Концепція покращення радіаційного захисту з використанням нових композитних матеріалів
| dc.contributor.advisor | Письменний, Євген Миколайович | |
| dc.contributor.author | Романенко, Ірина Михайлівна | |
| dc.date.accessioned | 2026-07-16T10:39:10Z | |
| dc.date.available | 2026-07-16T10:39:10Z | |
| dc.date.issued | 2026 | |
| dc.description.abstract | 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. | |
| dc.description.abstractother | I.M. Romanenko The concept of improving radiation protection using new composite materials. - Qualifying scientific work on manuscript rights. Dissertation for obtaining the scientific degree of Doctor of Philosophy in specialty 143 "Atomic Energy". - National Technical University of Ukraine "Ihor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute" Kyiv, 2026. The dissertation is devoted to the actual task of research and analysis of radiation protection properties for various concrete mixtures reinforced with basalt fiber with various heavy aggregates. Within the framework of this work, neutron-physical models of radiation protection for modern power reactors, promising nuclear reactors of the new generation and containers for storage of spent nuclear fuel were developed. This work is carried out within the framework of the following international and Ukrainian research projects: - Horizon 2020 project “Development of boron-infused basalt fiber concrete for nuclear and radioactive waste management applications (M-ERA.Net)”, May 2018 – Apr 2020; - SRW "The influence of radiation on the structural and thermophysical properties of materials of 4th generation reactors" is proposed for implementation at the IPB of the NPP of the National Academy of Sciences of Ukraine within the framework of the target program "Nuclear and radiation technologies for the energy sector and public needs", the section of the program "Increasing the efficiency and safety of the operation of existing reactors" nuclear installations of Ukraine" (project application submitted to NASU); - SRW "Performance of works on scientific and technical support at the stages of construction and commissioning of the CSSNF". The introduction substantiates the relevance of the chosen topic of the dissertation, formulates the purpose and main tasks of the research, the object, the subject of the research, indicates the scientific novelty and determined the practical value of the obtained results, shows the author's personal contribution and information about the approval of the research results, indicates the number of publications carried out under the topic of the dissertation. In the first section, several main and most influential studies in the field of the influence of radiation exposure on concrete structures are considered. A review of these works makes it possible to draw a conclusion about some limitations in the presented data. Values of mechanical properties of concrete for neutron fluxes greater than 1,0·1019 n/cm2 were sometimes obtained at temperatures >100 °C. This limits their practical use for biological protection of conventional nuclear power plants and nuclear fuel storage, since the temperature in the biological protection structure or the supporting structures of the nuclear reactor body is limited to an average of 65° C with peak values not exceeding 93° C. Such an elevated temperature in the absence of radiation can also adversely affect the mechanical characteristics of concrete and cement mortars. Therefore, the data above >100°C is a superposition of both the harmful effects of neutron irradiation and elevated temperature. Also, the presented data are not normalized to specific neutron energy cutoffs. Neutron energy cut-off is crucial for assessing concrete degradation and the need for an adopted integrated damage parameter. Only a few authors have published the neutron fluence spectrum for the test positions used in their studies. Due to the lack of information in the literature, any attempt to normalize the data or to define a viable integrated damage parameter based on empirical evidence remains quite difficult at this time. Another significant discrepancy in the presented data is the composition of concrete and the method of its preparation. For example, there are changes in the ratio of aggregate to cement for different authors, as well as in the water-cement ratio. These deviations in the preparation of the concrete mixture can significantly affect the results of physical and mechanical properties, and can also change the reaction of concrete to neutron irradiation. All these factors indicate the need for additional experimental tests of concrete samples under irradiation, although the increased amount of data presented, previously published trends, helps to increase confidence in the conclusions proposed in the literature. The second section describes an experimental study of new composite materials reinforced with basalt fiber with different concentrations of boron oxide (6% and 12%). The main objects of the study were chosen: standard dry concrete mix B15R3 used in construction. The mixture contained Portland cement (1100-1200 kg/m3, 28-day strength 51.2 MPa); Dnipro river sand as a fine filler and granite crushed stone as a coarse filler; samples with different concentrations of boron oxide (B2O3): 6% and 12%. As a result of the study of the protective properties against neutron radiation of composite concrete with different amounts of basalt-boron fiber, it is shown that the flow of neutrons through 100 mm of composite concrete containing fiber with 12% (by mass) B2O3 decreases by 15%, and with a content of 6% (mass) B2O3 - only by 3%. When increasing the thickness of concrete to 500 mm, both types of fiber contribute to a reduction in the flow of neutrons by 2-3 times. For protective structures with a large thickness of concrete, fiber containing 6% (wt.) B2O3 is recommended, and for thin concrete - fiber with 12% (wt.) B2O3. The obtained results of the study of the influence of B2O3 additives have a significant potential for use in atomic energy as a material for biological protection against neutron radiation. In the third section, a study of a new composite material with basalt-boron fiber of different concentrations for radiation protection against neutron radiation was carried out. Two cases were considered. In the first case, two types of ultra-heavy concrete are considered: with ordinary crushed stone aggregate and with barite aggregate. From 1 to 50 kg of basalt fiber per 1 m3 of concrete was added to each of these types of concrete. As a result of neutron physics modeling, the neutron current transmission coefficients from the neutron source to the detector when passing through different thicknesses of the proposed concrete compositions were determined. The obtained simulation results were analyzed from the point of view of neutron radiation extinction efficiency. The cross sections of the neutron capture reaction for selected isotopes were analyzed, which helped to understand the protective properties of concrete with respect to neutron radiation for various concrete compositions. It has been shown that a thin concrete with regular crushed stone has better attenuation characteristics due to better neutron scattering on light cores, and a thicker concrete with barite has been shown to have better attenuation characteristics due to better absorption properties. It is shown that the addition of basalt fiber to concrete not only improves its mechanical properties and reduces the number and size of microcracks, but also increases the ability to protect against neutron radiation. In the second case, a new composite material for radiation protection based on heavy concrete with serpentinite, reinforced with basalt-boron fiber, with different concentrations of boron oxide, for use in biological protection in nuclear power is presented. The protective properties of the new composite material were investigated with different sources of neutron radiation, namely: 1) neutrons with an energy of 14 MeV; 2) fast neutrons produced during the fission of U-235 (the source of the fission spectrum of U-235); 3) fast fission neutrons of U-235 after passing through the water layer. For both cases, the simulation of the passage of neutron radiation in these composite materials was performed using the Serpent Monte Carlo code. These models allow calculation of neutron transport in concrete layers with different thicknesses and different number of layers. The fourth section presents the results of research on new composite materials for the biological protection of HI-STORM containers used for the storage of spent nuclear fuel at the central spent nuclear fuel storage facility. Two processes were investigated. The first process is the passage of primary photons in the concrete of biological protection against the homogenized photon radiation source of spent nuclear fuel. The second process is the determination of secondary photons formed as a result of absorption and inelastic scattering of primary neutrons in the concrete of biological protection against a homogenized radiation source. In the first and second processes, two types of heavy concrete were investigated: concrete with granite aggregate and concrete with basalt aggregate. Two types of basalt-boron fiber with different concentrations of boron oxide were added to concrete with granite rubble. The first type of basalt fiber contains 5% of the mass of B2O3 and 95% of the mass of basalt. The second type of basalt fiber contains 10% B2O3 and 90% basalt. From 1 kg to 20 kg of basalt-boron fiber was added to one cubic meter of concrete with granite rubble. The Monte Carlo method was used to simulate the process of radiation absorption of neutrons with the subsequent formation and passage of photons through the concrete of the biological protection of the HI-STORM container. The protective properties of concrete with the addition of basalt fiber and different mass content of boron oxide (5% and 10%) were analyzed. Modified concrete compositions have more advantages compared to ordinary concrete. It has been demonstrated that in order to improve the protective properties against photon radiation, it is advisable to add a filler with a higher density to concrete. Also, as a composite material, basalt-boron fiber is proposed, which has significant potential and can be used in nuclear power to improve the protective properties of biological protection of spent nuclear fuel storage containers. | |
| dc.format.extent | 159 с. | |
| dc.identifier.citation | 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. | |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/82254 | |
| dc.language.iso | uk | |
| dc.publisher | КПІ ім. Ігоря Сікорського | |
| dc.publisher.place | Київ | |
| dc.subject | ядерна та радіаційна безпека | |
| dc.subject | відпрацьоване ядерне паливо | |
| dc.subject | ядерне паливо | |
| dc.subject | базальтова фібра | |
| dc.subject | ядерний реактор | |
| dc.subject | активна зона | |
| dc.subject | композитний матеріал | |
| dc.subject | радіаційний захист | |
| dc.subject | моделювання | |
| dc.subject | Монте-Карло | |
| dc.subject | ядерна енергетика | |
| dc.subject | біологічний захист | |
| dc.subject | іонізуюче випромінення | |
| dc.subject | nuclear and radiation safety | |
| dc.subject | spent nuclear fuel | |
| dc.subject | nuclear fuel | |
| dc.subject | basalt fiber | |
| dc.subject | nuclear reactor | |
| dc.subject | active zone | |
| dc.subject | composite material | |
| dc.subject | radiation protection | |
| dc.subject | modeling | |
| dc.subject | Monte Carlo | |
| dc.subject | nuclear power | |
| dc.subject | biological protection | |
| dc.subject | ionizing radiation | |
| dc.subject.udc | 621.039.531, 621.039.538 | |
| dc.title | Концепція покращення радіаційного захисту з використанням нових композитних матеріалів | |
| dc.title.alternative | The concept of improving radiation protection using new composite materials | |
| dc.type | Thesis Doctoral |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Вантажиться...
- Назва:
- Romanenko_dys.pdf
- Розмір:
- 5.37 MB
- Формат:
- Adobe Portable Document Format
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 8.98 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: