Дослідження нового композитного матеріалу на основі надважкого бетону і базальтової фібри для радіаційного захисту від нейтронного випромінювання
ARTICLE PDF

Ключові слова

базальтова фібра, надважкий композитний бетон, радіаційний захист, Serpent код, моделювання нейтронного випромінювання

Як цитувати

Romanenko, I., Holiuk, M., Nosovsky, A., Vlasenko, T., & Gulik, V. (2018). Дослідження нового композитного матеріалу на основі надважкого бетону і базальтової фібри для радіаційного захисту від нейтронного випромінювання. Ядерна та радіаційна безпека, (3(79), 42-47. https://doi.org/10.32918/nrs.2018.3(79).07

Анотація

Представлено новий композитний матеріал для радіаційного захисту на основі надважкого бетону, армованого базальтовою фіброю, який може бути застосований у системах біологічного захисту для джерел нейтронного випромінювання. Виконано моделювання проходження нейтронного випромінювання в цьому матеріалі за допомогою коду Serpent методом МонтеКарло. 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 м 3 бетону. В результаті нейтронно-фізичного 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. Запропонований композитний матеріал може бути рекомендований до використання з такими джерелами нейтронів, як (D,T)-нейтронні генератори, установки плазмового фокусу, термоядерні реактори та ядерні реактори на швидких нейтронах.

https://doi.org/10.32918/nrs.2018.3(79).07
ARTICLE PDF

Посилання

1. Remec, I.; Rosseel, T.; Field, K.; Pape, Y. (2016). “Characterization of radiation fields in biological shields of nuclear power plants for assessing concrete degradation”, EPJ Web of Conferences, Iss. 106, 02002.

2. IAEA.URL: https://www.iaea.org/pris/

3. Kaplan, M. F. (1989), Concrete Radiation Shielding, John Wiley & Sons, Inc., New York, 448 p.

4. Akkurt, I.; Basyigit, C.; Kilincarslan, S.; Mavi, B. (2005). “The shielding of γ-rays by concretes produced with barite”, Progress in Nuclear Energy, Iss. 46, pp. 1—11.

5. Gencel, O.; Bozkurt, A.; Kam, E.; Korkut, T. (2011). “Determination and calculation of gamma and neutron shielding characteristics of concretes containing different hematite proportions”, Annals of Nuclear Energy, Iss. 38, pp. 2719—2723.

6. Singh, V. P.; Ali, A. M.; Badiger, N. M.; El-Khayatt, A. M. (2013). “Monte Carlo Simulation of Gamma Ray Shielding Parameters of Concretes”, Nuclear Engineering and Design, Iss. 265, pp. 1071—1077.

7. El-Khayatt, A. M.; Akkurt, I. (2013). “Photon Interaction, Energy Absorption and Neutron Removal Cross Section of Concrete Including Marble”, Annals of Nuclear Energy, Iss. 60, pp. 8—14.

8. Akkurt, I.; Akyýldýrým, H.; Mavi, B.; Kilincarslan, S.; Basyigit, C. (2010). “Photon Attenuation Coefficients of Concrete Includes Barite in Different Rate”, Annals of Nuclear Energy, Iss. 37(7), pp. 910–914.

9. Gulik, V. I.; Biland, A. B. (2012). “The Use of Basalt, Basalt Fibers and Modified Graphite for Nuclear Waste Repository: Proceedings of International Waste Management Conference”, Phoenix, Arizona, US: 26 February — 1 March, 2012. URL : http: //www.wmsym.org/archives/2012/papers/12150.pdf

10. Romanenko, I. M.; Holiuk, M. I.; Nosovsky, A. V.; Gulik, V. I. (2018). “Investigation of Novel Composite Material Based on Extra-Heavy Concrete and Basalt Fiber for Gamma Radiation Protection Properties” [Doslidzhennya novoho kompozytnoho materialu na osnovi nadvazhkykh betoniv i bazalђtovoyi fibry dlya radiatsiynoho zakhystu vid hamma-vyprominyuvannya], Nuclear and radiation safety, Iss. 1(77), pp. 52—58.

11. Hine, G. J. (1952). “The Effective Atomic Numbers of Materials for Various Gamma-Ray Interactions”, Physical Review, Iss. 85, pp. 725–737.

12. Greulich, C.; Hughes, C.; Gao, Y.; Enqvist, A.; Baciak, J. (2017). “High Energy Neutron Transmission Analysis of Dry Cask Storage”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, Iss. 874, pp. 5–11.

13. Seok, J. B.; Oh, B. H. (2010). “Effects of Non-Uniform Corrosion on the Cracking and Service Life of Reinforced Concrete Structures”, Cement and Concrete Research, Iss. 40, pp. 1441–1450.

14. Naus, D. J. (2007). “Primer on Durability of Nuclear Power Plant Reinforced Concrete Structures — A Review of Pertinent Factors”, NUREG/CR-6927, ORNL/TM-2006/529. Oak Ridge National Laboratory, U.S. Nuclear Regulatory Commission, USA.

15. Zorla, E.; Ipbüker, C.; Gulik, V.; Kovaljov, S.; Kiisa, M.; Biland, A.; Tkaczyk, A. (2016). “Optimization of Basalt Fiber in Concrete Composite for Industrial Application in Estonia”, Fresenius Environ. Bulletin, Iss. 25(1), pp. 355–364.

16. Ipbüker, C.; Nulk, H.; Gulik, V.; Biland, A.; Tkaczyk, A. (2015). “Radiation Shielding Properties of a Novel Cement-Basalt Mixture for Nuclear Energy Applications”, Nuclear Engineering and Design, Iss. 284, pp. 27–37.

17. Barashikov, A. Ya.; Melnik, V. K.; Ryabenko, T. A. (2012).“The Impact of Fiber Materials on Operation Properties of Fiber Concrete” [Vplyv material fibry na ekspluatatsiyni vlastyvosti fibrobetoniv], Ind. Build. Eng. Struct., Iss. 4, pp. 41–44. (Ukr)

18. Branston, J.; Das, S.; Kenno, S.; Taylor, C. (2016). “Mechanical Behaviour of Basalt Fibre Reinforced Concrete”, Construction and Building Materials, Iss. 124, pp. 878–886.

19. Deák, T.; Czigány, T. (2009), “Chemical Composition and Mechanical Properties of Basalt and Glass Fibers: A Comparison”, Textile Research Journal, Iss. 79, pp. 645–651.

20. Lopresto, V.; Leone, C; De Iorio, I. (2011). “Mechanical Characterisation of Basalt Fibre Reinforced Plastic”, Composites Part B: Engineering, Iss. 42, pp. 717–723.

21. Borhan, T. M. (2012). “Properties of Glass Concrete Reinforced with Short Basalt Fibre”, Materials and Design, Iss. 42, pp. 265–271.

22. Branston, J.; Das, S.; Kenno, S.; Taylor, C. (2016). “Influence of Basalt Fibres on Free and Restrained Plastic Shrinkage”, Cement and Concrete Composites, Iss. 74, pp. 182–190.

23. Zorla, E.; Ipbüker, C.; Biland, A.; Kiisk, M.; Kovaljov, S.; Tkaczyk, A.; Gulik, V. (2017). “Radiation shielding properties of high performance concrete reinforced with basalt fibers infused with natural and enriched boron”, Nuclear Engineering and Design, Iss. 313, pp. 306–318.

24. Basalt fiber. URL: http://technobasalt.com

25. Jigiris, D. D.; Mahova, M. F. (2002). “The Bases of Producing of Basalt Roving and Products”, [Osnovy proizvodstva bazal’tovykh volokon i izdeliy], Teploenergetic, Kamenny Vek, Moscow, p 416. (Rus).

26. Berdichevsky, G. I.; Vasiliev, A. P.; Ivanov, F. M.; Mikhailov, K. V.; Malinina, M. D.; Rozhnenko, S. N.; Alekseev, S. N.; Fridman, A. M.; Rudenko, I. F.; Mitnik, G. S.; Krylov, B. A.; Li, A. I.; Klevtsov, V. A., Folomeev A. A.; Korolev, K. M.; Nekrasov, K. D.; Paturoev, V. V.; Baranov, A. T.; Leontiev, E. N.; Tsygankov, I. I.; edited by Mikhailova, K. V., Folomeeva, A. A. (1982). “Handbook of the Production of Prefabricated Reinforced Concrete Products” [Spravochnik po proizvodstvu sbornykh zhelezobetonnykh izdeliy], Moscow, Stroyizdat, 440 p. (Rus).

27. Wagner, J. C.; Peplow, D. E.; Mosher, S. W.; Evans, T. M. (2011), “Review of Hybrid (Deterministic/Monte-Carlo) Radiation Transport Methods, Codes, and Applications at Oak Ridge National Laboratory. Progress in Nuclear Science and Technology”, Iss. 2, pp. 808–814.

28. Briesmeister, J. (1993). MCNP-A General Monte Carlo Code N-Particle Transport Code Version 4A. LA-12625.

29. Leppänen, J.; Pusa, M.; Viitanen, T.; Valtavirta, V.; Kaltiaisenaho, T. (2015). “The Serpent Monte Carlo CODE: Status, Development and Applications in 2013”, Annals of Nuclear Energy, Iss. 82, pp. 142–150.

30. Gulik, V.; Tkaczyk, A. H. (2014). “Cost Optimization of ADS Design: Comparative Study of Externally Driven Heterogeneous and Homogeneous Two-Zone Subcritical Reactor Systems”, Nuclear Engineering and Design, Iss. 270, pp. 133–142.

31. Sharifi, Sh.; Bagheri, R.; Shirmardi, S. P. (2013). “Comparison of Shielding Properties for Ordinary, Barite, Serpentine and Steel–Magnetite Concretes Using MCNP-4C Code and Available Experimental Results”, Annals of Nuclear Energy, Iss. 53, pp. 529–534.

32. IAEA Cross section Data Base. URL : https://www-nds.iaea.org/exfor/endf.htm