Kontrola betonu biologického stínění jaderného reaktoru

Z důvodu prodlužování životnosti jaderných elektráren (JE) v Česku i jinde ve světě ze současných třiceti na čtyřicet i více let vznikla potřeba prověřovat jejich komponenty. Tento článek se zaměřuje na metodiku nedestruktivního zkoušení betonu, jež zachycuje neutrony vycházející z aktivní zóny jádra reaktoru. Porovnává nelineární metodu NWMS s výsledky dalších nedestruktivních i destruktivních zkoušek.

Úvod do problematiky prodlužování životnosti JE

V současné době končí plánovaná životnost mnoha jaderných elektráren, které byly původně navrženy na 30 nebo 40 let. Jednalo se o reaktory II. a III. generace, kterých je stále v USA, ve Francii nebo v Rusku několik desítek, na celém světě pak několik stovek. 

Programy řízeného stárnutí betonu v jaderných elektrárnách
Je běžné, že probíhají svědečné programy na stárnutí kabelů nebo křehnutí oceli vlivem radiace. Beton se však až do nedávné doby z tohoto pohledu neposuzoval. Dle výsledků zkoušek, prováděných v šedesátých až sedmdesátých letech minulého století ve světě, byla jeho odolnost vůči účinkům radiace dostatečná na to, aby reaktor mohl bezpečně fungovat 30 i 40 let.

Posuzovaly se účinky tepla, pro lehkovodní reaktory VVER (vodo-vodjannoj energetičeskij reaktor) nebo tlakovodní PWR (pressurised water reactor) byla stanovena limitní návrhová hodnota 200 °F (93 °C). Pro účinky gama záření bylo zjištěno, že struktura betonu se nezmění, pokud beton nedostane celkovou dávku 10¹⁰ radů (rad), což je 10⁸ Gray (Gy). Účinky tvrdého záření se pak podle dobové literatury i podle současných standardů projeví při dosažení dávky (fluence) 10¹⁹ neutronů na cm² průřezu.

Všechny tyto hodnoty byly použity pro návrhy (nejen stínicích) betonů pro jaderné reaktory všude po světě od 60. let 20. století až do současnosti. Dnes však stojíme před jiným úkolem – prověřit vlastnosti betonu (i jiných komponent jaderných elektráren) po uplynutí jejich navržené doby životnosti.

Použití betonu v jaderných elektrárnách
V jaderných zařízeních je největší pozornost upřena na kontrolu palivových souborů, heterogenních svarů a jiných stěžejních oblastí. V tomto příspěvku se však budeme zabývat betonem. 

Pokud si člověk představí jadernou elektrárnu, nejvýraznější částí jsou bezesporu vysoké betonové chladicí věže. Kromě nich ovšem existuje mnoho jiných konstrukcí JE, které stojí za zmínku. Stínicí beton s ocelovými broky najdeme v elektrárně kolem bazénů s vyhořelým palivem v primárním okruhu. Zabraňuje pronikání měkkého záření gama, které je zachycováno velkým počtem jader. Jedná se o velmi těžký (stínicí) beton. 

Důležitý konstrukční beton tvoří obálku reaktoru, tzv. kontejnment, a také základy a stropy reaktorového sálu, až několik metrů mocné. Jeho účelem je přenášení zatížení do základů. Je navržen na tlak, tah a ohyb. V případě obálky kontejnmentu Jaderné elektrárny Temelín (ETE) se jedná o dodatečně spirálově předepjatý beton a je mu věnována náležitá péče.

Beton biologické ochrany nebo též biologického stínění je určen k ochraně (nejen personálu) před účinky tvrdého neutronového záření. Je hustě vyztužen, ale nejsou v něm přítomny železné okuje jako ve stíníIcím betonu. Ty by byly aktivní po dopadu neutronů, při kterém by vznikalo záření gama.

Beton biologického stínění
Biologické stínění se nachází v elektrárně co nejblíže reaktoru. K jeho výrobě se používá kamenivo s vyšším obsahem vodíkových jader. U reaktorů typu VVER býval v zemích Varšavské smlouvy používán serpentinit čili hadec. V České i Slovenské republice se vyskytuje hojně, přestože je jinak poměrně vzácný. Jedná se o horninu obsahující minerál serpentin. Jeho chemické složení je Mg₃Si₂O₅(OH)₄ a právě vodík v něm obsažený umožňuje záchyt neutronů – částic přibližně stejně těžkých jako je jádro vodíku, tj. jeden proton.

Vzdálenost betonu biologické ochrany od jádra reaktoru je vždy řádově několik metrů. Jedná se o kruhový prstenec kolem jádra reaktoru. Musí být chráněn hermetickou ocelovou výstelkou (tzv. oblicovkou) na jeho vnitřním i vnějším povrchu. Ta zajišťuje jeho těsnost, což je dobré z hlediska pronikání plynů – zejména radonu, ale i vody obsažené v betonu. 

Teplota betonu na vnitřním povrchu prstence dosahuje díky sledu ochranných vrstev včetně tepelné izolace přibližně 36 °C a v dobách mezi odstávkami jaderného reaktoru se liší jen o několik málo stupňů. I to však způsobuje značné změny deformace i napětí a také vypařování vody, respektive její přesun do míst o nižší teplotě [2].

Obsah volné i vázané vody v betonu má velmi významný vliv na průchod neutronů. Účinný průřez, tedy schopnost zachytit tvrdé neutronové záření, je prakticky přímo úměrný celkovému množství vody obsaženého v betonu. 

Existuje několik způsobů stanovení obsahu vody [3]. Žádný však není dostatečně přesný pro zpřesnění výpočtových modelů stínění. Proto jsme se rozhodli odhalit různé vlastnosti stínění a pomocí ultrazvuku jsme určovali stejnorodost betonu v deskách biologického stínění lehkovodního výzkumného reaktoru LR-0. Výsledkem byla studie závislosti doby průchodu ultrazvukového signálu na tloušťce průřezu desky [4].

Měření betonu biologického stínění

Existuje vícero metod, které mohou být použity pro stanovení vlastností betonů. Z nedestruktivních jsou to například tvrdoměrné – odrazové, průchodové, penetrační. Mezi destruktivní metody patří zkouška ohybem vhodná pro trámce, zkouška v tlaku nebo v příčném tahu, kterou je možné použít pro válcová tělesa, jako jsou například vývrty.

Kontrola betonu biologického stínění poblíž aktivní zóny
Největší účinky záření je možné pozorovat u vnitřního povrchu prstence. Záření klesá se čtvercem vzdálenosti, a tak se i v betonu intenzita záření rychle snižuje.

Zhruba ve vzdálenosti 90 mm od vnitřního povrchu betonu jsou v reaktorech typu VVER umístěny ionizační kanály (ionization chamber channels) pro detekci neutronového záření. V nich je vrátek nesoucí komoru, ve které jsou zařízení na snímání neutronového toku nebo sledování jiných veličin.

Jednou z možností nedestruktivního testování je využití těchto kanálů pro zavedení ultrazvukových nebo jiných sond a měření přímo v místě největšího poškození betonu radiací. Jedná se samozřejmě o problematický úkon, neboť kanály jsou hermeticky uzavřené a přístup k nim bývá zapečetěn výrobcem nebo provozovatelem. Navíc se jedná o práci v aktivním prostředí, což poškozuje nejenom zařízení, ale i jeho obsluhu, třebaže jen nepatrně.

ÚJV Řež, a. s., proto společně se Stavební fakultou ČVUT vytvořily modely šachty reaktoru ETE 1 : 1 (obr. 2). Modely slouží pro přípravu nedestruktivních metod před měřením v prostředí s ionizujícím zářením. Na obrázku je vidět technika, který stanovuje hloubku trhliny v betonu za pomoci ultrazvukového přístroje PUNDIT PL 200. Jsou zde též patrné dva ionizační kanály a tmavé plechy oblicovky vnitřního povrchu biologického stínění šachty reaktoru.

Kontrola biologického stínění na aktivních vzorcích
Není dovoleno odebírat jakékoliv fragmenty biologické ochrany, tím méně vývrty, přinejmenším po celou dobu provozu jaderné elektrárny. Existují případy (u USA, ve Španělsku či v Německu), kde byly z odstavené jaderné elektrárny postupně demontovány kontaminované komponenty, mezi nimiž byly i části železobetonových konstrukcí. Ty pak byly podrobeny zkouškám nebo nabídnuty jiným subjektům ke zkoumání.

Například v majetku ÚJV Řež, a. s. (dříve Ústav jaderného výzkumu), je jeden takový fragment z elektrárny Greifswald [5] ve východním Německu. Dosud z něj nebyly odebrány žádné vývrty a čeká na nedestruktivní testování. Jelikož aktivita na jeho povrchu je stále značná, není možné měřit bez použití mechanických manipulátorů či robotických rukou nebo se u vzorku zdržovat.

Vyvíjíme tedy metody měření pomocí manipulátoru tak, aby byla obsluha manipulátoru i výzkumný tým v dostatečné vzdálenosti od zdroje záření.

Aby bylo možné pochopit problematiku ozařování a následné práce s ozářeným materiálem, provedli kolegové z ÚJV a CVŘ (Centrum výzkumu Řež, s. r. o.), ve spolupráci se Stavební fakultou ČVUT experiment, při kterém ozářili a následně sledovali několik malých válečků betonu. I při relativně velmi krátké době působení neutronů na směs kovů, různých oxidů a jiných složek v betonu obsažených, dosáhly vzorky značné aktivity [6]. 

Také vzhledem ke zkušenostem kolegů z jiných laboratoří [7] jsme se rozhodli provádět další experimenty v horkých komorách [8], dostatečně odstíněných a vybavených robotickými manipulátory (rameny), viz obr. 3.

V současné době vybavujeme jednu takovou komoru přístroji pro zkoušky tlaku, příčného tahu a modulu pružnosti. Záznam z testování dostatečného stínění komory 300 TBq zdrojem je dostupný na Youtube [9].

Pro účely nedestruktivního zkoušení betonových vzorků přímou ultrazvukovou metodou pomocí robotických ramen byl vyvinut a otestován přípravek zajišťující stálý přítlak a snadnou obsluhu. Pomocí tohoto přípravku je možné měřit i velice aktivní vzorky [10].

Nedestruktivní metody měření

Přes všechny příklady a případy uvedené výše se v dnešní době zaměřujeme na vývoj nedestruktivní metody měření nelineárních parametrů materiálu pomocí ultrazvukových přístrojů. Metodu NWMS (non-linear wave modulation spectroscopy) jsme si vybrali pro její relativní jednoduchost a snadnou kvantifikovatelnost výsledků.

Principy měření metodou NWMS
Nelineární ultrazvukové metody jsou v dnešní době rozšířené pro homogenní materiály typu oceli, případně keramiky. Pro beton se jejich požití zatím zcela neosvědčilo, převážně kvůli nestejnorodosti materiálu s různým obsahem pórů, mikrotrhlin a jiných nehomogenit.

Pokud materiál vykazuje nelineární chování, reaguje odlišně na buzení velkou a malou amplitudou při stejné frekvenci. Takové chování v betonu mohou způsobovat zejména mikrotrhliny, nicméně velká část nelineární odezvy je způsobena nehomogenitou samotného materiálu. Během procesu degradace počet mikrotrhlin roste, čímž se zvyšuje i nelineární odezva [12].

Principem metody NWMS je míchání dvou různých signálů o frekvencích f₁ a f₂ uvnitř materiálu. Nelineární chování se při tomto typu zkoušení projevuje vznikem signálu o součtové nebo rozdílové frekvenci f₁ ± f₂.

V našem případě se osvědčilo míchat frekvence 153 a 180 kHz, přičemž výsledná pozorovaná frekvence byla součtová 333 kHz. Čím je větší amplituda součtového signálu vzhledem ke dvěma budícím amplitudám, tím větší nelineární odezvu materiál vykazuje. Tato odezva pak odpovídá míře porušení struktury mikrotrhlinami, například po mechanickém, tepelném nebo radiačním namáhání. 

Měření na malých vzorcích
Abychom si ověřili použitelnost metody, vybetonovali jsme sadu homogenních trámečků z cementu CEM II 32,5, vody a normovaného křemičitého písku frakce 0÷2,5 mm. 

Tento experiment byl též popsán v posteru na konferenci IAEA (International Atomic Energy Agency) [13]. 

Pozorovali jsme změnu nelineárního koeficientu β před a po poškození betonu tepelným šokem, při kterém bylo dosaženo 400 °C během 25 minut. Pro homogenizaci teploty v celém objemu tělesa jsme drželi teplotu 400 °C v peci po dobu 3 hodin a poté ji snižovali intenzivním odvětráváním komory pece. Záznam průběhu teploty v peci je na obr. 4. 

Nelineární koeficient beta je dán poměrem amplitud daných kmitočtů [14]. 

(1)

Amplitudy A_{333 kHz}, A_{152 kHz} a A_{180 kHz} odpovídají součtové frekvenci f₁ + f₂, respektive sčítaným frekvencím f₁ a f₂.

V praxi jsme pro stanovení koeficientu β postupně zvyšovali budící napětí na generátoru signálu s frekvencí f₁ z 1 do 12 voltů s krokem 1 V, přičemž napětí na f₂ bylo konstantní 4 V. 

K buzení i zpracování signálů jsme používali modulární systém společnosti National Instrument (NI), který byl vybaven dvěma budiči signálu NI PXI-5421 a jedním dvoukanálovým osciloskopem NI PXI-5922 s dlouhým záznamem signálu (10⁶ vzorků).

Porovnání výsledků měření je na obr. 5. 

Vzorek po zchladnutí a vyndání z pece vykazuje nelinearity, které jsou pod mikroskopem rozeznatelné jako mikrotrhliny šířky až 0,03 mm. Jejich četnost je značná – to se odráží také v hodnotě koeficientu β pro případ A) a B), vyčísleného podle vztahu (1): 

Porovnání naměřených výsledků
Pro účely článku jsme rozdělili vzorky na dvě základní skupiny. První skupinou byly vzorky před výpalem (2A až 2C) a vzorky referenční, zkoušené destruktivně (3A až 3C). 

Druhou skupinu tvořily všechny vzorky po teplotním šoku (400 °C) a patřily do ní vzorky zkoušené buďto den po výpalu (vzorky 2A až 2C) nebo 240 dnů po výpalu v peci (vzorky 1A až 1C).

Je na první pohled patrné, že během výpalu došlo k poruše struktury zkoušeného betonu. Modul pružnosti se změnil z 30 GPa na 10 GPa, tj. poklesl o 70 %. Pevnost v tlaku klesla ze 75 na 50 GPa (–33 %) a pevnost v tahu ze 7 na 3,2 MPa, tedy –55 %. 

Naproti tomu nelineární koeficient β stoupl z 0,04 až na 2,33, což odpovídá nárůstu o 1500 %. 

Zajímavé je srovnání vzorků řady 2A–2C po výpalu s řadou 1A–1C, která byla po tepelné degradaci ponechána 240 dní na vzduchu. Zdá se, že během této doby pokračoval v degradovaných vzorcích proces vytvrzování. Vzrostla jejich tuhost (modul pružnosti), zatímco chemická podstata reakce vytvořila další mikrotrhliny, které způsobily nárůst nelineárního parametru. Tento jev je popsán i v literatuře [15].

Tabulka 1: Porovnání nelineárního koeficientu beta s mechanickými vlastnostmi betonu zkoušených vzorků

Označení vzorků	Vzorky v době zkoušky	Nelineární koeficient β [V–1]	Dynamický modul Ebu [GPa]	Pevnost v tahu fct,fl [MPa]	Pevnost v tlaku fc [MPa]
2A až 2C	Před výpalem	0,04	30,5	–	–
3A až 3C	Před výpalem	0,13	30.1	7,03	75,8
2A až 2C	Po výpalu	0,65	10,0	3,13	49,9
1A až 1C	Po výpalu	2,33	12,2	3,25	53,6

Závěr
Nelineární metody jsou velmi citlivé nejen na namáhání teplotní, ale také na mechanické nebo radiační. Dají se pomocí nich zachytit nelinearity v materiálu, jako jsou trhliny nebo mikrotrhliny.

V další práci se zaměříme na poškození vzorků různými teplotami a také gama zářením. Ke své práci využijeme i zařízení pro zkoušku LOCA (lost of coolant actident), které umí během velmi krátkého okamžiku docílit vysokého tlaku i teploty, a simulovat tak ztrátu chladiva na jaderné elektrárně.

Své výsledky chceme použít pro zkoušení ra-diačního a tepelného poškození betonu a geopolymerů nejen na jaderných elektrárnách a v úložištích jaderného paliva, ale i v jiných provozech.

Poděkování
Tento příspěvek byl vytvořen s finanční pomocí Ministerstva vnitra – Program bezpečnostního výzkumu České republiky 2015–2020, projekt VI20152018016, a Ministerstva školství, mládeže a tělovýchovy – projekt LQ1603 Výzkum pro SUSEN. 

Práce byla realizována na velké infrastruktuře Udržitelná energetika (SUSEN) vybudované v rámci projektu CZ.1.05/2.1.00/03.0108. 

JAN PATERA, ZBYNĚK HLAVÁČ, JINDŘICH JANSA
foto archiv autorů

Literatura
1) KOŠŤÁL M., J. MILČÁK, F. CVACHOVEC, B. JÁNSKÝ, V. RYPAR, V. JUŘÍČEK, E. NOVÁK, A. EGOROV, S. ZARITSKI. Fast Neutron Transport in the Biological Shielding Model and Other Regions of the VVER-1000 Mock-Up on the LR-0 Research Reactor. In: EPJ – Web of Conferences. 2016. 
2) KOŤÁTKOVÁ J., J. ZATLOUKAL, P. REITERMAN, J. PATERA, Z. HLAVÁČ, P. BRABEC. The Effect of Elevated Temperatures and Nuclear Radiation on the Properties of Biological Shielding Concrete. In: Key Engineering Materials. 2015.
3) ANTON O., V. HEŘMÁNKOVÁ. Stanovení vlhkosti betonu v konstrukcích jaderných elektráren. In: Zkoušení a jakost ve stavebnictví 2008. Praha, Kloknerův ústav ČVUT, 2008.
4) HLAVÁČ Z., E. NOVÁK, J. PATERA, P. ZAHRÁDKA. Stanovení stejnorodosti betonu biologického stínění reaktoru LR-0 ultrazvukovou průchodovou metodou [online, cit. 13. 4. 2017]. Dostupné z: http://cvrez.cz/treninky-a-vzdelavani/projekty-na-podporu-vzdelavani/susen-rozvoj-znalosti/.
5) ŽDÁREK J., L. HORÁČEK, P. BRABEC. Temperature and Radiation Effect on the RPV Concrete Cavity. Project Description on Irradiation, Testing and NDE Development. OECD Workshop Prague 2013. Praha, 2013. 
6) ŽDÁREK J., P. BRABEC, O. FRÝBORT, M. MAREK, Z. LAHODOVÁ, J. VÍT, P. ŠTEMBERK. Mock-up Experiments for the Project of High Dose Irradiation of the RPV Concrete. In: Fontevraud 8: Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs’ Safety, Performance and Reliability. Avignon, 2014.
7) Her testes radioaktiv betong [online, cit. 13. 4. 2017]. Dostupné z: https://www.tu.no/artikler/her-testes-radioaktiv-betong/235087.
8) PETŘÍČKOVÁ A., O. SRBA, P. ŠVRČULA, M. MIKLOŠ, P. SVOBODA. Introduction of hot cell facility in Research centre Rez. In: Bezpečnost jaderné energie/Bezpečnosť jadrovej energie. 2015. 
9) Průběh zkoušky účinnosti stínění horkých komor [online, cit. 13. 4. 2017]. Dostupné z: https://youtu.be/NiKlN1Kb4_g.
10) HLAVÁČ Z. Development of Special Steel Holder for Concrete Ultrasonic Testing in the Hot Cells [online, cit. 13. 4. 2017]. Dostupné z: http://cvrez.cz/treninky-a-vzdelavani/projekty-na-podporu-vzdelavani/susen-rozvoj-znalosti/.
11) Srdcerváči. ÚJV ŘEŽ, a. s., a Centrum výzkumu ŘEŽ, s. r. o. [online, cit. 13. 4. 2017].  Dostupné z: https://www.srdcervaci.cz/ujv-rez-a-s-a-centrum-vyzkumu-rez-s-r-o.
12) VAN DEN ABEELE K., A. SUTIN, J. CARMELIET. Micro-damage diagnostics using nonlinear elastic wave spectroscopy (NEWS). NDT & E International 34. 2001. s 239–248.
13) HLAVÁČ Z., J. PATERA, J. JANSA. Reactor Biological Shielding Concrete Inspection Procedure. In Safety Demonstration of Advanced Water Cooled Nuclear Power Plants [online, cit. 13. 4. 2017].. Vienna. 2017. Dostupné z: https://conferences.iaea.org/indico/event/125/contribution/108/material/poster/0.pdf.
14) VAN DEN ABEELE K., P. JOHNSON, A. SUTIN. Nonlinear Elastic Wave Spectroscopy (NEWS) Techniques to Discern Material Damage, Part I: Nonlinear Wave Modulation Spectroscopy (NWMS), Res Nondestr Eval 12 (2000), pp 17–30.
15) EPRI Technical Report: Nondestructive Evaluation: Nonlinear Ultrasound to Evaluate the Integrity of Thermally Damaged Concrete. 1026501, September 2012.

Ing. et Mgr. Jan Patera (*1986)
absolvoval Fakultu aplikovaných věd a Filozofickou fakultu na Západočeské univerzitě. Pracuje jako vývojář nedestruktivních metod v Centru výzkumu Řež, s. r. o.

Ing. Zbyněk Hlaváč, Ph.D., (*1981)
absolvoval Fakultu stavební Vysokého učení technického v Brně. Pracuje jako vědecko-výzkumný pracovník v Centru výzkumu Řež, s. r. o.

Ing. Jindřich Jansa (*1987)
absolvoval Fakultu elektrotechniky na Západočeské univerzitě. Pracuje jako vývojář robotických systémů v Centru výzkumu Řež, s. r. o.