W pracy przedstawiono badania betonowej obudowy doświadczalnego reaktora jądrowego EWA po procesie starzenia, a także napromienienia podczas jego eksploatacji od roku 1958. Oszacowano, że do 24 lutego ... więcej

W pracy przedstawiono badania betonowej obudowy doświadczalnego reaktora jądrowego EWA po procesie starzenia, a także napromienienia podczas jego eksploatacji od roku 1958. Oszacowano, że do 24 lutego 1995 roku reaktor eksploatowano 107400 h pod obciążeniem 10 MW, po uwzględnieniu przerw technologicznych i mniejszej mocy reaktora w początkowych latach. W celu pobrania próbek betonowej obudowy odwiercono 7 rdzeni, przy czym oprócz walców o różnej długości i o średnicach 100 i 80 mm uzyskano nieregularne kawałki złomu betonowego. Próbki odwiercone powyżej kanału poziomego miały gęstość 2,4 g/cm3, natomiast poniżej tego kanału, gdzie w betonie stwierdzono więcej stalowych kęsów, gęstość betonu wynosiła średnio 3,1 g/cm3. W próbkach pobranych nad i pod kanałem, wytrzymałość betonu wynosiła odpowiednio 30,6 MPa i 28,2 MPa. Kruszywo grube stanowiła ruda żelaza: goethyt łamany (limonit), o max. wymiarze ziaren do 29 mm; procentowa zawartość grubych ziaren wynosiła od 25 do 35%. Kruszywem drobnym była zarówno ruda żelaza [głównie goethyt] jak i piasek kwarcowy do 2 mm. Ponadto w betonie znajdowały się kawałki stali o różnych kształtach, ich zawartość wynosiła około 25%. Próbki betonu miały dużą porowatość dostępną dla wody, znacznie przekraczającą 16%, natomiast porowatość otwarta wynosiła od 24,5% do 30,7%. Pomimo zauważonych spękań ziaren kruszywa, wyniki badań nie pozwalają na stwierdzenie wpływu napromienienia w badanej warstwie obudowy reaktora.

This paper is presenting the study of the concrete shielding of EWA research nuclear reactor which was after the ageing process and also under radiation during the reactor exploitation from 1958 year. ... więcej

This paper is presenting the study of the concrete shielding of EWA research nuclear reactor which was after the ageing process and also under radiation during the reactor exploitation from 1958 year. According to the assessment the reactor was in exploitation till 24 February 1995 during 107400 h under the load of 10 MW, after taking into account the technological breaks and that in the begging years the reactor power was lower. For sampling of the concrete shielding the 7 cores were drilled in, wherein except rollers of different length and of diameters of 100 and 80 mm, the irregular pieces and concrete rubble were obtained. The specimens drilled out over the horizontal channel had the density of 2.4 g/cm3 and under this channel, where in concrete were more steel pieces, the density was 3.1 g/cm3. The compressive strength of concrete samples drilled out over and under the channel was 30.6 MPa and 28.2 MPa respectively. The coarse aggregate was iron ore: crushed goethite with the grains up to 29 mm; the content of this aggregate was from 25% to 35%. The goethite and quartz sand grains under 2 mm was fine aggregate. The concrete samples had high open porosity in the range from 24.5% to 30.7%. Despite of numerous found cracks of aggregate grains the research results did not give the possibility to establish the radiation influence in the examined layer of concrete shielding.