Патент на изобретение №2214980

(54) БЕТОН ДЛЯ ЛОВУШКИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ АТОМНОГО РЕАКТОРА

(57) Реферат:

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов (кориума) при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса. Технический результат – создание бетона для ловушки расплава активной зоны атомного реактора, сочетающего свойства теплоизоляционного и жертвенного материала, который, обладая относительно низкой теплопроводностью, имеет высокий хладоресурс – энтальпию плавления. Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора в качестве вяжущего содержит тонкомолотую смесь портландцементного клинкера и оксида железа Fe₂О₃ в массовом соотношении 1:1, в качестве затворителя – воду, в качестве заполнителя – гранулы из спеченных оксидов железа Fe₂О₃ и алюминия А1₂O₃ в массовом отношении 7:3 и пластифицирующую добавку при следующем соотношении компонентов, мас.%: указанное вяжущее 33-46, указанный заполнитель 41-49, пластифицирующая добавка 0,35-0,64; вода остальное. 1 табл.

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов (кориума) при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса.

Кориум состоит из оксидов урана, циркония, железа, хрома, кремния, кальция и элементов металлических конструкций (циркония, железа, хрома и т.д.) [Асмолов В.Г. Концепция управления тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР. “Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. Исследование процесса при запроектных авариях с разрушением активной зоны”. Тр.науч.пр. семинара, СПб, 12-14 сентября 2000 г. СПб. : Изд. АЭН, 2090, с.1-22]. Кориум, по расчетам, имеет очень высокую температуру до 2800 К и высокую химическую активность. Имеются две принципиально различные концепции предотвращения катастрофического неконтролируемого выхода расплава и продуктов деления из корпуса на площадку, где размещен реактор. По первой концепции [Fischer М Мain Features of the EPR Melt Retention Concept, OECD Wockshop on Ex – Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15-18 November, 1999, 10 р.] расплав из корпуса вытекает в накопитель, где теряет часть тепла на плавление жертвенных материалов, в качестве которых используются бораты лития, натрия, кадия; оксиды магния, кальция, стронция и бария; фосфаты или карбонаты этих же элементов [Патент США 4121970].

По второй концепции {Кухтевич: И.В., Безлепкин В.В., Грановский В.С. и др. Концепция локализации расплава кориума при внекорпусной стадии запроектной аварии АЭС с ВВЭР 1000. “Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. Исследование процесса при запроектных авариях с разрушением активной зоны”, Гр.науч.пр. семинара, СПб, 12-14 сентября 2000 г. СПб.: Изд. АЭП, 2000, с.23-36.} при аварии расплав и фрагменты конструкции реактора подают через направляющую воронку в устройство локализации расплава, где за счет взаимодействия с жертвенным материалом происходит снижение энтальпии материала до уровня, при котором к моменту выхода расплава к водоохлаждаемым стенкам устройства не происходит кризиса теплообмена. Конструкция такого устройства локализации расплава (УЛР) запатентована [Патент РФ 2165106, Б.И. ¹10, 2001 г.].

Предлагаемое изобретение относится к области технологии неметаллических (оксидных) материалов, предназначенных для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых атомных реакторов при запроектной аварии, обозначаемых в настоящее время термином – жертвенные материалы. В случае запроектной аварии такие материалы должны работать при высоких температурах в контакте с расплавленным ядерным горючим, взаимодействовать с последним, изменяя его характеристики и свойства.

К жертвенным материалам в таком УЛР предъявляется целый ряд требований:
– жертвенный материал, находящийся непосредственно в УЛР, должен при любом вероятном сценарии аварии максимально снижать энтальпию кориума, неограниченно растворяться как в оксидной, так и в металлической частях кориума; окислять наиболее агрессивный компонент кориума – металлический цирконий, при этом температура солидуса многокомпонентного расплава, образовавшегося после взаимодействия кориума с жертвенным материалом, должна быть минимальной и плотность расплава понижаться до значений, меньших плотности расплавленной стали; давление паров компонентов жертвенного материала в образовавшемся расплаве должно быть минимальным;
– относительная плотность всех жертвенных материалов должна быть максимальной, чтобы оставить в УЛР больше свободного пространства для приема кориума и фрагментов конструкции корпуса реактора;
– при соблюдении вышеперечисленных требований жертвенный материал должен иметь также максимально возможную прочность для обеспечения механической надежности конструкции УЛР.

Известны разновидности оксидных материалов для использования в рассматриваемых целях: например, керамические материалы на основе SiО₂, А1₂О₃, ZrО₂, MgO, VО₂, ThО₂, а также оксидов железа и алюминия (Патент США 5343506). Использование других классов оксидных материалов, в частности бетонов, нашедших широкое применение при строительстве ядерных установок, в качестве жертвенных материалов в настоящее время не известно. Известен бетон (А. с. 489743 “Огнеупорная масса”. Б. И. ¹40, 1975 г.), предложенный для ядерного реактора в качестве теплозащитного, его химическое взаимодействие с кориумом не предусматривается (и не желательно). В этом бетоне в качестве наполнителя используется диоксид циркония, а в качестве связки содержится цирконат бария и сульфитно-спиртовая барда в соотношении компонентов, мас.%:
Стабилизированный диоксид циркония – Основа
Нестабилизированный диоксид циркония – 1,9-20
Цирконат бария – 6-32
Алюминат бария – 2-18
Сульфитно-спиртовая барда – – 0,1-1.

Для диоксидциркониевого бетона отношение твердое/жидкое = 0,16-0,18, время начала схватывания 60-90 минут. Предел прочности при сжатии после 28 суток твердения 50-60 МПа.

Недостатками диоксидциркониевого бетона в случае его применения в УЛР являются малое время жизни после затворения водой, что существенно затрудняет бетонирование больших объемов, наличие цирконата и алюмината бария в его составе увеличивает выход радиоактивных аэрозолей из расплава с кориумом, что также нежелательно. Наличие в рассматриваемом материале одного из самых тугоплавких оксидов (температура плавления диоксида циркония 2700^oС) обуславливает высокие температуры формирования расплавов, возникающих при взаимодействии в системе кориум – теплозащитный материал, малый температурный интервал между ликвидусом и солидусом. К числу недостатков данного материала следует отнести и дорогостоящее, не выпускаемое в промышленном масштабе связующее (цирконат и алюминат бария).

Исходя из требований к жертвенным материалам по второй концепции УЛР [Кухтевич И.В., Безлепкин В.В., Грановский B.C. и др. Концепция локализации расплава кориума при внекорпусной стадии запроектной аварии АЭС с tOOO. “Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. Исследование процесса при запроектных авариях с разрушением активной зоны”. Тр.науч.пр. семинара, СПб, 12-14 сентября 2000 г. СПб. : Изд. АЭП, 2000, с.23-36.] бетон должен соответствовать всем вышеизложенным требованиям, что возможно только при максимально высокой концентрации оксидов железа и алюминия в нем. Известно, что оксиды железа и алюминия ни в чистом виде, ни в виде химических соединений друг с другом вяжущими свойствами не обладают.

Наиболее близким аналогом является бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора, включающий вяжущее, заполнитель и воду как затворитель (ДОРОНИН А.С. Обзор инженерных средств локации расплава ядерного топлива при авариях с плавлением активной зоны расплава, Москва, 1966, с.15).

Задачей предлагаемого изобретения является создание бетона для ловушки расплава активной зоны атомного реактора, сочетающего свойства теплоизоляционного и жертвенного материала, который, обладая относительно низкой теплопроводностью, имеет высокий хладоресурс (энтальпию плавления) и способен окислять металлический цирконий, растворенный в кориуме.

Поставленная задача достигается тем, что бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора, включающий вяжущее, заполнитель и воду как затворитель, содержит в качестве вяжущего тонкомолотую смесь портландцементного клинкера и оксида железа – Fе₂О₃ в массовом соотношении 1:1, в качестве заполнителя – гранулы из спеченных оксидов железа – Fе₂О₃ и алюминия – А1₂О₃ в массовом отношении 7:3 и дополнительно пластифицирующую добавку при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Указанное вяжущее – 33-46
Указанный заполнитель – 41-49
Пластифицирующая добавка – 0,35-0,64
Вода – Остальное
Гранулометрический состав наполнителя имеет состав, лежащий в пределах кривых просеивания, рекомендуемых в [Колокольников B.C. Технология бетона и железобетона, М. : Изд Высш. Школа, 1978 г.], а комбинация наполнителя с цементом подобрана таким образом, чтобы обеспечить приемлемую удобоукдадываемость бетонных смесей при возможно меньших отношениях твердого к жидкому.

Собственно бетонную смесь приготавливают следующим образом.

Вначале в бетономешалку заливают расчетное количество воды и пластификатора, а затем порциями при непрерывном перемешивании добавляют сухую смесь для бетона. Время перемешивания варьировали от 5 до 20 минут до получения требуемой консистенции и заданной подвижности. Полученную массу заливают в формы, выдерживают в течение суток, после чего осуществляют распалубку формы и дальнейшее хранение образцов в течение 28 суток. В таблице приведены основные физико-механические характеристики получаемых материалов при затвердевании бетонной смеси. Как видно из таблицы, из составов 1, 2, 3, 7, 8, 9 получаются образцы низкой прочности и плотности, что делает их не соответствующими требованиям к жертвенным материалам УЛР. Оптимальному сочетанию относительно высокой плотности и прочности отвечают составы 4, 5, 6, в которых содержание спеченных гранул находится в интервале 41-49 мас.%, а содержание тонкомолотой смеси оксида железа и портландцементного клинкера соответствует 33-46 мас.%.

Пример получения состава 5 (см. таблицу). Состав бетона, из которого потом был приготовлен образец для натурных испытаний по взаимодействию с кориумом, готовился следующим образом. Готовили вяжущее, состоящее из 50 мас. % мелкодисперсного оксида железа по ТУ 6-09-563-85 “для ферритов” и 50 мас.% портландцементного клинкера марки 600 (по ГОСТ 10178-85), путем помола смеси в виброистирателе в течение 60 минут. Затем полученную тонкомолотую смесь загружали в шаровую мельницу и добавляли к ней спеченных гранул из оксидов железа и алюминия (по ТУ 14-194-244-00 в массовом соотношении оксида железа гематита 70 мас. % и оксида алюминия 30 мас.%). Состав загрузки 50 мас. % вяжущего и 50 мас.% спеченных гранул. Указанную смесь перемешивали в течение 30 минут. Таким образом получали сухую смесь для бетона. Собственно бетон для УЛР приготавливали следующим образом: в лабораторный зетобразный смеситель заливали воду в количестве 20,1 мас.% от общего веса загрузки, после чего засыпали сухую смесь в количестве 79,4 мас.% и добавляли 0,5 мас. % суперпластификатора С 3 по ТУ 254-1288281-031-90. Перемешивание производили в течение 20 минут, после чего раствор заливали в заранее приготовленные формы для изделий требуемой конфигурации.

Пример получения образца 4. Состав бетона, из которого потом был приготовлен образец для натурных испытаний по взаимодействию с кориумом, готовился следующим образом. Готовили вяжущее, состоящее из 50 мас.% мелкодисперсного оксида железа по ТУ 6-09-563-85 “для ферритов” и 50 мас.% портландцементного клинкера марки 600 (по ГОСТ 10178-85), путем помола смеси в виброистирателе в течение 60 минут. Затем полученную тонкомолотую смесь загружали в шаровую мельницу и добавляли к ней спеченных гранул из оксидов железа и алюминия (по ТУ 14-194-244-00 в массовом соотношении оксида железа гематита 70 мас.% и оксида алюминия 30 мас.%). Состав загрузки 60 мас.% вяжущего и 40 мас.% спеченных гранул. Указанную смесь перемешивали в течение 30 минут. Таким образом получали сухую смесь для бетона. Собственно бетон для УЛР приготавливали следующим образом: в лабораторный зетобразный смеситель заливали воду в количестве 22,75 мас.% от общею веса загрузки, после чего засыпали сухую смесь в количестве 76,9 мас.% и добавляли 0,35 мас.% пластификатора “мелмецт Л 10” фирмы Стерпсоп Лтд. Перемешивание производили в течение 20 минут, после чего раствор заливали в заранее приготовленные формы для изделий требуемой конфигурации.

Пример приготовления состава 6. Состав бетона, из которого потом был приготовлен образец для натурных испытаний по взаимодействию с кориумом, готовился следующим образом. Готовили вяжущее, состоящее из 50 мас.% мелкодисперсного оксида железа по ТУ 6-09-563-85 “для ферритов” и 50 мас.% портландцементного клинкера марки 600 (по ГОСТ 10178-85), путем помола смеси в виброистирателе в течение 60 минут. Затем полученную тонкомолотую смесь загружали в шаровую мельницу и добавляли к ней спеченных гранул из оксидов железа и алюминия (по ТУ 14-194-244-00 в массовом соотношении оксида железа гематита 70 мас.% и оксида алюминия 30 мас.%). Состав загрузки 40 мас.% вяжущего и 60 мас.% спеченных гранул. Указанную смесь перемешивали в течение 30 минут. Таким образом получали сухую смесь для бетона. Собственно бетон для УЛР приготавливали следующим образом: в лабораторный зетобразный смеситель заливали воду в количестве 16,76 мас.% от общего веса загрузки, после чего засыпали сухую смесь в количестве 82,6 мас.% и добавляли 0,64 мас.% пластификатора “Roxmat”. Перемешивание производили в течение 20 минут, после чего раствор заливали в заранее приготовленные формы для изделий требуемой конфигурации.

Проведены испытания образца бетона состава 5 (см. таблицу) толщиной 100 мм путем разогрева лучистым тепловым потоком 0,1-0,15 мВт/м², которые показали, что образец не разрушается вплоть до достижения температуры плавления на обогреваемой поверхности (1350-1360^oС), при этом перепад температур в образце достигает примерно 1300^oС на толщине 10 см.

Это определяет преимущество заявляемого бетона по сравнению с прототипом, диоксидпиркониевым и другими бетонами, используемыми в АЭС при их применении в качестве материала теплоизоляции экранов, так как при аналогичных испытаниях они либо осыпаются при разогреве, либо имеют слишком высокую температуру плавления, что приводит к перегреву строительных конструкций.

Приведенные данные подтверждают способность предлагаемого материала выполнять активную роль в устройствах локализации расплава активной зоны атомного реактора за счет неограниченного растворения в кориуме. В результате снижается энтальпия кориума, понижается его плотность и окисляется металлический цирконий, содержащийся в кориуме.

Формула изобретения

Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора, включающий вяжущее, заполнитель и воду как затворитель ,отличающийся тем, что он содержит в качестве вяжущего тонкомолотую смесь портландцементного клинкера и оксида железа Fе₂О₃ в массовом соотношении: 1:1, в качестве заполнителя – гранулы из спеченых оксидов железа Fе₂О₃ и алюминия Аl₂O₃ в массовом соотношении 7:3 и дополнительно пластифицирующую добавку при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Указанное вяжущее – 33 – 46
Указанный заполнитель – 41 – 49
Пластифицирующая добавка – 0,35 – 0,64
Вода – Остальное0

РИСУНКИ