БЕТОН КАК ЭКРАНИРУЮЩЕЕ СРЕДСТВО ОТ РАДИАЦИИ

Введение 6
1 Выбор радиационно-защитного материала 9
1.1 Условия применения материала 9
1.2 Исходные требования к материалам 9
1.3 Состав бетона 11
1.4 Тяжелый бетон 18
1.5 Традиционный бетон 18
1.6 Серобетон 19
1.7 Методика прохождения гамма-лучей через бетон 22
1.8 Обзор и выбор источника излучения 30
1.9 Предварительный анализ 31
2. Практические исследования бетона 32
2.1 Определение плотности и прочности бетона с окалиной железной руды 32
2.2 Определение плотности и прочности традиционного бетона 37
2.3 Определение плотности и прочности бетона с металлической дробью . . 40
2.4 Зависимость ослабления гамма-излучения от плотности материала 44
3. Функционально-стоимостной анализ 48
3.1 Функционально-стоимостной анализ бетона с окалиной железной руды 48
3.2 Функционально-стоимостной анализ традиционного бетона 54
3.3 Функционально-стоимостной анализ серобетона 59
3.3.1 Исследования в области использования серобетона и его экономическое обоснование применения 60
4. Оборудование для обследования строительных конструкций 73
5. Литературный обзор 82
6. Зарубежный опыт 90
7. Технология производства и изготовления бетона 98
8. Заключение 107
Библиографический список 108

Купить

На ближайшую перспективу в Российской Федерации (далее - РФ) планируется масштабное развитие атомной энергетики, и такой вид воздействия на структуру и свойства материалов, как ионизирующее излучение требует особого внимания и подхода.
Уровни радиации вокруг современных источников настолько велики, что изменение свойств материалов конструкций в результате их воздействий приводит к потере необходимых эксплуатационных качеств. Развитие ядерных технологий, атомной энергетики, осуществление военной конверсии, развитие химической промышленности и медицины определили главную проблему современности - проблему защиты людей от радиоактивных воздействий с помощью новых высокоэффективных композиционных материалов и связанную с этим проблему захоронения образующихся ядерных отходов.
Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
- не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);
- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).
Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел.-года жизни населения.
В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска [1].
В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:
- для персонала - 1,0х10-3;
- для населения - 5,0х10-5[2].
Решение проблемы обращения с РАО, с учетом необходимости вывода объектов из эксплуатации, предполагает создание сети объектов их окончательной изоляции, позволяющей уменьшить суммарные затраты на весь цикл обращения с РАО, при том что риски возникновения аварий и негативного воздействия РАО на человека и окружающую среду снижаются в 2-3 раза.
Создание эффективной системы безопасного обращения с радиоактивными отходами является принципиальным условием дальнейшего развития атомной энергетики и промышленности. Благодаря исключению стадии длительного хранения отходов значительно повышается экономическая эффективность всего заключительного этапа обращения с РАО. В соответствии с обязательствами, принятыми Российской Федерацией по выполнении Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом (далее - ОЯТ) и безопасностью обращения с РАО, создаваемые системы обращения с РАО и ОЯТ должны обеспечивать государственные гарантии безопасности на всех этапах обращения с ними. Достигнутый уровень научно-технических решений и технологий позволяет обеспечить безопасность всех этапов обращения с РАО [3].
В состав комплекса входят следующие здания, сооружения:
Здание А - производственный корпус;
Здание Б - хранилище цементного компаунда (смесь цемента и РАО);
Здание А предназначено для приёма и подготовки, жидких и гетерогенных САО, и направления подготовленных отходов на установку цементирования.
Хранилище цементного компаунда сооружение Б представляет собой монолитное железобетонное сооружение, состоящее из отсеков для заливки и хранения цементного компаунда (смесь цемента и радиоактивных растворов). Для монолитных конструкций применяется специальный тяжелый высококачественный и высокопрочный бетон, изготовленный на сульфатостойких и среднеалюминатных портландцементах с использование комплексных добавок, содержащих суперпластификатор С-3 и микрокремнезем.
С учетом необходимости обеспечения надежности сооружения в течение проектного срока эксплуатации используется бетон со средней плотностью 2500 кг/см3, классом по прочности на сжатие не менее В60, маркой по водонепроницаемости не ниже W16 и маркой по морозостойкости не ниже F 600
Купить