Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Równoczesne tłumienie promieniowania gamma i neutronów w jednowarstwowej osłonie betonowej

Safamehr Majid, Izadinia Mohsen, Hashemi Seyed Hamid, Hoseini Seyed Jalil

Cement Wapno Beton

|

2021

|

R. 26, nr 6

503--514

PL

Dzięki możliwości zastosowania różnych połączeń, beton jest jednym z najbardziej odpowiednich materiałów do konstruowania osłon przed promieniowaniem. W niniejszych badaniach kruszywo hematytowe i magnetytowe zastąpiło kruszywo zwykłe, oddzielnie i całkowicie w dwóch etapach. Dodatkowo zastępowano 2,5, 5 i 10% masowych cementu węglikiem boru. Przeprowadzono badanie gęstości, tłumienia promieniowania gamma z użyciem źródła Co 60 i promieniowania neutronowego z użyciem Am-Be 241. Zgodnie z wynikami, zastąpienie kruszywa zwykłego kruszywem hematytowym, poprawiło liniowy współczynnik tłumienia i makroskopowy przekrój czynny absorpcji neutronów betonu odpowiednio o 17% i 73%. Właściwości te poprawiły się odpowiednio o 37% i 105%, przy zastosowaniu kruszywa magnetytowego. Ponadto, przy dodaniu do składu betonu maksymalnie 10% węglika boru, makroskopowy przekrój czyny wzrósł o 120%, jednak liniowy współczynnik tłumienia zmniejszył się tylko o 5-8%. Oznacza to, że możliwe jest uzyskanie odpowiedniego tłumienia promieniowania gamma i wiązek neutronów jednocześnie, w jednej warstwie betonowej osłony. Ponadto stwierdzono dobrą zgodność wyników badań i symulacji Monte Carlo.

EN

The ability to create various compounds has made concrete one of the most suitable materials for constructing radiation shields. In this investigation, hematite and magnetite aggregates were used to replace ordinary aggregate, separately and completely in two stages. Boron carbide was also substituting cement at percentages of 2.5, 5, and 10 by mass. The density test, gamma irradiation with Co 60 and neutron irradiation with Am-Be 241 were performed. According to the results, the replacement of ordinary aggregates with hematite aggregates in concrete, improved the linear attenuation coefficient and macroscopic cross section by 17% and 73%, respectively. These parameters increased by 37% and 105%, respectively, by the use of magnetite aggregates. Moreover, with the addition of a maximum of 10% boron carbide to the concrete, the macroscopic cross-section increased by 120%, however, the linear attenuation coefficient decreased by between 5% and 8%. This means that it is possible to have a suitable attenuation of gamma ray and neutron beams in a single layer of concrete shield simultaneously. In addition, the results of the tests and Monte Carlo simulation were found to have good consistency.

2

Rola nanokrzemionki w betonie zawierającym kruszywo hematytowe i magnetytowe oraz węglik boru jako osłony przed promieniowaniem gamma

Safamehr Majid, Izadinia Mohsen, Hashemi Seyed Hamid, Koohestani Saeideh

Cement Wapno Beton

|

2021

|

R. 26, nr 3

218--232

PL

W artykule opisano wyniki badań dwóch betonów ciężkich, pierwszy zawierający kruszywo hematytowe i drugi magnetytowe. Węglik boru wprowadzono jako zamiennik cementu w ilościach 2,5; 5 i 10% masowych. Następnie w tych mieszankach ilość cementu zmniejszono o 5% i zastąpiono nanokrzemionką. Zbadano także właściwości betonu: wytrzymałość na ściskanie, szybkość przejścia fali ultradźwiękowej i gęstość, a także napromieniowano próbki kobaltem 60, w celu określenia współczynnika tłumienia liniowego. Zastosowanie kruszyw zawierających tlenek żelaza, a zwłaszcza magnetyt, było korzystne dla wszystkich wymienionych właściwości, natomiast odwrotnie było w przypadku dodania do mieszanki węglika boru. Dodatek nanokrzemionki skompensował spadek wytrzymałości betonu na ściskanie spowodowany dodatkiem węglika boru, ale zmniejszył współczynnik tłumienia liniowego o około 4%. Jednak właściwości mieszanek zawierających węglik boru i nanokrzemionkę były zawsze lepsze niż w przypadku betonów zwykłych. W celu określenia współczynnika tłumienia liniowego przeprowadzono symulacje Monte Carlo, których wyniki okazały się zgodne z wynikami uzyskanymi w trakcie badań doświadczalnych.

EN

Two families of heavy concrete were investigated in this project, the first containing hematite and the second magnetite aggregates. Boron carbide also replaced cement in mass of 2.5, 5 and 10%. Once again, in these compounds the content of cement was reduced by 5% and replaced by nanosilica. Such parameters as compressive strength, ultrasonic pulse velocity and density were investigated, and the specimens were irradiated with cobalt 60, to quantify the linear attenuation coefficient. Using iron ore aggregate, especially magnetite, was advantageous for all the above-mentioned parameters, while the opposite was true, when boron carbide was added to the mix. The addition of nanosilica compensated the decrease in compressive strength of concrete due to the presence of boron carbide, but reduced the linear attenuation coefficient by about 4%. However, the properties of the mixes containing boron carbide and nanosilica, were always better than those of conventional concretes. To quantify the linear attenuation coefficient, Monte Carlo simulations were performed, and their results turned out to be in good agreement with those obtained by the experimental measurements.

3

Wyniki badania betonu z obudowy reaktora jądrowego EWA

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

Cement Wapno Beton

|

2018

|

R. 21/83, nr 3

226--238

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.

4

Badania doświadczalne sprężonej powłoki ochronnej stalowego zbiornika amoniaku

Seruga A., Seruga T., Zych M., Kaźmierczak S., Ślaga Ł.

Materiały Budowlane

|

2015

|

nr 9

110--111

PL

W artykule przedstawiono sposób realizacji powłoki z betonu sprężonego stanowiącej osłonę zbiornika stalowego, w którym magazynowany jest amoniak o temperaturze dochodzącej do -40 °C. Zaprezentowano wyniki badań przeprowadzonych w trakcie realizacji sprężenia, które stanowią podstawę do oceny skuteczności zrealizowania założeń projektowych.

EN

This paper presents method of realization of a post-tensioned concrete tank shell which pose the last barrier in ammonia storage tank where temperature may decrease to -40 °C. The paper presents results of investigations that were conducted during the post-tensioning of the tank wall. The aim of the tests was to evaluate the effectiveness of post-tensioning.

5

Zagrożenie betonów barytowych występowaniem reakcji krzemionki z wodorotlenkami sodu i potasu

Jóźwiak-Niedźwiedzka D., Brandt A.M., Gibas K., Denis P.

Cement Wapno Beton

|

2014

|

R. 19/81, nr 4

234--242

PL

Betony w konstrukcjach osłonowych przed promieniowaniem jonizującym muszą być wykonywane w sposób szczególnie staranny, aby spełniały wszystkie wymagania, nie tylko skutecznego osłabiania różnorodnego promieniowania, ale także trwałości. W artykule przedstawiono wyniki badań składu mineralnego kilku kruszyw barytowych, stwierdzając w jednym obecność cristobalitu. Kruszywo to, badane zgodnie z normą ASTM C1260-07 okazało się reaktywne. Stwierdzono także, że przedłużenie czasu badania do 56 dni, dostarcza dodatkowych informacji o reaktywności kruszyw i może stanowić podstawę do wykluczenia ich stosowania w betonach osłonowych.

EN

Concretes for the shields against ionizing radiation should be produced with particular care to satisfy all requirements, not only effective attenuation of different radiation but also assuring sufficient durability. In the paper the results of mineral compositions examination of four barite aggregates, in one of which cristobalite was found. This aggregate was reactive, according to ASTM C1260-07 requirements. It was also shown that the prolongation of the time of aggregates immersion in NaǀOH solution to 56 days, gives additional information about their reactivity, and can be the basis for evaluation of their applicability in concrete shields.

6

O wpływie promieniowania jonizującego na mikrostrukturę i właściwości osłon betonowych – przegląd

Brandt A. M., Jóźwiak-Niedźwiedzka D.

Cement Wapno Beton

|

2013

|

R. 18/80, nr 4

216--237

PL

Osłony z betonu są używane powszechnie w budownictwie związanym z wytwarzaniem energii w reaktorach atomowych oraz w przypadku innych zastosowań materiałów rozszczepialnych radioaktywnych. Obok zapewnienia funkcji konstrukcyjnych i osłonowych konieczna jest trwałość tych konstrukcji i kontrola starzenia się betonu w warunkach wszystkich oddziaływań zewnętrznych. Ważnym problemem jest wpływ promieniowania na mikrostrukturę i właściwości betonów, zwłaszcza w przypadku wysokich dawek promieniowania, nagromadzonych w ciągu wielu lat. Na podstawie obecnego zasobu informacji i stosując zaawansowane metody badawcze jest możliwe projektowanie i budowanie betonowych konstrukcji, zabezpieczających środowisko i personel w elektrowniach jądrowych i innych urządzeniach w okresie ich eksploatacji. Jednak o ile właściwości osłonowe betonów są dobrze określone, to zagadnienia związane z długotrwałym oddziaływaniem różnego rodzaju promieniowania na beton w instalacjach reaktorów jądrowych wymagają dalszych badań, przy czym podstawowe prace związane z bezpieczeństwem powinny być prowadzone w lokalnych warunkach klimatycznych i przy użyciu lokalnych materiałów.

EN

Concrete is used universally as basic material for shields against ionizing radiation in various buildings related to nuclear power structures and for other applications of fission materials. Beside structural and shielding functions, concrete containment walls should have sufficient durability and the control of the ageing of concrete is necessary in all conditions of their functioning. There are serious problems related to the influence of radiation on concrete microstructure and properties, particularly during long term exploitation. On the basis of present state of knowledge and with advanced research methods it is possible to design and to build concrete shields for protection of environment and personnel in nuclear power plants and various installations during their exploitation. However, as the shielding properties of concrete are well defined, the problems related to the long term influence of various kinds of radiation on concrete require further investigations and basic research in order to ensure safety should be carried on in local conditions and using local basic materials.

7

Beton jako materiał osłon przed promieniowaniem jądrowym – przegląd

Brandt A.M.

Cement Wapno Beton

|

2013

|

R. 18/80, nr 2

115--132

PL

Beton jest głównym materiałem stosowanym do budowy osłon przed promieniowaniem ze względu na stosunkowo niski koszt oraz możliwość spełniania także funkcji konstrukcyjnych. Betony osłonowe muszą być komponowane i wykonywane w sposób szczególny, aby spełniały wszystkie wymagania, nie tylko skutecznego osłabiania różnorodnego promieniowania, ale także trwałości. W artykule przedstawiono podstawowe zagadnienia związane z projektowaniem betonów osłonowych na tle obecnego stanu wiedzy. Aktualna wiedza i znajomość technologii w tej dziedzinie inżynierii jest potrzebna przed przystąpieniem do budowy przemysłowych reaktorów atomowych w Polsce niezależnie od sposobu realizacji takiej inwestycji.

EN

Concrete is a basic material for protection shields against radiation because of its relatively low cost and ability to perform structural functions. Concretes for shields have to be composed and executed especially for purpose in order to satisfy various requirements, related non only to altenuation of different forms of radiation but also for expected durability. In the paper main problems related to designing such concretes and their execution are described on the basis of the present state of knowledge. In view of future investments in nuclear energy in Poland, it is necessary to upgrade our level of knowledge and technology in this part of material engineering; this seems to be independent on the way in which these projects will be realized.