5N LH/SR3/NA and CEM III/A42.5N LH/HSR/NA usage in heavy concrete of gravity in the range of 3200-3600 kg/m3, the compressive strength was in the range of 45-62 MPa and 62-81 MPa after 28 and 90 days, respectively. The comparison of the effect of CEM III/A42,5N LH/HSR/NA usage instead of CEM I 42,5N LH/SR3/NA for heavy concrete production the systematic decrease of the rate of water absorption, decrease of coefficient of chloride ions diffusion, but increased the carbonation rate, was shown.

Słowa kluczowe

PL

elektrownia jądrowa; beton osłonowy; cement specjalny; właściwości mechaniczne; nasiąkliwość; ciepło hydratacji; szybkość karbonatyzacji

EN

nuclear power plant; shielding concrete; special cement; mechanical characteristics; water absorption; hydration heat; carbonation rate

• Wydawca: Fundacja Cement, Wapno, Beton
• Czasopismo: Cement Wapno Beton
• Rocznik: 2016
• Tom: R. 21/83, nr 4
• Strony: 207--216
• Opis fizyczny: Bibliogr. 9 poz., il., tab.

Twórcy

autor

Baran T.

• Instytut Ceramiki i Materiałów Budowlanych, Oddział w Krakowie

autor

Glinicki M. A.

• Instytut Podstawowych Problemów Techniki PAN, Warszawa

autor

Jóźwiak-Niedźwiedzka D.

• Instytut Podstawowych Problemów Techniki PAN, Warszawa

Bibliografia

• 1. Świadectwo nr 70/89 dopuszczenia do ograniczonego stosowania w budownictwie, ITB Warszawa 17.05.1989 r.
• 2. K. Gibas, M.A. Glinicki., D. Jóźwiak-Niedźwiedzka, M. Dąbrowski, G. Nowowiejski, M.A. Gryziński, Properties of the thirty years old concrete in unfinished Żarnowiec Nuclear Power Plant, Procedia Engineering, 108, 124 – 130, (2015).
• 3. M .A. Glinicki, Długotrwała funkcjonalność betonu w konstrukcjach osłonowych elektrowni jądrowej”, IPPT PAN, Warszawa 2015.
• 4. F . Coppel, M. Lion, Ch. Vincent, T. Roure, Approaches developed by EDF with respect to the apprehension of risks of internal expansion of the concrete on nuclear structures: Management of operating power plants and prevention for new power plants, International Workshop NUCPERF 2012, Cadarache, France, 2015.
• 5. Y . Le Pape, T.M. Rosseel, I. Remec, K.G.J. Field, J.J. Wall, M. Guimaraes, V. Saouma, Perspectives on The Role of Concrete Structures on The License Renewal and Long Term Operation of U.S. Nuclear Power Generation, 2nd Conference on Technological Innovations in Nuclear Civil Engineering, TINCE 2014, Paris September 1-4, 2014.
• 6. J -O. Chénier, D. Komljenovic, V. Gocevski, S. Picard, G. Chrétien, An Approach Regarding Aging Management Program for Concrete Containment Structure at the Gentilly-2 Nuclear Power Plant, Proceeding of 33rd Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, Saskatoon, Vol. 1, 234-259, Canada, June 10 -13, 2012.
• 7. Agostini F. Skoczylas F., Masson B., Sealing of concrete confining structures of French nuclear reactors, Int. Symp. Brittle Matrix Composites-11, IPPT PAN, Warsaw, 2015, 343-352
• 8. Brandt A.M., Application of concrete as a material for anti-radiation shielding – a review, Cement Wapno Beton, 80, 815-822 (2013).
• 9. D. Jóźwiak-Niedźwiedzka, A.M. Brandt, K. Gibas, P. Denis, The alkali-aggregate reaction hazard in the case of barite concretes, Cement Wapno Beton, 81, 234-242 (2014).