EP1105357A2 - Strahlenschutzbeton und strahlenschutzmantel - Google Patents

Strahlenschutzbeton und strahlenschutzmantel

Info

Publication number
EP1105357A2
EP1105357A2 EP99952354A EP99952354A EP1105357A2 EP 1105357 A2 EP1105357 A2 EP 1105357A2 EP 99952354 A EP99952354 A EP 99952354A EP 99952354 A EP99952354 A EP 99952354A EP 1105357 A2 EP1105357 A2 EP 1105357A2
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
concrete
radiation
radiation protection
shielding
aggregate
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
EP99952354A
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Dieter Vanvor
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva GmbH
Original Assignee
Siemens AG
Framatome ANP GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Siemens AG, Framatome ANP GmbH filed Critical Siemens AG
Publication of EP1105357A2 publication Critical patent/EP1105357A2/de
Withdrawn legal-status Critical Current

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Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B14/00—Use of inorganic materials as fillers, e.g. pigments, for mortars, concrete or artificial stone; Treatment of inorganic materials specially adapted to enhance their filling properties in mortars, concrete or artificial stone
    • C04B14/02—Granular materials, e.g. microballoons
    • C04B14/36—Inorganic materials not provided for in groups C04B14/022 and C04B14/04 - C04B14/34
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/30—Subcritical reactors ; Experimental reactors other than swimming-pool reactors or zero-energy reactors
    • G21C1/306—Irradiation loops
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B28/00—Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements
    • C04B28/02—Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements containing hydraulic cements other than calcium sulfates
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02—Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/04—Concretes; Other hydraulic hardening materials
    • G21F1/042—Concretes combined with other materials dispersed in the carrier
    • G21F1/047—Concretes combined with other materials dispersed in the carrier with metals
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B2111/00—Mortars, concrete or artificial stone or mixtures to prepare them, characterised by specific function, property or use
    • C04B2111/00474—Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00
    • C04B2111/00862—Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00 for nuclear applications, e.g. ray-absorbing concrete
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a radiation protection concrete and a radiation protection jacket for shielding radiation from a radiation source, in particular for / shielding neutron and gamma radiation.
  • a radiation source from which ionizing radiation and / or neutron beams are emitted e.g. B. the radiation in the area of a beam channel of a reactor system
  • a spallation neutron source or the radiation from a medical device steel, cast materials, polyethylene layers, lead, lead alloys and combinations of these materials are usually used as shielding materials.
  • neutron poisons e.g. Boron, in particular Borisotop 10, or cadmium
  • shielding materials of this type are particularly suitable for shielding neutrons.
  • the neutrons are dependent on the selected neutron poison concentration, e.g. Boron concentration, and the neutron energy is absorbed to a greater or lesser extent.
  • the type, size and power of the radiation source largely determine the design, the material selection and the material arrangement of the shield.
  • the required total thickness of the shield is usually determined by the intensity of the radiation at the entrance to the shield and the desired weakening of the intensity via the thickness of the shield and the specific shielding effectiveness of the selected shielding materials.
  • the shielding then exhibits them required high overall thickness usually has a particularly large volume.
  • the protective jacket or the protective barrier is divided into several areas or layers of different materials.
  • the reactor core is cooled and shielded by continuously cooled water as the first layer of the protective jacket.
  • This first layer is usually followed by a second layer of solids, preferably concrete with a comparatively high density.
  • the individual layers of the protective sheath formed from solids must be corrosion-resistant both to liquid and to vaporous water.
  • the solid material selected as the shielding material is predominantly coated or encapsulated with refined metals. This is particularly complex in terms of design and assembly.
  • Another disadvantage is that cavities caused by a complex structure of the radiation source cannot be used, or cannot be used completely, for shielding due to the solid shielding materials. This leads to the fact that the dimensions are particularly large due to the shielding effect to be achieved and prescribed by regulations, and such a protective jacket is particularly expensive.
  • boron-containing substances are, for example, colemanite, boron calcite, boron putty and boron carbide.
  • heavy metal surcharges such as e.g. Iron granules or steel sand.
  • the invention is therefore based on the object of specifying a radiation protection concrete with which a radiation protection jacket with a particularly small volume can be produced, taking into account the highest possible radiation-absorbing shielding effect. This should be achievable with a particularly high level of installation flexibility combined with a particularly low purchase and production effort. A radiation protection jacket should also be specified for this purpose.
  • this object is achieved according to the invention by a radiation protection concrete which, with a content of at least 5.0% by weight, in particular at least 7.8% by weight, contains a first boron-containing additive with a grain size contains up to 1 mm, and which contains a second, metallic aggregate with a grain size of up to 7 mm.
  • the radiation protection concrete of the first embodiment is particularly suitable for shielding strong neutron radiation.
  • a radiation protection concrete which contains a first boron-containing aggregate with a grain size of up to 1 m and which contains between 80 and 90% by weight a second metallic aggregate with a Contains grain size up to 7 mm.
  • boron-containing additive is preferably present in a proportion or content of between 1.0 and 1.5 by weight. "The proportion of the second metallic aggregate is preferably in the interval from 85 to 89% by weight.
  • the radiation protection concrete of the second embodiment is particularly suitable for shielding against strong gamma radiation.
  • the radiation protection concrete according to the invention is particularly suitable for producing radiation protection antels, in which a wall area is formed from the radiation protection concrete at least one of the two embodiments.
  • the invention is based on the consideration that in order to achieve a particularly large shielding effect with a minimal volume, such a shielding material or radiation protection material should be used which can also be emptied into complicated cavities and thus achieves a shielding effect in the immediate vicinity of the radiation source.
  • the composition of the shielding material should be designed in such a way that direct exposure to radiation can be achieved.
  • the shielding should be particularly temperature and radiation-resistant, which means that it can also be used directly at the radiation source and thus under extreme environmental conditions.
  • the potential for self-activation determined by the composition of the shielding material must be taken into account.
  • the radiation protection jacket is made of a concrete, which achieves the desired high shielding effect and low potential for self-activation due to its chemical composition and the grain size of the chemicals used.
  • the ratio of the gamma to the neutron radiation component with the total radiation intensity of the radiation source is decisive. The higher the proportion of cooking radiation, the higher the bulk density of the concrete to be selected in the set state according to DIN 1045.
  • this is achieved by a high proportion of the second, metallic aggregate, which influences the density of the concrete used as a shielding material.
  • the proportion of the first boron-containing additive which acts as a neutron poison is chosen to be particularly high.
  • a minimum bulk density of about 3000 kg / m can also advantageously be set, since otherwise secondary gamma radiation can arise when neutron radiation is absorbed.
  • the radiation protection concretes of the first and second embodiment are advantageously concrete mixtures which contain as a base elements a cement with a high crystal water content and water (so-called / mixing water), the first boron-containing additive as a so-called neutron poison and the second metallic additive to achieve the desired bulk density.
  • a third, metallic or a fourth, mineral additive is preferably used in the radiation protection concretes according to the invention to further increase the bulk density or to increase the water content.
  • a flow agent and / or a retarder are expediently provided as an auxiliary. The addition of flow and retarding agents improves the processability of the Concrete mix, especially from a bulk density of approx. 4000 kg / m 3 .
  • This concrete absorbs almost no water, so that there is almost no corrosion of the metallic aggregates.
  • the fourth mineral additive preferably serpentine
  • Serpentine is characterized by its particularly good binding properties of a particularly large amount of water in the form of crystal water. This results in an improved corrosion resistance compared to standard concrete with at the same time particularly good properties for workability and producibility.
  • the boron mainly serves as a neutron absorber and heats up accordingly.
  • boron is very light, less thermally conductive and less resistant to gamma radiation than many other materials.
  • metals are used as the second additive, which often have a reflective effect on neutron radiation. Therefore, the quantity ratios of the aggregates allow absorption, moderation and reflection of the neutron radiation to be set according to the respective requirements, the density, heat dissipation and gamma absorption being achieved at the same time.
  • a suitable bulk density is achieved by combining the selected additives and a suitable one
  • the respective grain size of the aggregates can be chosen so that the concrete visually the processing and the properties to be achieved, such as. B. moderation and absorption, the highest possible installation flexibility or the most effective shielding effect.
  • the additives preferably have both fine and coarse particles. It has proven to be particularly advantageous that the first, boron-containing additive is more fine-grained than the second, metallic additive, the fine-grained first additive having an average grain diameter of approx. 1 mm and the coarse-grained second additive having an average grain diameter of approx. 7 mm exhibit.
  • the desired shielding effect is preferably achieved with the highest possible proportion of neutron poison in the shielding concrete, which should have a minimum density for shielding the secondary gamma radiation.
  • the radiation protection concrete of the first embodiment is particularly suitable.
  • the desired shielding of gamma radiation is preferably achieved by the highest possible bulk density of the concrete (/ shielding concrete), this AD shielding concrete should have a minimal amount of a neutron poison to shield the residual neutron radiation.
  • the radiation protection concrete of the second embodiment is preferred.
  • the corresponding wall area formed from one of the concretes can be combined in the manner of a layer structure with other shielding layers of the radiation protection jacket each comprising a different concrete mixture.
  • the individual shielding layers differ depending on their composition in the shielding effect achieved. For example, shielding layers can be provided with a lower bulk density and an increased boron content compared to the wall area, in order to obtain a higher protection against neutrons with a longer range.
  • the boron in the first additive is advantageously used in the form of a boron-containing mineral, in particular colemanite containing boron oxide.
  • the boron content in the first additive is at least 20% by weight, preferably between 30 and 50% by weight (calculated as boron oxide).
  • the admixture of cole anit (naturally occurring mineral) with a boron oxide content of up to 41% by weight consequently makes it particularly high
  • iron granules or steel granules are expediently provided as the second metallic additive.
  • the use of steel granulate with a bulk density of up to 7850 kg / m as a coarse-grained material with a grain size of 0.3 mm to 7 mm determines the bulk density of the concrete produced.
  • the selected grain size makes the concrete particularly easy to manufacture and process, even for smaller dimensions of the radiation protection jacket.
  • a third additive in particular barite sand, is preferably used.
  • barite sand which preferably has a grain size of up to 1 mm and is therefore particularly fine-grained.
  • the wall area of the radiation protection jacket is preferably formed from the radiation protection concrete of the first embodiment.
  • This radiation protection concrete is in particular a first concrete that has a minimum cement content between 8 and 9% by weight, a minimum water content (mixing water) between 4.5 and 6.5% by weight, a minimum residual content of the first aggregate ( Colemanite) of at least 7.8% by weight up to the same proportion as the selected proportion of cement, a minimum content of the second aggregate (iron or steel granules) between 30 and 35% by weight and a minimum content of the fourth mineral-containing aggregate ( Serpentine) between 40 and 50 wt .-%.
  • Auxiliaries are not necessary for this first concrete mix.
  • the percentages by weight relate to the sample weight minus the water which can be expelled at 80 ° C.
  • the particularly high proportion of water in the first concrete causes - due to the binding of the mixing water in the form of crystal water - a particularly high deceleration of neutron radiation. This is also reinforced by the colemanite content. In other words, the higher the colemanite and water content, the better this first one will be
  • This first concrete or the radiation protection concrete of one of the two embodiments advantageously has a bulk density of approximately 3000 kg / m 3 .
  • the specified mm minimum density achieved Through the use of iron or steel granules with a certain grain size as the second additive, the specified mm minimum density achieved.
  • the bulk density achieved additionally provides a sufficient shielding effect from the gamma radiation.
  • the crystal water content of the concrete mixture is increased significantly and the bond within the concrete is improved so that it is particularly pressure and splitting tensile. Due to the particularly high proportion of serpentine, the first concrete is referred to below as "serpentine concrete".
  • the third aggregate preferably has a grain size of up to 7 mm. It has proven to be particularly advantageous if the third additive is mixed with two different grain sizes.
  • the minimum content of the third aggregate with a first grain size of up to 3 mm is advantageously between 12 and 16% by weight. With a second grain size between 3 and 7 mm, the minimum content is between 28 and 34% by weight.
  • the specification of the grain size refers to the geometric mean value as it occurs when minerals are crushed or during the corresponding manufacturing process in the bulk material. In particular, however, the specified upper limit can be set by the mesh size of a corresponding sieve.
  • Gamma radiation of the radiation protection jacket, the wall area is preferably formed from the radiation protection concrete of the second embodiment.
  • This radiation protection concrete is in particular a second concrete that has a minimum cement content between 4 and 4.5% by weight, a minimum water content between 1.5 and 2.5% by weight, and a minimum content of the first aggregate (colemanite) between 1 and 1.5% by weight, a minimum content of the second additive (iron or steel granulate) between 85 and 89% by weight, a minimum content of the third additive (barite sand) between 4.5 and 5% by weight and one Has a minimum content of at least one auxiliary from 0.1 to 0.15% by weight.
  • the weight percentages are given on the weight minus the concrete's water which can be expelled at 80 ° C.
  • This second concrete or the radiation protection concrete of one of the two embodiments advantageously has a bulk density of approximately 6000 kg / m 3 .
  • a particularly high bulk density is achieved in particular by using steel granulate with a certain grain size as the second additive, which forms the main component of the concrete.
  • the high bulk density in turn causes a particularly high shielding of the resulting gamma radiation.
  • the concrete has a good absorption property of neutron radiation due to the Colemamt component.
  • the bond within the concrete is improved so that it achieves particularly good compressive and splitting tensile strengths.
  • a flow agent and / or a delaying agent are preferably provided as auxiliary substances.
  • the addition of these auxiliaries depends on the amount of col ⁇ manite added, which has a particularly strong influence on the workability of the second concrete.
  • This second concrete which has iron or steel granules as the main constituent for borderline case b), is referred to as "steel granulate concrete".
  • At least part of the radiation protection jacket comprises a first layer provided with the first concrete (serpentine concrete) and a second layer provided with the second concrete (steel granulate concrete).
  • a radiation protection jacket constructed of concrete in this way is particularly advantageously suitable for indirect and / or direct shielding of a radiation source, X-ray prediction, a room having a radiation source or a radiation channel in a reactor system.
  • the radiation protection jacket is suitable both for the direct shielding of a radiation source in the form of a formwork and for the indirect shielding of a radiation source in a room in the form of a wall or a floor.
  • Darm shows the figure a schematic representation of a radiation protection jacket for the direct shielding of a radiation source.
  • the radiation protection jacket 2 shown in the exemplary embodiment according to the figure and arranged around two beam channels 1 is Part of a radiation source, not shown in detail, for example a reactor core of a nuclear power plant.
  • the two jet channels 1 are, for example, part of a measuring arrangement in the control area of a reactor plant or nuclear power plant.
  • a tank 4 is arranged to shield the reactor core (radiation source), which is not shown. The design of the tank 4 depends on the construction of the system.
  • the reactor basin 6 connects to the tank 4. Depending on the type of system, the tank 4 and the reactor basin 6 can also form a unit.
  • the reactor pool 6 is delimited by a reactor pool wall 8.
  • the two beam channels 1 are arranged in the radiation protection jacket 2 for the controlled removal and guidance of the radiation emanating from the reactor core.
  • the radiation protection jacket 2 is arranged between the tank 4 and the outer wall of the reactor pool wall 8, a casing tube 12, comprising a casing tube 12A, a formwork tube 12B and a compensator tube 12C.
  • the cavity to be filled by the radiation protection jacket 2 is limited by the respective inner wall of the casing tube 12A, the formwork tube 12B, the compensator tube 12C and the inside of a jet tube nose 10 guided in the tank 4.
  • the components or components mentioned are attached to the respective connection piece 16 with fastening elements 14 attached, e.g. screwed.
  • the hollow tube 12 is stepped several times in the axial direction.
  • the tubes forming the casing tube 12 - the casing tube 12A, the switching tube 12B, the compensator tube 12C - have a correspondingly increasing diameter.
  • the casing tube 12, also called the formwork tube, can consist of one element, e.g. Casting element, or consist of several tubes or sub-elements.
  • the outer tube 12 After installation of the radiation protection jacket 2 m, the outer tube 12 is closed on the side of the lining case 12A by means of an / end plate 18. To shield the (laterally scattering) neutron and gamma radiation emerging from the two beam channels 1, the two beam channels 1 are completely enveloped by a metal jacket 19 in cross section.
  • the metal jacket 19 is preferably formed from a rustproof ferritic material and causes the least possible self-activation of the radiation protection jacket 2 arranged subsequently in cross section.
  • the thickness of the metal jacket 19 is determined by the static and dynamic loading of the radiation protection jacket 2.
  • this is divided into a number of wall areas 2a to 2z, each of which completely surrounds the two radiation channels 1 and each of which consists of a radiation protection concrete or concrete 22a to which contains different amounts of additives and thus has different raw densities 22z are formed.
  • the thickness of the wall area 2a to 2z is determined by the respective diameter of the individual elements of the hollow tube 12. Both the number and the respective thickness as well as the respective chemical composition and the respective bulk density of the wall areas 2a to 2z is determined by pre-dimensioning as required.
  • the concretes 22a to 22z forming the wall regions 2a to 2z can thus vary.
  • the concrete 22a to 22z belonging to a wall area 2a to 2z has corresponding proportions of a first boron-containing aggregate with a grain size of up to 1 mm and a second metallic aggregate with a grain size of up to 7 mm.
  • the first fine-grain aggregate is a boron-containing mineral, e.g. B. colemanite.
  • the second aggregate known as coarse-grained because of its grain size, is preferably iron granulate or steel granulate.
  • the proportions of the first and second aggregate for the concrete 22a to 22z are largely determined by the shielding properties to be achieved, in particular gamma absorption and absorption and moderation of neutrons, of the radiation protection jacket 2 in the associated wall area 2a to 2z.
  • the concrete 22a primary that forms the wall region 2a closest to the radiation source, the reactor core is suitable for absorbing neutron radiation due to its high proportion of the first mineral-containing additive - colemanite.
  • the first concrete 22a has a minimum cement content between 8 and 9% by weight, a minimum water content (mixing water) between 4.5 and 6.5% by weight, a minimum content of the first aggregate (colemanite) of 7. 8% by weight up to the weight fraction of cement, a minimum content of the second aggregate (iron or steel granulate) between 30 and 35% by weight and a minimum content of a fourth mineral-containing aggregate (serpentine) between 40 and 50% by weight . Due to the low proportion of the second aggregate - iron or steel granulate - this concrete 22a is only suitable for absorbing the gamma radiation. When set, the first concrete 22a has a minimum bulk density of up to 3000 kg / m.
  • serpentine is used as the fourth, mineral-containing additive.
  • the minimum serpentine content for a first grain size up to 3 mm is between 12 and 16% by weight.
  • the minimum content is between 28 and 34% by weight.
  • This first concrete 22a, which has serpentine as its main component, is called Serpentine concrete, and is particularly pressure and splitting tensile.
  • the wall region 2b which is seen as a second layer from the radiation source, is formed from a second concrete 22b having a different chemical composition than the first concrete 22a.
  • the second concrete 22b forming the second wall region 2b preferably has a minimum content of cement between 4 and 4.5% by weight, a minimum content of water (mixing water) between 1.5 and 2.5% by weight, a minimum content of the first Aggregate (colemanite) between 1 and 1.5 wt .-%, a minimum content of the second aggregate (iron or steel granules) between 85 and 89 wt .-%, a minimum content of a third, in particular metallic, aggregate (barite sand) between 4 , 5 and 5 wt .-% and a minimum content of at least one auxiliary from 0.1 to 0.15 wt .-%.
  • this composition of the second concrete 22b is preferably suitable for a particularly high shielding of the gamma radiation and, due to the colemanite portion, for a lower absorption and moderation of the neutron radiation emanating from the radiation source than the first concrete 22a.
  • a flow agent or a delaying agent is provided as an auxiliary.
  • Such a second concrete 22b formed from the above-mentioned proportions of cement, water, aggregates and auxiliary materials has a bulk density in the set state of up to 6000 kg / m ". This bulk density largely determines the particularly high shielding of the gamma radiation.
  • alumina cement based on calcium alumates is used in particular as cement.
  • the crystal water effects a particularly good deceleration of the neutron radiation.
  • the addition of colemanite with a boron oxide content of up to 41 mass * also achieves a particularly high absorption of thermal neutrons.
  • the two-layer arrangement has proven to be particularly advantageous, since in the first wall area 2a of the radiation protection jacket 2 the fast neutrons emerging from the radiation source and not the two beam channels 1 are moderated particularly well by the high proportion of colemanite in the first concrete 22a be absorbed.
  • a shielding of a considerable proportion of gamma radiation is already achieved.
  • the neutrons emerging laterally from the beam channels 1 due to scattered radiation due to the proportion of the first aggregate (colemanite) analogously to first concrete 22a are moderated and absorbed.
  • further wall areas 2c to 2z can be filled with further suitably chosen concrete 22c to 22z.
  • this has special shielding properties or effects.
  • the bulk density of the concrete 22a can be changed by changing the proportion of the iron or steel granulate can be set to 22z.
  • the boron content of the respective concrete 22a to 22z can be adjusted by changing the content of colemanite.
  • the use of concrete 22a to 22z for certain layers or wall areas 2a to 2z of the radiation protection jacket 2 enables the radiation source to be completely enveloped and thus a particularly high shielding effect of the radiation source even with difficult and complex geometries or constructions.
  • the concrete 22a to 22z enables formwork, e.g. m the hollow tube 12 that cavities are also closed.
  • the wall area 2a of the radiation protection jacket 2 can be designed as a formwork, a wall or em floor of a room or a building.
  • B. is an X-ray device or another radiation source.
  • the table on the description page 20 shows the components which are important for the two limit cases a) and b) described above and for the shielding properties of the first concrete 22a (serpentine concrete) and the second concrete 22b (steel granulate concrete) to be achieved, particularly advantageous minimum and maximum limits.
  • the minimum and maximum limits for the particular grain size of the granulated constituents, which are determined to be particularly advantageous for a particularly simple production and processing of the two concretes 22a and 22b, are also specified. Further mixing ratios between the two concrete mixtures are also possible.
  • the radiation protection jacket 2 em Due to the highly effective radiation shielding provided by the respective composition of the concretes 22a and 22b to 22z, the radiation protection jacket 2 em has particularly good behavior both with regard to self-activation and thermal influences and with regard to absorption and moderation of neutrons and shielding of gamma radiation.
  • the radiation protection jacket 2 is therefore particularly suitable for direct use in radiation sources, for. B. in radiation pipes from research facilities, on the P ⁇ markniklauf a reactor system, etc.
  • the radiation protection jacket 2 can be carried out on the one hand over a large area and in one layer, for example in the form of walls, floors and ceilings.
  • the radiation protection jacket 2 can be constructed from a plurality of layers or wall regions 2a to 2z, each of which has different shielding properties.
  • the radiation shielding structure of the radiation protection jacket 2, which is particularly radiation-shielding, also excludes any significant radiation exposure of the operating personnel.

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Abstract

Zur Erzielung einer möglichst hohen wärme- und strahlungsabsorbierenden Abschirmwirkung weist erfindungsgemäß ein Strahlenschutzmantel (2) einen Wandbereich (2a bis 2z) auf, der aus einem mit einem ersten, borhaltigen Zuschlagstoff mit einer Korngröße bis zu 1 mm und mit einem zweiten, metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngröße bis zu 7 mm versehenen Strahlenschutzbeton (22a bis 22z) gebildet ist. In einer ersten Ausführungsform beträgt der Gehalt an erstem, borhaltigem Zuschlagstoff im Strahlenschutzbeton (22a) mindestens 5,0 Gew.-%, insbesondere mindestens 7,8 Gew.-%. Der Strahlenschutzbeton (22b) weist in einer zweiten Ausführungsform einen Anteil des zweiten, metallischen Zuschlagstoffs aus dem Bereich zwischen 80 und 90 Gew.-% auf, insbesondere aus dem Bereich zwischen 85 und 89 Gew.-%. Der Anteil des ersten, borhaltigen Zuschlagstoffs kann dabei im Intervall zwischen 1,0 und 1,5 Gew.-% liegen.

Description

Beschreibung
Strahlenschutzbeton und Strahlenschutzmantel
Die Erfindung betrifft einen Strahlenschutzbeton und einen Strahlenschutzmantel zur Abschirmung von Strahlung einer Strahlungsquelle, insbesondere zur /Abschirmung von Neutronen- und Gammastrahlung.
Zur Abschirmung einer Strahlungsquelle, von der ionisierende Strahlung und/oder Neutronenstrahlen emittiert werden, z. B. der Strahlung im Bereich eines Strahlkanals einer Reaktoranlage, einer Spallationsneutronenquelle oder der Strahlung aus einer medizinischen Vorrichtung, werden üblicherweise als TAb- schirmmaterialien Stahl, Gußwerkstoffe, Polyethylen-Schich- ten, Blei, Bleilegierungen sowie Kombinationen dieser Materialien verwendet. Durch die Dotierung dieser Werkstoffe mit sogenannten Neutronengiften, wie z.B. Bor, insbesondere Borisotop 10, oder Cadmium sind derartige /Abschirmmaterialien zur Abschirmung von Neutronen besonders geeignet. Dabei werden die Neutronen in /Abhängigkeit von der gewählten Neutronengiftkonzentration, z.B. Borkonzentration, und der Neutro- nenenergie m stärkerem oder schwächerem Maße absorbiert.
Art, Große und Leistung der Strahlungsquelle bestimmen maßgeblich die Konstruktion, die Materialauswahl und die Mate- rialanordnung der Abschirmung. Üblicherweise wird die erforderliche GesamtdicKe der Abschirmung durch die Intensität der Strahlung am Eingang der Abschirmung und die gewünschte Schwächung der Intensität über die Dicke der Abschirmung sowie die spezifiscne Abschirmetfektivitat der ausgewählten Abschirmmaterialien bestimmt.
Um bei einer besonders starken Strahlungsquelle, z. B. einem Strahlkanal einer Reaktoranlage, einen wirksamen Schutzmantel gegen die auftretende Warme, Neuronen- und Gammastrahlung erzielen zu können, weist die Abschirmung infolge ihrer dann erforderlichen hohen Gesamtdicke üblicherweise ein besonders großes Volumen auf. Darüber hinaus ist bei Reaktoranlagen oder Spallationsneutronenquellen der Schutzmantel oder die Schutzbarriere in mehrere Bereiche oder Schichten verschie- denartiger Materialien unterteilt. Beispielsweise wird der Reaktorkern durch laufend gekühltes Wasser als erste Schicht des Schutzmantels gekühlt und abgeschirmt. An diese erste Schicht schließt sich üblicherweise eine zweite Schicht aus Feststoffen an, vorzugsweise Beton mit vergleichsweise hoher Dichte. Demzufolge müssen die einzelnen aus Feststoffen gebildeten Schichten des Schutzmantels sowohl gegenüber flüssigem als auch gegenüber dampfförmigen Wasser korrosionsbeständig sein. Dazu wird der als Abschirmmaterial ausgewählte Feststoff vorwiegend mit veredelten Metallen ummantelt oder verkapselt. Dies ist hinsichtlich der konstruktiven Ausfuhrung sowie der Montage besonders aufwendig.
Nachteilig ist darüber hinaus, daß durch einen komplexen Aufbau der Strahlungsquelle bedingte Hohlräume aufgrund der fe- sten Abschirmmaterialien nicht oder nicht vollständig für die Abschirmung genutzt werden können. Dies fuhrt dazu, daß die Abmessungen aufgrund der zu erzielenden und durch Verordnungen vorgeschriebenen Abschirmwirkung besonders großvolumig sind und ein derartiger Schutzmantel besonαers aufwendig ist.
Aus einem Fachartikel aus der Zeitschrift „Beton' 10/78, Seiten 368 bis 371, mit dem Titel „Strahlenschutzbetone - Merkblatt für das Entwerfen, Herstellen und Prüfen von Betonen des bautechnischen Strahlenschutzes* ist es bekannt, einem Beton borhaltige Stoffe als Zusatzstoffe zuzusetzen. Solche borhaltigen Stoffe sind beispielsweise Colemanit, Borcalzit, Borfπtte und Borkarbid. Außerdem sind in dem genannten Fachartikel metallische Schwerzuschlage, wie z.B. Eisengranalien oder Stahlsand, beschrieben.
Bislang war man davon ausgegangen, daß die borhaltigen Zuschlagstoffe einerseits und die metallischen Schwerzuscnlage andererseits dem Beton nur zu einem sehr geringen Anteil zugegeben werden können, ohne z.B. das Abbinden des Betons nachteilig zu beeinflussen. Mit den m dem genannten Fachartikel beschriebenen Strahlenschutzbetonen war nach bisherigem Kenntnisstand der Fachwelt ein Strahlenschutzmantel ebenfalls nur mit großen Abmessungen herstellbar.
Der Erfindung liegt daher die -Aufgabe zugrunde, einen Strahlenschutzbeton anzugeben, mit dem unter Berücksichtigung ei- ner möglichst hohen strahlungsabsorbierenden Abschirmwirkung ein Strahlenschutzmantel mit besonders kleinem Volumen herstellbar ist. Dies soll bei besonders hoher Einbautlexibili- tat, verbunden mit besonders geringem Anschaffungs- und Herstellungsaufwand, erreichbar sein. Zu diesem Zweck soll auch ein Strahlenschutzmantel angegeben werden.
Diese Aufgabe wird m einer ersten Ausfuhrungsform erfm- dungsgemaß gelost durch einen Strahlenschutzbeton, der mit einem Gehalt von mindestens 5,0 Gew.-%, insbesondere von mm- destens 7,8 Gew.-%, einen ersten, borhaltigen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 1 mm enthalt, und der einen zweiten, metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 7 mm enthalt.
Der Strahlenschutzbeton der ersten Ausfuhrungsform ist besonders zur Abschirmung starker Neutronenstrahlung geeignet.
Die genannte Aufgabe wird in einer zweiten Ausfuhrungsform gemäß der Erfindung gelost durch einen Strahlenschutzbeton, der einen ersten, borhaltigen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 1 m enthalt, und der mit einem Gehalt zwischen 80 und 90 Gew.-- einen zweiten metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 7 mm enthalt.
Im Strahlenschutzbeton der zweiten Ausfuhrungsform liegt der erste, borhaltige Zuschlagstoff vorzugsweise mit einem Anteil oder Gehalt zwischen 1,0 und 1,5 Gew.-" vor. Der Anteil des zweiten metallischen Zuschlagstoffs liegt bevorzugt im Intervall von 85 bis 89 Gew.-*.
Der Strahlenschutzbeton der zweiten Ausfuhrungsform ist be- sonders zur Abschirmung von starker Gammastrahlung geeignet.
Versuche haben wider Erwarten und zum Erstaunen der Fachwelt gezeigt, daß der Strahlenschutzbeton beider Ausfuhrungsformen trotz des hohen Gehalts an erstem borhaltigem Zuschlagsstoff bzw. des hohen Gehalts an zweitem metallischem Zuschlagsstoff herstellbar und technisch einsetzbar ist.
Der Strahlenschutzbeton nach der Erfindung eignet sich besonders zur Herstellung eines Strahlenschutz antels, bei dem ein Wandbereich aus dem Strahlenschutzbeton wenigstens einer der beiden Ausfuhrungsformen gebildet ist.
Die Erfindung geht von der Überlegung aus, daß zur Erzielung einer besonders großen Abschirmwirkung bei minimalem Volumen ein derartiges /Abschirmmaterial oder Strahlenschutzmaterial benutzt werden sollte, welches auch in kompliziert ausgebildete Hohlräume emfullbar ist und somit eine abschirmende Wirkung bereits in unmittelbarer Nahe der Strahlungsquelle erzielt. Dabei sollte die Zusammensetzung des Abschirmmateπ- als derart ausgebildet sein, daß eine unmittelbare Beaufschlagung durch Strahlung realisierbar ist. Mit anderen Worten: Die Abschirmung sollte besonders temperatur- und strahlungsfest sein, wodurch auch ein Einsatz unmittelbar an der Strahlungsquelle und somit unter extremen Umgebungsbedmgun- gen möglich ist. Darüber hinaus ist das durch die Zusammensetzung des Abschirmmaterials bestimmte Potential zur Eigen- aktivierung zu berücksichtigen. D.h. bedingt durch hohe Gammastrahlung können Bestandteile der Zuschlagstoffe bei entsprechend langen Bestrahlungszeitraumen aktiviert und selbst zu strahlenden Substanzen werden. Ausgehend davon ist der Strahlenschutzmantel aus einem Beton gebildet, der durch seine chemische Zusammensetzung und die verwendete Korngroße der eingesetzten Chemikalien eine gewünschte hohe AbSchirmwirkung und geringem Potential zur Ei- genaktivierung erzielt. Hinsichtlich der gewünschten Ab- schirmwirkung ist das Verhältnis von Gamma- zu Neutronenstrahlungsanteil m αer Gesa tstrahlungsmtensitat der Strahlungsquelle maßgebend. Je hoher der Garαmastrahlungsanteil ist, um so hoher ist die Rohdichte des Betons im abgebundenen Zustand gemäß DIN 1045 zu wählen. Dies ist bei der zweiten Ausfuhrungsform durch einen hohen Anteil des zweiten, metallischen Zuschlagstoffs erreicht, der die Dichte des als Abschirmmaterial verwendeten Betons beeinflußt. Dagegen ist für einen hohen Anteil an Neutronenstrahlung bei der ersten Aus- fuhrungsform der Anteil des ersten, borhaltigen Zuschlagstoffs, der als Neutronengift wirkt, besonders hoch gewählt. Dabei kann zusätzlich vorteilhafterweise eine Mindestrohdichte von etwa 3000 kg/m eingestellt werden, da sonst bei Absorption von Neutronenstrahlung eine sekundäre Gammastrah- lung entstehen kann.
Die Strahlenschutzbetone der ersten und zweiten Ausfuhrungsform sind vorteilhafterweise Betonmischungen, die als Basiselemente einen Zement mit honem Kristallwassergehalt und Was- ser (sogenanntes /Anmachwasser), den ersten borhaltigen Zuschlagstoff als sogenanntes Neutronengift und den zweiten metallischen Zuschlagstoff zur Erzielung der gewünschten Rohdichte enthalt.
Zur weiteren Erhöhung der Rohdichte oder zur Erhöhung des Kπstallwassergehaltes dient bei den Strahlenschutzbetonen nach der Erfindung vorzugsweise ein dritter, metallischer bzw. ein vierter, mineralischer Zuschlagstoff. Darüber hinaus sind zweckmaßigerweise ein Fließmittel und/oder ein Verzoge- rungsmittel als Hilfsstoff vorgesehen. Die Zugabe von Fließ- und Verzogerungsmitteln verbessert die Verarbeitbarkeit der Betonmischung, insbesondere ab einer Rohdichte von ca. 4000 kg/m3.
Dieser Beton nimmt nahezu kein Wasser auf, so daß annähernd keine Korrosion der metallischen Zuschlagstoffe auftritt. Durch Zumischung des vierten, mineralischen Zuschlagstoffs, vorzugsweise Serpentin, wird darüber hinaus erzielt, daß das bei der Herstellung des Betons zugefuhrte Wasser auch bei höheren Temperaturen nicht abgegeioen wird. Vielmehr wird ein großer Teil des Wassers m Form von Kristallwasser m der Betonmischung gebunden. Serpentin zeichnet sich durch seine besonders gute Bindungseigenschaf einer besonders großen Menge Wasser m Form von Kristallwasser aus. Dies bewirkt eine verbesserte Korrosionsbeständigkeit im Vergleich zu Standardbe- ton bei gleichzeitig besonders guten Eigenschaften zur Verar- beitßarkeit und Herstellbarkeit . Diese wiederum ermöglichen, daß Abschirmkorper m beliebiger Form herstellbar sind. Diese Abschirmkorper oder Betonblocke bilden m gewünschter Anzahl und Schichtung den Strahlenschutzmantel.
Das Bor dient wegen seines hohen Einfangquerschnitts für Neutronen (insbesondere thermische Neutronen) hauptsächlich als Neutronenabsorber und erwärmt sich entsprechend. Jedoch ist Bor sehr leicht, weniger wärmeleitend und schwacher absσrbie- rend für Gammastrahlung als viele andere Materialien. Als zweiter Zuschlagstoff werden jedoch Metalle verwendet, die häufig reflektierend auf Neutronenstrahlung wirken. Daher kann über die Mengenverhältnisse der Zuschlagstoffe Absorption, Moderation und Reflexion der Neutronenstrahlung ent- sprechend den jeweiligen Anforderungen eingestellt werden, wobei gleichzeitig auch die erforderliche Dichte, Ableitung der Warme und Gammaabsorption erreicht werden.
Die Erzielung einer geeigneten Rohdichte wird durch die Kom- bmation der gewählten Zuschlagstoffe und einer geeigneten
Wahl ihrer Korngroße bewirkt. Die leweilige Korngroße der Zuschlagstoffe kann dabei so gewählt werden, daß der Beton hin- sichtlich der Verarbeitung und der zu erzielenden Eigenschaften, wie z. B. Moderation und Absorption, eine möglichst hohe Einbautlexibilitat bzw. eine möglichst effektive Abschirmwir- kung aufweist. Dazu weisen die Zuschlagstoffe vorzugsweise sowohl fein- als auch grobkörnige Anteile auf. Als besonders vorteilhaft hat sich erwiesen, daß der erste, borhaltige Zuschlagstoff feinkorniger als der zweite, metallische Zuschlagstoff ist, wobei der feinkornige erste Zuschlagstoff einen mittleren Korndurchmesser von ca. 1 mm und der grobkor- nige zweite Zuschlagstoff einen mittleren Korndurchmesser von ca. 7 mm aufweisen.
Für verschiedene Anwendungs falle des Strahlenschutzmantels nach der Erfindung hat sich erwiesen, zwei Grenzfalle bezug- lieh der Strahlungsart zu betrachten: a) überwiegend Neutronenstrahlung mit Restanteil von Gammastrahlung und unter Berücksichtigung der entstehenden Sekundar-Gammastrahlung, und b) überwiegend Gammastrahlung mit Restanteilen von Neutro- nenstrahlung.
Für den Fall a) ist die gewünschte Abschirmwirkung bevorzugt mit einem möglichst hohen Anteil an Neutronengift im Abschirmbeton erreicht, wobei dieser eine Mindestdichte zur Ab- schirmung der Sekundar-Gammastrahlung aufweisen sollte. Für den Fall a) ist besonders der Strahlenschutzbeton der ersten Ausfuhrungsform geeignet.
Für den Fall b) ist die gewünschte Abschirmung von Gamma- Strahlung bevorzugtermaßen durch eine möglichst hohe Rohdichte des Betons (/Abschirmbeton) erreicht, wobei dieser AD- schirmbeton einen Mmdestanteil an einem Neutronengift zur Abschirmung der Rest-Neutronenstrahlung aufweisen sollte. Hierzu ist der Strahlenschutzbeton der zweiten Ausfuhrungs- form bevorzugt. Der entsprechende aus einem der Betone gebildete Wandbereich kann in der Art eines Schichtaufbaus mit anderen jeweils eine andere Betonmischung umfassende Abschirmschichten des Strah- lenschutzmantels kombiniert werden. Dabei unterscheiden sich die einzelnen Abschirmschichten je nach ihrer Zusammensetzung m der erzielten AbSchirmwirkung . Beispielsweise können Abschirmschichten mit gegenüber dem Wandbereich niedrigerer Rohdichte und erhöhtem Bor-Anteil vorgesehen sein, um gegenüber Neutronen längerer Reichweite einen höheren Schutz zu erhalten.
Zur Abschirmung, insbesondere zur Absorbierung, der von der Strahlungsquelle ausgehenden Neutronenstrahlung wird vorteil- hafterweise das Bor im ersten Zuschlagstoff m Form eines borhaltigen Minerals, insbesondere Boroxid enthaltenes Cole- manit, eingesetzt. Der Bor-Anteil im ersten Zuschlagstoff betragt wenigstens 20 Gew.-%, bevorzugt zwischen 30 und 50 Gew.-% (berechnet als Boroxid) . Durch die Beimischung von Cole anit (naturlich vorkommendes Mineral) mit einem Boroxid- Anteil bis zu 41 Gew.-% wird demzufolge eine besonders hohe
Absorptionseigenschaft für thermische Neutronen des Strahlen- schutzmantels erzielt.
Zur Erzielung einer besonders hohen Rohdichte des Betons ist zweckmaßigerweise als zweiter, metallischer Zuschlagstoff Eisengranulat oder Stahlgranulat vorgesehen. Durch die Verwendung von Stahlgranulat mit einer Rohdichte bis zu 7850 kg/m als grobkörniges Material mit einer Korngroße von 0, 3 mm bis 7 mm ist die Rohdichte des erzeugten Betons maßgeblich be- stimmt. Darüber mnaus ist durch die gewählte Korngroße der Beton, auch für kleinere Abmessungen des Strahlenschutzman- tels, besonders einfach herstellbar und verarbeitbar.
Um eine besonders gute Bindung des Eisen- oder Stahlgranulats in dem Beton zu erzielen und um darüber hinaus eine besonders hohe Druck- und Spaltzugfestigkeit zu erzielen, ist vorzugsweise ein dritter Zuschlagstoff, insbesondere Barytsand, vor- gesehen, der bevorzugt eine Korngroße bis zu 1 mm hat und demzufolge besonders feinkörnig ist. Durch gezielte Zumi- schung von Barytsand ist eine geforderte Druck- und Spaltzugfestigkeit einstellbar, die es erlaubt, den Beton sowohl m tragenden Bereichen von Betonstrukturen als auch m statisch belasteten Betonblocken einzusetzen.
Für den Grenzfall a) , d.h. für eine besonders hohe Abschirmung von Neutronenstrahlen, ist der Wandbereich des Strahlen- schutzmantels vorzugsweise aus dem Strahlenschutzbeton der ersten Ausfuhrungsform gebildet. Dieser Strahlenschutzbeton ist insbesondere ein erster Beton, der einen Mindestgehalt an Zement zwischen 8 und 9 Gew.-%, einen Mindestgehalt an Wasser (Anmachwasser) zwischen 4,5 und 6,5 Gew.-%, einen Mmdestge- halt des ersten Zuschlagstoffs (Colemanit) von mindestens 7,8 Gew.-% bis zum gleichen Anteil wie der gewählte Anteil des Zements, einen Mindestgehalt des zweiten Zuschlagstoffs (Eisen- oder Stahlgranulat) zwischen 30 und 35 Gew.-% und einen Mindestgehalt des vierten, mmeralhaltigen Zuschlagstoffs (Serpentin) zwischen 40 und 50 Gew.-% aufweist. Hilfsstoffe sind bei dieser ersten Betonmischung nicht notwendig. Die Gew.-% Angaben beziehen sich auf die Einwaage abzüglich des bei 80°C austreibbaren Wassers.
Der besonders hohe Wasseranteil bei dem ersten Beton bewirkt - bedingt durch die Bindung des Anmachwassers m Form von Kristallwasser - eine besonders hohe Abbremsung von Neutronenstrahlung. Dieser wird darüber hinaus durch den Colemanit- Anteil verstärkt. Mit anderen Worten: Je hoher die Colemanit- und Wasser-Anteile sind, um so besser erfüllt dieser erste
Beton seine Abschirmeigenschaft gegenüber Neutronenstrahlung.
Vorteilhafterweise weist dieser erste Beton oder der Strahlenschutzbeton einer der beiden Ausfuhrungsformen eine Roh- dichte von etwa 3000 kg/m3 auf. Insbesondere durch die Verwendung von Eisen- oder Stahlgranulat mit einer bestimmten Korngroße als zweitem Zuschlagstoff wird die angegebene Mm- destrohdichte erzielt. Die erzielte Rohdichte bewirkt zusatzlich eine hinreichende Abschirmwirkung der Gammastrahlung. Durch Zugabe des vierten Zuschlagsstoffs -Serpentin- wird der Kristallwassergehalt der Betonmischung wesentlich erhöht und die Bindung innerhalb des Beton so verbessert, daß dieser besonders druck- und spaltzugfest ist. Aufgrund des besonders hohen Anteils an Serpentin wird der erste Beton nachfolgend als "Serpentm-Beton" bezeichnet.
Um den Wasseranteil der Zuschlagstoffe für den Serpentm-Beton gering zu halten, weist der dritte Zuschlagstoff bevorzugt eine Korngroße bis zu 7 mm auf. Dabei hat es sich als besonders vorteilhaft erwiesen, wenn der dritte Zuschlagstoff mit zwei unterschiedlichen Korngroßen beigemischt wird. Vor- teilhafterweise liegt der Mindestgehalt des dritten Zuschlagstoffs mit einer ersten Korngroße bis zu 3 mm zwischen 12 und 16 Gew.-%. Bei einer zweiten Korngroße zwischen 3 bis 7 mm liegt der Mindestgehalt zwischen 28 und 34 Gew.-%. Die Angabe der Korngroße bezieht sich auf den geometrischen Mittelwert, wie er sich beim Zerkleinern von Mineralien oder beim entsprechenden Herstellungsprozeß im Schuttgut einstellt. Insbesondere kann aber die angegebene Obergrenze durch die Maschenweite eines entsprechenden Siebes eingestellt sein.
Für den Grenzfall b) , d.h. für eine hohe Absorption der
Gammastrahlung des Strahlenschutzmantels, ist der Wandbereich vorzugsweise aus dem Strahlenschutzbeton der zweiten Ausfuhrungsform gebildet. Dieser Strahlenschutzbeton ist insbesondere e n zweiter Beton, der einen Mindestgehalt an Zement zwischen 4 und 4,5 Gew.-:, einen Mindestgehalt an Wasser zwischen 1,5 und 2,5 Gew.--, einen Mindestgehalt des ersten Zuschlagstoffs (Colemanit) zwischen 1 und 1,5 Gew.-%, einen Mindestgehalt des zweiten Zuschlagstoffs (Eisen- oder Stahlgranulat) zwischen 85 und 89 Gew.-%, einen Mindestgehalt des dritten Zuschlagstoffs (Barytsand) zwischen 4,5 und 5 Gew.-% sowie einen Mindestgehalt an mindestens einem Hilfsstoff von 0,1 bis 0,15 Gew.-% aufweist. D e Gew.-% Angaben beziehen sich auf die Einwaage abzuglich des bei 80°C austreibbaren Wassers des Betons.
Vorteilhafterweise weist dieser zweite Beton oder der Strah- lenschutzbeton einer der beiden Ausfuhrungsformen eine Rohdichte von etwa 6000 kg/m3 auf. Insbesondere durch die Verwendung von Stahlgranulat mit einer bestimmten Korngroße als zweitem Zuschlagstoff, der den Hauptbestandteil des Betons bildet, wird eine besonders hohe Rohdichte erzielt. Die hohe Rohdichte bewirkt wiederum eine besonders hohe Abschirmung der entstehenden Gammastrahlung. Durch Bindung des Wassers (Anmach-wasser) m Form z. B. von Kπstallwasser sowie die bereits m den Rohmaterialien, im Serpentin, enthaltenen Kri- stallwasseranteile wird desweiteren auch m diesem Fall eine Äbbremsung (Moderation) der Neutronenstrahlung erreicht. Ferner weist der Beton bedingt durch den Colemamt-Anteil eine gute Absorptionseigenschaft von Neutronenstrahlung auf. Durch Zugabe des dritten Zuscnlagstoffs (Barytsand) wird die Bindung innerhalb des Betons so verbessert, daß dieser besonders gute Druck- und Spaltzugfestigkeiten erreicht. Für eine besonders schnelle und einfache Verarbeitung des Betons sind bevorzugt als Hilfsstoff ein Fließmittel und/oder ein Verzo- gerungsstoff vorgesenen. Die Zugabe dieser Hilfsstoffe ist abhangig von der Menge des zugegebenen Colεmanits, welcher einen besonders starken Einfluß auf die Verarbeitbarkeit des zweiten Betons hat. Dieser zweite, für den Grenzfall b) als Hauptbestandteil Eisen- oder Stahlgranulat aufweisende Beton wird als "Stahlgranulatbeton" bezeichnet.
Bei der Wahl des Betons hinsichtlich der Mindestgehalte seiner Bestandteile sind eine Vielzahl von verschiedenen zu erreichenden Eigenscharten bei unterscniedlichen Einflüssen zu berücksichtigen, z. B. Art der abzuschirmenden Strahlung, Dosisleistung vor unα nacn αer Abschirmung oder dem Strahlen- schutzmantel, Neutronenstrahlungsanteil sowie deren Energieniveau, Langzeitkorrosion unter den Verhaltnissen einer besonders starken Strahlungsquelle, etc. Um beispielsweise eine besonders hohe Abschirmung von Neutronenstrahlen mit einem guten Schutz gegen Gammastrahlen zu kombinieren, können mehrere unterschiedliche Zusammensetzungen des Betons, insbesondere mehrere Abschirmschichten jeweils aus einem unterschied- liehe Mengenanteile der Zuschlagstoffe enthaltenden Beton, kombiniert werden.
In besonders vorteilhafter Ausgestaltung umfaßt zumindest ein Teil des Strahlenschutzmantels eine erste, mit dem ersten Be- ton (Serpentin-Beton) versehene Schicht und eine zweite, mit dem zweiten Beton (Stahlgranulatbeton) versehene Schicht. Durch einen derartigen zweischichtigen Strahlenschutzmantel ist gewährleistet, daß durch eine entsprechend gewählte Dicke der jeweiligen Schicht oder durch eine bestimmte Anzahl von Schichten Mindest- und Höchstgrenzen für die noch verbleibende Strahlung nach diesen Schichten erf llt ist. Dies ermöglicht, daß Sicherheitsanforderungen bezüglich der Strahlungsbelastung von Mensch und Maschine eingehalten werden.
Em derartig aus Beton aufgebauter Strahlenschutzmantel eignet sich besonders vorteilhaft zur mittelbaren und / oder unmittelbaren Abschirmung einer Strahlungsquelle, einer Ront- genvomehtung, eines eine Strahlungsquelle aufweisenden Raumes oder eines Strahlkanals m einer Reaktoranlage. Bei- spielsweise eignet sich der Strahlenschutzmantel sowohl zur unmittelbaren Abschirmung einer Strahlungsquelle Form einer Verschalung als auch zur mittelbaren Abschirmung einer Strahlungsquelle einem Raum Form einer Wand oder eines Fußbodens .
Ausfuhrungsbeispiele der Erfindung werden anhand einer Zeichnung naher erläutert. Darm zeigt die Figur eine schematische Darstellung eines Strahlenschutzmantels zur unmittelbaren Abschirmung einer Strahlungsquelle .
Der im Ausfunrungsbeispiel gemäß Figur dargestellte und um zwei StrahlKanale 1 angeordnete Strahlenschutzmantel 2 ist Teil einer nicht naher dargestellten Strahlungsquelle, z.B. eines Reaktorkerns einer Kernkraftanlage. Dabei sind die beiden Strahlkanale 1 z.B. Teil einer Meßanordnung im Kon- trollbereich einer Reaktoranlage oder Kernkraftanlage. Zur Abschirmung des nicht dargestellten Reaktorkerns (Strahlungsquelle) ist dieser einem Tank 4 angeordnet. Die Ausbildung des Tanks 4 ist dabei abhangig von der Konstruktion der Anlage. An den Tank 4 schließt sich das Reaktorbecken 6 an. Je nach Art der Anlage können der Tank 4 und das Reaktorbecken 6 auch eine Einheit bilden. Das Reaktorbecken 6 wird begrenzt durch eine Reaktorbeckenwand 8.
Zur kontrollierten Entnahme und Fuhrung der vom Reaktorkern ausgehenden Strahlung sind die beiden Strahlkanale 1 im Strahlenschutzmantel 2 angeordnet. Der Strahlenschutzmantel 2 ist einem Hullrohr 12, umfassend em Futterrohr 12A, em Schalrohr 12B und eine Kompensatorrohr 12C, zwischen dem Tank 4 und der Außenwand der Reaktorbeckenwand 8 angeordnet. Der durch den Strahlenschutzmantel 2 auszufüllende Hohlraum ist begrenzt durch die jeweilige Innenwand des Futterrohrs 12A, des Schalrohrs 12B, des Kompensatorrohrs 12C sowie der Innenseite einer m den Tank 4 geführten Strahlrohrnase 10. Die genannten Komponenten oder Bauteile sind mit Befestigungselementen 14 an die jeweiligen Stutzen 16 befestigt, z.B. ge- schraubt.
Zur Vermeidung von durchgehenden Spalten ist das Hullrohr 12 in axialer Richtung mehrfach gestuft. Dazu weisen die das Hullrohr 12 bildenden Rohre - das Futterrohr 12A, das Schal- röhr 12B, das Kompensatorrohr 12C - einen entsprechend zunehmenden Durchmesser auf. Das Hullrohr 12, auch Schalrohr genannt, kann aus einem Element, z.B. Gußelement, oder mehreren Rohren oder Teilelementen bestehen.
Nach Einbau des Strahlenschutzmantels 2 m das Hullrohr 12 wird dieses auf der Seite des Futterronres 12A mittels einer /Abschlußplatte 18 verschlossen. Zur Abschirmung der aus den beiden Strahlkanalen 1 austretenden (seitlich streuenden) Neutronen- und Gammastrahlung sind die beiden Strahlkanale 1 von einem Metallmantel 19 im Quer- schnitt vollständig umhüllt. Der Metallmantel 19 ist bevorzugt aus einem nichtrostenden ferritischen Material gebildet und bewirkt eine möglichst geringe Eigenaktivierung des im Querschnitt nachfolgend angeordneten Strahlenschutzmantels 2. Darüber hinaus ist die Dicke des Metallmantels 19 durch die statische und dynamische Belastung des Strahlenschutzmantels 2 bestimmt.
Um verschiedene Abschirmeigenschaften des Strahlenschutzmantels 2 zu erzielen, ist dieser in eine Anzahl von Wandberei- chen 2a bis 2z unterteilt, die jeweils die beiden Strahlkanale 1 vollständig umhüllen und jeweils aus einem unterschiedliche Mengenanteile an Zuschlagstoffen enthaltenden und somit unterschiedliche Rohdichten aufweisenden Strahlenschutzbeton oder Beton 22a bis 22z gebildet sind.
Die Dicke des Wandbereichs 2a bis 2z ist dabei durch den jeweiligen Durchmesser der Einzelelemente des Hullrohrs 12 bestimmt. Sowohl Anzahl und jeweilige Dicke als auch die jeweilige chemische Zusammensetzung und die jeweilige Rohdichte der Wandbereiche 2a bis 2z wird durch anforderungsgemaße Vor- dimensionierung bestimmt. Somit können die die Wandbereiche 2a bis 2z bildenden Betone 22a bis 22z variieren.
Der jeweils einem Wandbereich 2a bis 2z zugehörige Beton 22a bis 22z weist je nach gewünschter Anforderung entsprechende Anteile an einem ersten borhaltigen Zuschlagstoff m t einer Korngroße bis zu 1 mm und an einem zweiten metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 7 mm auf. Als erster feinkorniger Zuschlagstoff ist em borhaltiges Mineral, z. B. Colemanit, vorgesehen. Als zweiter wegen seiner Korngroße als grobkörnig bezeichneter Zuschlagstoff ist vorzugsweise Eisengranulat oder Stahlgranulat vorgesehen. Die Anteile des ersten und des zweiten Zuschlagstoffs für den Beton 22a bis 22z sind maßgeblich bestimmt durch die zu erzielenden Abschirmeigenschaften, insbesondere Ga maabsorption sowie Absorption und Moderation von Neutronen, des Strahlenschutzmantels 2 in dem zugehörigen Wandbereich 2a bis 2z. Für eine besonders hohe Absorption und Moderation von Neutronen eignet sich der den zur Strahlungsquelle, dem Reaktorkern, am nächsten angeordneten Wandbereich 2a bildende Beton 22a pr - mar durch seinen hohen Anteil des ersten mmeralhaltigen Zuschlagstoffs - Colemanit - zur Absorption von Neutronenstrahlung.
Der erste Beton 22a weist dazu einen Mindestgehalt an Zement zwischen 8 und 9 Gew.-;, einen Mindestgehalt an Wasser (Anmachwasser) zwischen 4,5 und 6,5 Gew.-%, einen Mindestgehalt des ersten Zuschlagstoffs (Colemanit) von 7,8 Gew.-% bis zum Gewichtsanteil von Zement, einen Mindestgehalt des zweiten Zuschlagstoffs (Eisen- oder Stahlgranulat) zwischen 30 und 35 Gew.-% und einen Mindestgehalt an einem vierten mmeralhaltigen Zuschlagstoff (Serpentin) zwischen 40 und 50 Gew.-S auf. Bedingt durch den geringen Anteil des zweiten Zuschlagstoffs - Eisen- oder Stahlgranulat - eignet sich dieser Beton 22a nur sekundär zur Absorption der Gammastrahlung. Der erste Be- ton 22a weist im abgebundenen Zustand eine Mindestrohdichte bis zu 3000 kg/m auf.
Um die Bindung innerhalb des ersten Betons 22a zu verbessern sowie den Kristallvassergehalt wesentlich zu erhohen, wird als vierter, mmeralhaltiger Zuschlagstoff Serpentin verwendet. Für eine vorteilhafte Mischung des ersten Betons 22a hat sich erwiesen, daß der Mindestgehalt an Serpentin für eine erste Korngroße bis zu 3 mm zwischen 12 und 16 Gew.-- liegt. Für die zweite Korngroße zwiscnen 3 bis 7 mm betragt der Min- destgehalt zwischen 28 und 34 Gew.--. Dieser als Hauptbestandteil Serpentin aufweisende erste Beton 22a, wird als Serpentinbeton bezeichnet, und ist besonders druck- und spaltzugfest .
Für eine besonders gute Abschirmung eines erheblichen Teils der entstehenden Gammastrahlung ist der von der Strahlungsquelle aus gesehen als zweite Schicht angeordnete Wandbereich 2b aus einem zweiten eine andere chemische Zusammensetzung als der erste Beton 22a aufweisenden Beton 22b gebildet.
Der den zweiten Wandbereich 2b bildende zweite Beton 22b weist vorzugsweise einen Mindestgehalt an Zement zwischen 4 und 4,5 Gew.-%, einen Mindestgehalt an Wasser (Anmachwasser) zwischen 1,5 und 2,5 Gew.-%, einen Mindestgehalt des ersten Zuschlagstoffs (Colemanit) zwischen 1 und 1,5 Gew.-%, einen Mindestgehalt des zweiten Zuschlagstoff (Eisen- oder Stahlgranulat) zwischen 85 und 89 Gew.-%, einen Mindestgehalt an einem dritten, insbesondere metallischen, Zuschlagstoff (Barytsand) zwischen 4,5 und 5 Gew.-% sowie einen Mindestgehalt an mindestens einem Hilfsstoff von 0,1 bis 0,15 Gew.-% auf. Durch diese Zusammensetzung des zweiten Betons 22b eignet sich dieser bevorzugt zu einer besonders hohen Abschirmung der Gammastrahlung und bedingt durch den Colemanit-Anteil zu einer gegenüber dem ersten Beton 22a geringeren Absorption und Moderation der von der Strahlungsquelle ausgehenden Neu- tronenstrahlung.
Bedingt durch die Kornstruktur des ersten und zweiten Zuschlagstoffs ist für eine besonders gute Bindung des zweiten Betons 22b als dritter Zuschlagstoff zweckmaßigerweise Ba- rytsand mit einer Korngroße bis zu 1 mm vorgesehen. Um den Abbindevorgang und somit die Hersteilbarkeit des zweiten Betons 22b zu verbessern und zu beschleunigen, ist als Hilfsstoff em Fließmittel oder ein Verzogerungsstoff vorgesehen. Em derartiger aus den genannten Anteilen an Zement, Wasser, Zuschlagstoffen und Hilfsstoffen gebildeter zweiter Beton 22b weist im abσebundenen Zustand eine Rohdichte bis zu 6000 kg/m" auf. Diese Rohdichte bestimmt dabei maßgeblich die besonders hohe Abschirmung der Gammastrahlung.
Um darüber hinaus eine besonders hohe Bindung des Wasseran- teils als Kristallwasser in dem zweiten Beton 22b zu erzielen, wird als Zement insbesondere Tonerde-Zement auf der Grundlage von Kalziumalummaten verwendet. Das Kristallwasser bewirkt eine besonders gute Äbbremsung der Neutronenstrahlung. Die Beimischung von Colemanit mit einem Boroxid-Anteil bis zu 41 Massen-* erzielt ebenfalls eine besonders hohe Absorption von thermischen Neutronen.
Die zweischichtige Anordnung hat sich als besonders vorteilhaft erwiesen, da so im ersten Wandbereich 2a des Strahlen- schutzmantels 2 die von der Strahlungsquelle austretenden schnellen und nicht m die beiden Strahlkanale 1 gelangten Neutronen besonders gut durch den hohen Anteil an Colemanit des ersten Betons 22a moderiert und absorbiert werden. Darüber hinaus wird entsprechend der den ersten Beton 22a cha- rakterisierende Rohdichte bereits eine Abschirmung eines erheblichen Anteils an Gammastrahlung erzielt. In dem zweiten Wandbereich 2b wird bedingt durch den gegenüber dem ersten Beton 22a größeren Anteil an Stahl- oder Eisengranulat überwiegend Gammastrahlung abgeschirmt, wobei die durch Streu- Strahlung seitlich aus den Strahlkanalen 1 austretenden Neutronen bedingt durch den Anteil am ersten Zuschlagstoff (Colemanit) analog zum ersten Beton 22a moderiert und absorbiert werden.
Je nach Art und Intensität der Strahlungsquelle können weitere Wandbereiche 2c bis 2z mit weiteren geeignet gewählten Beton 22c bis 22z gefüllt sein. In Abhängigkeit von den jeweils gewählten Anteilen der Rohmaterialien des dem jeweiligen Wandbereich 2a bis 2z zugehörigen Betons 22a bis 22z weist dieser besondere Abschirmeigenschaften oder -Wirkungen auf. Beispielsweise kann durch die Veränderung des Anteils des Eisen- oder Stahlgranulats die Rohdichte des Betons 22a bis 22z eingestellt werden. Desweiteren kann durch die Veränderung des Anteils an Colemanit der Bor-Anteil des jeweiligen Betons 22a bis 22z eingestellt werden.
Ferner ermöglicht die Verwendung von Beton 22a bis 22z für bestimmte Schichten oder Wandbereiche 2a bis 2z des Strahlenschutzmantels 2 eine vollständige Umhüllung der Strahlungsquelle und somit eine besonders hohe Abschirmwirkung der Strahlungsquelle auch bei schwierigen und komplexen Geome- trien oder Konstruktionen. Insbesondere ermöglicht der Beton 22a bis 22z durch Einfüllen m eine Verschalung, z.B. m das Hullrohr 12, daß auch Hohlräume verschlossen werden. Alternativ kann der Wandbereich 2a des Strahlenschutzmantels 2 als eine Schalung, eine Wand oder em Fußboden eines Raumes oder eines Gebäudes ausgeführt sein, m welchem sich z. B. eine Rontgenvorrichtung oder eine andere Strahlungsquelle befindet.
Die Tabelle auf der Beschreibungsseite 20 zeigt für die Be- standteile, die für die oben beschriebenen beiden Grenzfalle a) und b) sowie für die dabei zu erreichenden Abschirmeigenschaften des ersten Betons 22a (Serpetmbeton) und des zweiten Betons 22b (Stahlgranulatbeton) wichtig sind, besonders vorteilhafte Mindest- und Höchstgrenzen. Dabei sind die für eine besonders einfache Herstellung und Verarbeitung der beiden Betone 22a und 22b als besonders vorteilhaft bestimmten Mindest- und Höchstgrenzen für die jeweilige Korngroße der granulierten Bestandteile ebenfalls angegeben. Weitere Mischungsverhaltnisse zwischen den beiden Betonmischungen sind ebenfalls möglich.
Aufgrund der hochwirksamen durch die jeweilige Zusammensetzung der Betone 22a und 22b bis 22z gegebenen Strahlungsabschirmung weist der Strahlenschutzmantel 2 em besonders gu- tes Verhalten sowohl in bezug auf Eigenaktivierung und thermische Einflüsse als auch m bezug auf Absorption und Moderation von Neutronen und Abscnirmung von Gammastrahlung auf. Der Strahlenschutzmantel 2 eignet sich somit besonders für den direkten Einsatz an Strahlungsquellen, z. B. in Strahlrohren von Forschungseinrichtungen, am Pπmarkreislauf einer Reaktoranlage, etc. Dar ber hinaus kann der Strahlenschutz- mantel 2 zum einen großflächig und einschichtig, z.B. in Form von Wanden, Fußboden und Decken, ausgeführt sein. Zum anderen kann der Strahlenschutzmantel 2 aus einer Mehrzahl von Schichten oder Wandbereichen 2a bis 2z aufgebaut sein, die jeweils unterschiedliche Abschirmeigenschaften aufweisen. Durch den besonders Strahlungsabschirmenden Aufbau des Strahlenschutzmantels 2 ist ferner eine nennenswerte Strahlenbelastung des Betriebspersonals ausgeschlossen.
Tabelle

Claims

Patentansprüche
1. Strahlenschutzbeton (22a), der mit einem Gehalt von mindestens 5,0 Gew.-%, insbesondere von mindestens 7,8 Gew.-%, einen ersten, borhaltigen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 1 mm enthalt, und der einen zweiten, metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 7 mm enthalt.
2. Strahlenschutzbeton (22b), der einen ersten, borhaltigen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 1 mm enthalt, und der mit einem Gehalt zwischen 80 und 90 Gew.-% einen zweiten, metallischen Zuschlagstoff mit einer Korngroße bis zu 7 mm enthalt .
3. Strahlenschutzbeton (22b) nach Anspruch 2, der mit einem Gehalt zwischen 1,0 und 1,5 Gew.-% den ersten, borhaltigen Zuschlagstoff enthalt.
4. Strahlenschutzbeton (22b) nach Anspruch 2 oder 3, wobei der Gehalt des zweiten, metallischen Zuschlagstoffs zwischen 85 und 89 Gew.-% betragt.
5. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1
wobei als erster, borhaltiger Zuschlagstoff em borhaltiges Mineral, insbesondere Colemanit, vorgesehen ist.
6. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1 bis 5, wobei als zweiter, metallischer Zuschlagstoff Eisengranulat oder Stahlgranulat vorgesehen ist.
7. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1 bis 6, der eine Mindestrohdichte von etwa 3000 kg/m' aufweist.
8. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1
der eine Rohdichte von etwa 6000 kg/m3 aufweist.
9. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1
der einen dritten, metallischen Zuschlagstoff, insbesondere Barytsand, mit einer Korngroße bis zu 1 mm umfaßt.
10. Strahlenschutzbeton (22a, 22b) nach einem der Ansprüche 1 bis 9, wobei em vierter, mmeralhaltiger Zuschlagstoff, insbesondere Serpentin, mit einer Korngroße von bis zu 7 mm vorgesehen ist.
11. Strahlenschutzmantel (2) mit einem Wandbereich (2a bis 2z) aus einem Strahlenschutzbeton (22a, 22b, 22c bis 22z) nach einem der Ansprüche 1 bis 10.
12. Verwendung eines Strahlenschutzmantels (2) nach Anspruch 11 zur Abschirmung einer Strahlungsquelle, einer Rontgenvor- richtung, eines eine Strahlungsquelle aufweisenden Raumes oder eines Strahlrohrs (1) m einer Reaktoranlage.
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