Wyniki badania betonu z obudowy reaktora jądrowego EWA

• Autorzy: Jóźwiak-Niedźwiedzka D. , Dąbrowski M. , Brandt A. M. , Burakowska A. , Baran T.

Warianty tytułu

EN

The results of the concrete shield of the EWA nuclear reactor

• Języki publikacji: PL EN

Abstrakty

PL

W pracy przedstawiono badania betonowej obudowy doświadczalnego reaktora jądrowego EWA po procesie starzenia, a także napromienienia podczas jego eksploatacji od roku 1958. Oszacowano, że do 24 lutego 1995 roku reaktor eksploatowano 107400 h pod obciążeniem 10 MW, po uwzględnieniu przerw technologicznych i mniejszej mocy reaktora w początkowych latach. W celu pobrania próbek betonowej obudowy odwiercono 7 rdzeni, przy czym oprócz walców o różnej długości i o średnicach 100 i 80 mm uzyskano nieregularne kawałki złomu betonowego. Próbki odwiercone powyżej kanału poziomego miały gęstość 2,4 g/cm3, natomiast poniżej tego kanału, gdzie w betonie stwierdzono więcej stalowych kęsów, gęstość betonu wynosiła średnio 3,1 g/cm3. W próbkach pobranych nad i pod kanałem, wytrzymałość betonu wynosiła odpowiednio 30,6 MPa i 28,2 MPa. Kruszywo grube stanowiła ruda żelaza: goethyt łamany (limonit), o max. wymiarze ziaren do 29 mm; procentowa zawartość grubych ziaren wynosiła od 25 do 35%. Kruszywem drobnym była zarówno ruda żelaza [głównie goethyt] jak i piasek kwarcowy do 2 mm. Ponadto w betonie znajdowały się kawałki stali o różnych kształtach, ich zawartość wynosiła około 25%. Próbki betonu miały dużą porowatość dostępną dla wody, znacznie przekraczającą 16%, natomiast porowatość otwarta wynosiła od 24,5% do 30,7%. Pomimo zauważonych spękań ziaren kruszywa, wyniki badań nie pozwalają na stwierdzenie wpływu napromienienia w badanej warstwie obudowy reaktora.

EN

This paper is presenting the study of the concrete shielding of EWA research nuclear reactor which was after the ageing process and also under radiation during the reactor exploitation from 1958 year. According to the assessment the reactor was in exploitation till 24 February 1995 during 107400 h under the load of 10 MW, after taking into account the technological breaks and that in the begging years the reactor power was lower. For sampling of the concrete shielding the 7 cores were drilled in, wherein except rollers of different length and of diameters of 100 and 80 mm, the irregular pieces and concrete rubble were obtained. The specimens drilled out over the horizontal channel had the density of 2.4 g/cm3 and under this channel, where in concrete were more steel pieces, the density was 3.1 g/cm3. The compressive strength of concrete samples drilled out over and under the channel was 30.6 MPa and 28.2 MPa respectively. The coarse aggregate was iron ore: crushed goethite with the grains up to 29 mm; the content of this aggregate was from 25% to 35%. The goethite and quartz sand grains under 2 mm was fine aggregate. The concrete samples had high open porosity in the range from 24.5% to 30.7%. Despite of numerous found cracks of aggregate grains the research results did not give the possibility to establish the radiation influence in the examined layer of concrete shielding.

Słowa kluczowe

PL

reaktor jądrowy; osłona betonowa; wpływ promieniowania; mikrostruktura; właściwości mechaniczne; porowatość; absorpcja wody

EN

nuclear reactor; concrete shield; radiation influence; microstructure; mechanical properties; porosity; water absorption

• Wydawca: Fundacja Cement, Wapno, Beton
• Czasopismo: Cement Wapno Beton
• Rocznik: 2018
• Tom: R. 21/83, nr 3
• Strony: 226--238
• Opis fizyczny: Bibliogr. 15 poz., il., tab.

Twórcy

autor

Jóźwiak-Niedźwiedzka D.

• Instytut Podstawowych Problemów Techniki, Polska Akademia Nauk, Warszawa

autor

Dąbrowski M.

• Instytut Podstawowych Problemów Techniki, Polska Akademia Nauk, Warszawa

autor

Brandt A. M.

• Instytut Podstawowych Problemów Techniki, Polska Akademia Nauk, Warszawa

autor

Burakowska A.

• Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Otwock

autor

Baran T.

• Instytut Ceramiki i Materiałów Budowlanych, Oddział Szkła i Materiałów Budowlanych, Kraków

Bibliografia

• 1. M. A. Glinicki, Długotrwała funkcjonalność betonu w konstrukcjach osłonowych elektrowni jądrowych, Instytut Podstawowych Problemów Techniki PAN, str. 64, Warszawa 2015.
• 2. Z. Ablewicz, B. Jóźwik, Betonowe osłony biologiczne badawczych urządzeń jądrowych, Komunikat, XIV Konferencja Naukowa KILiW PAN oraz KN PZITB, 18-27 września 1968.
• 3. K. F. Kaplan, Concrete radiation shielding. Longman Scientific&Technical, p. 457, 1989.
• 4. Bezpieczeństwo jądrowe i ochrona radiologiczna, Biuletyn Informacyjny Państwowej Agencji Atomistyki, Nr 1-2, Vol . 30, Warszawa 1997.
• 5. K. Tymińska, J. Ośko, A. Niepokólczycka-Fenik, Modelowanie reaktora EWA i szacunkowe określenie strumieni w czasie 30 lat eksploatacji. Opracowanie wewnętrzne niepublikowane, Projekt „Atomshield”, 2015.
• 6. Z. Celiński, 20 lat pracy reaktora badawczego EWA, Opracowanie wewnętrzne niepublikowane, O-175/NB-1/78, 1978.
• 7. T. Wójcik, Jak kupowano reaktor w Świerku? Postępy Techniki Jądrowej, 54, 1, (2011).
• 8. D. Jóźwiak-Niedźwiedzka, K. Gibas, M. A. Glinicki, Petrographic identification of reactive minerals in domestic aggregates and their classification according to RILEM and ASTM recommendations. Roads and Bridges - Drogi i Mosty, 16, 223-239 (2017).
• 9. D. Jóźwiak-Niedźwiedzka, M. Dąbrowski, K. Gibas, A. Antolik, M. A. Glinicki, Alkali-silica reaction and microstructure of concrete subjected to combined chemical and physical exposure conditions, MATEC Web of Conferences, MATBUD 2018 - 8th Scientific-Technical Conference on Material Problems in Civil Engineering, Cracow, Poland, June 25 - 27, 2018.
• 10. D. Jóźwiak-Niedźwiedzka, K. Gibas, A. M. Brandt, M. A. Glinicki, M. Dąbrowski, P. Denis, Mineral composition of heavy aggregates for nuclear shielding concrete in relation to alkali-silica reaction. Procedia Engineering, 108, 16 2-169 (2015).
• 11. M. Dąbrowski, K. Gibas, A. M. Brandt, M. A. Glinicki, Wpływ kruszyw specjalnych na porowatość i przepuszczalność betonów osłonowych, Journal of civil Engineering, Environment and Architecture, 33, 63, p. 97 (2016).
• 12. V. Baroghel-Bouny, Durability indicators: relevant tools for performance-based evaluation and multi-level prediction of RC Durability, RILEM Workshop on Performance Based Evaluation and Indicators for concrete Durability, p. 3, Ma dr yt 2006.
• 13. T. Rockwell, III ed.: Reactor shielding design manual. NRB, Div. of Reactor Development, US, Atomic Energy Comm., 1956.
• 14. V. B. Dubrovskii, Sh. Sh. Ibragimov, M. Ya. Kulakovskii, A. Ya. Ladygin, B. K. Pergamenshchik, Radiation damage in ordinary concrete. Transl. Atomnaya Energiya, 4, 310-316 (1967).
• 15. R. G. Jaeger, (ed): Engineering compendium on radiation shielding, vol. II, p. 457 1989.

Uwagi

Opracowanie rekordu w ramach umowy 509/P-DUN/2018 ze środków MNiSW przeznaczonych na działalność upowszechniającą naukę (2018).