Концепція покращення радіаційного захисту з використанням нових композитних матеріалів
Вантажиться...
Дата
2026
Автори
Науковий керівник
Назва журналу
Номер ISSN
Назва тому
Видавець
КПІ ім. Ігоря Сікорського
Анотація
Романенко І.М. Концепція покращення радіаційного захисту з використанням нових композитних матеріалів. - Кваліфікаційна наукова праця на правах рукопису. Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора філософії за спеціальністю 143 «Атомна енергетика». – Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» Київ, 2026.
Дисертаційна робота присвячена актуальній задачі дослідження та аналізу захисних властивостей від радіаційного випромінювання для різних бетонних сумішей, армованих базальтовою фіброю з різними важкими агрегатами. В рамках даної роботи розроблено нейтронно-фізичні моделі радіаційного захисту для сучасних енергетичних реакторів, перспективних ядерних реакторів нового покоління та контейнерів для зберігання відпрацьованого ядерного палива. Ця робота виконується в рамках наступних міжнародних та українських науково-дослідних проектів: - Horizon 2020 project “Development of boron-infused basalt fiber concrete for nuclear and radioactive waste management applications (M-ERA.Net)”, May 2018 – Apr 2020; - НДР «Вплив радіаційного випромінювання на структурні та термофізичні властивості матеріалів реакторів 4 покоління» пропонується для виконання в ІПБ АЕС НАН України в рамках цільової програми «Ядерні та радіаційні технології для енергетичного сектору і суспільних потреб», розділ програми «Підвищення ефективності та безпеки експлуатації діючих ядерних установок України»; - НДР «Виконання робіт з науково-технічного супроводу на етапах будівництва і введення в експлуатацію ЦСВЯП». У вступі обґрунтувано актуальність обраної теми дисертаційної роботи, сформульовано мету й основні завдання дослідження, об’єкт, предмет дослідження, зазначена наукова новизна та визначена практична цінність отриманих результатів, показано особистий внесок автора та відомості про апробацію результатів дослідження, зазначена кількість публікацій, виконаних за темою дисертаційної роботи. У першому розділі розглянуто декілька основних найвпливовіших досліджень в області впливу радіаційного опромінення на бетонні конструкції. Огляд цих робіт дає змогу зробити висновок про деяку обмеженість в представлених даних. Значення механічних властивостей бетонів для нейтронних потоків більше 1,0·1019 н/см2 іноді були отримані при температурі >100 °C. Це обмежує їх практичне використання для біологічного захисту традиційних АЕС та сховищ ВЯП, оскільки температура в конструкції біологічного захисту або опорних конструкціях корпусу ядерного реактору обмежена в середньому 65° C з піковими значеннями, що не перевищують 93° C. Така підвищена температура за відсутності радіації може також згубно впливати на механічні характеристики бетонів та цементні розчини. Отже, дані вище >100°C є суперпозицією як шкідливих ефектів нейтронного опромінення, так і підвищеної температури. Також представлені дані не віднормовані до конкретних відсічень енергії нейтронів. Відсічення по енергії нейтронів має вирішальне значення для оцінки деградації бетону та необхідності прийнятого інтегрованого параметра пошкодження. Лише деякі автори опублікували спектр нейтронного флюєнсу для тестових позицій, які використовували у своїх дослідженнях. Через недостатню інформацію в літературі будь-які спроби нормувати дані або визначити життєздатний інтегрований параметр пошкодження на основі емпіричних доказів у цей час залишається досить складними. Ще одне із значних розбіжностей в представлених даних - це склад бетону та метод його приготування. Наприклад, спостерігаються зміни в співвідношенні агрегату до цементу для різних авторів, а також у співвідношенні вода-цемент. Ці відхилення в приготуванні бетонної суміші, можуть суттєво впливати на результати фізичних та механічних властивостей, а також можуть змінювати реакцію бетону на опромінення нейтронами. Всі ці фактори свідчать про необхідність додаткових експериментальних випробувань бетонних зразків при опроміненні, хоча збільшена кількість представлених даних, раніше опублікованих тенденцій, допомагає збільшити впевненість у висновках, запропонованих у літературі. У другому розділі описано експериментальне дослідження нових композитних матеріалів, армованих базальтовою фіброю з різною концентрацією оксиду бора (6% та 12%). Основними об’єктами дослідження обрано: стандартну суху бетонну суміш В15Р3, що використовується в будівництві. Суміш містила портландцемент (1100-1200 кг/м3, міцність за 28 діб 51,2 МПа); Дніпровський річковий пісок, як дрібний наповнювач і щебінь гранітний, як крупний наповнювач; зразки з різною концентрацією оксиду бору (B2O3): 6% і 12%. В результаті дослідження захисних властивостей від нейтронного випромінювання композитного бетону з різною кількістю базальт-борної фібри показано, що потік нейтронів крізь 100 мм композитного бетону, що вміщує фібру з 12 % (мас.) В2О3 , зменшується на 15 %, а при вмісті 6 % (мас.) В2О3 – лише на 3 %. При збільшенні товщини бетону до 500 мм обидва типи фібри сприяють зменшенню потоку нейтронів в 2-3 рази. Для захисних споруд з великою товщиною бетонів рекомендовано фібру, що вміщує 6 % (мас.) В2О3, а для малої товщини бетонів - фібру з 12 % (мас.) В2О3. Отримані результати по вивченню впливу добавок В2О3 мають значний потенціал у використанні в атомній енергетиці, як матеріалу біологічного захисту від нейтронного випромінювання. У трьетьому розділі проведено дослідження нового композитного матеріалу з базальт-борною фіброю різної концентрації для радіаційного захисту від нейтронного випромінювання. Було розглянуто два випадки. У першому випадку розглянуто два типи надважкого бетону: зі звичайним щебеневим агрегатом та з баритовим агрегатом. До кожного з цих типів бетону додавалося від 1 до 50 кг базальтової фібри на 1 м3 бетону. В результаті нейтроннофізичного моделювання визначено коефіцієнти передавання струму нейтронів від джерела нейтронів до детектора при проходженні через різні товщини запропонованих бетонних композицій. Отримані результати моделювання проаналізовано з точки зору ефективності згасання нейтронного випромінювання. Проаналізовано перерізи реакції нейтронного захоплення для вибраних ізотопів, що допомогло зрозуміти захисні властивості бетону щодо нейтронного випромінювання для різних бетонних композицій. Продемонстровано, що бетон невеликої товщини із звичайним щебенем має кращі характеристики згасання завдяки кращому розсіюванню нейтронів на легких ядрах, а бетон більшої товщини з баритом має кращі характеристики згасання завдяки кращим поглинаючим властивостям. Показано, що додавання базальтової фібри в бетон не тільки покращує його механічні властивості та зменшує кількість і величину мікротріщин, але й збільшує здатність до захисту від нейтронного випромінювання. У другому випадку представлено новий композитний матеріал для радіаційного захисту на основі важкого бетону з серпентинітом, армованого базальтборною фіброю, з різними концентраціями оксиду бору, для використання в біологічному захисті в атомній енергетиці. Захисні властивості нового композитного матеріалу були досліджені з різними джерелами нейтронного випромінювання, а саме: 1) нейтрони з енергією 14 МеВ; 2) швидкі нейтрони, що утворюються при поділі U-235 (джерело спектра поділу U-235); 3) швидкі нейтрони поділу U-235 після проходження шару води. Для обох випадків виконано моделювання проходження нейтронного випромінювання в цих композитних матеріалах за допомогою Монте-Карло коду Serpent. Ці моделі дозволяють проводити розрахунок переносу нейтронів в бетонних шарах з різною товщиною і різною кількістю шарів. У четвертому розділі наведено результати дослідження нових композитних матеріалів для біологічного захисту контейнерів HI-STORM, що використовуються для зберігання відпрацьованого ядерного палива на центральному сховищі відпрацьованого ядерного палива. Було досліджено два процеси. Перший процес - проходження первинних фотонів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання фотонів відпрацьованого ядерного палива. Другий процес - визначення вторинних фотонів, що утворилися внаслідок поглинання та непружного розсіювання первинних нейтронів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання. У першому та другому процесах досліджувалися два типи важкого бетону: бетон з гранітним щебнем та бетон з базальтовим щебнем. До бетону з гранітним щебнем додавалися два типи базальт-борної фібри з різними концентраціями оксиду бору. Перший тип базальтової фібри містить 5 % маси B2O3 і 95 % маси базальту. Другий тип базальтової фібри містить 10 % B2O3 і 90 % базальту. На один метр кубічний бетону з гранітним щебнем додавалося від 1 кг до 20 кг базальт-борної фібри. Методом Монте-Карло виконано моделювання процесу радіаційного поглинання нейтронів з подальшим утворенням та проходженням фотонів через бетон біологічного захисту контейнера HI-STORM. Проаналізовано захисні властивості бетону з додаванням базальтової фібри та різним масовим вмістом оксиду бору (5 % і 10 %). Модифіковані склади бетону мають більше переваг порівняно зі звичайним бетоном. Продемонстровано, що для покращення захисних властивостей від фотонного випромінювання в бетон доцільно додавати наповнювач з більшою густиною. Також, як композитний матеріал, запропонована базальт-борна фібра, яка має значний потенціал та може бути використана в атомній енергетиці для покращення захисних властивостей біологічного захисту контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива.
Опис
Ключові слова
ядерна та радіаційна безпека, відпрацьоване ядерне паливо, ядерне паливо, базальтова фібра, ядерний реактор, активна зона, композитний матеріал, радіаційний захист, моделювання, Монте-Карло, ядерна енергетика, біологічний захист, іонізуюче випромінення, nuclear and radiation safety, spent nuclear fuel, nuclear fuel, basalt fiber, nuclear reactor, active zone, composite material, radiation protection, modeling, Monte Carlo, nuclear power, biological protection, ionizing radiation
Бібліографічний опис
Романенко, І. М. Концепція покращення радіаційного захисту з використанням нових композитних матеріалів : дис. … д-ра філософії : 143 – Атомна енергетика / Романенко Ірина Михайлівна. – Київ, 2026. – 159 с.