Радиационно-защитные барийсодержащие строительные растворы

РЕФЕРАТ. В работе рассмотрен отечественный и зарубежный опыт проектирования составов радиационно-защитных строительных материалов. Представлены принципы проектирования таких материалов, включающие выбор химического состава и получение максимальной плотности их структуры. Показано, что по критериям доступности и защитным характеристикам рационально использовать только 19 химических элементов при разработке материалов для защиты от радиации. Обоснованы тип структуры материала, а также зерновой состав заполнителей, обеспечивающих требуемые химический состав и плотность материала. Изложены результаты управления структурообразованием цементного камня посредством введения нано- и микроразмерных частиц гидросиликатов бария. Продемонстрирован синергетический эффект от их совместного применения. Показано, что барийсодержащие штукатурные растворы, разработанные согласно представленным принципам проектирования, имеют высокие эксплуатационные свойства и технико-экономическую эффективность.

Ключевые слова: Радиационно-защитные строительные материалы, химический состав, принципы проектирования составов, параметры структуры, эффективный зерновой состав заполнителей, гидросиликаты бария, цементный камень, штукатурные растворы.

Keywords: radiation protective construction materials, chemical composition, composition design principles, parameters of structure, effective aggregate grain-size distribution, barium hydrosilicates, hardened cement paste, plaster mortars. 

Введение

Радиационно-защитные бетоны и строи­тельные растворы —это строительные материалы специального назначения, которые применяются при изготовлении защитных конструкций, предназначенных для снижения гамма-излучения и потока нейтронов до безопасного уровня. Эти виды ионизирующего излучения по сравнению с другими его видами — ​потоками альфа-частиц и электронов — ​характеризуются отсутствием собственного электрического заряда, что обеспечивает им высокую проникающую способность в объем защитной конструкции [1—4].

Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом (описано более десятка механизмов взаимодействия) приводит как к поглощению потоков гамма-квантов или нейтронов (достигается эффект защиты от излучения), так и к изменению парамет­ров структуры защитного материала. Такие изменения структуры приводят к закономерному изменению свойств материала [5, 6], в том числе к ухудшению его качества [7, 8]. Как правило, такие изменения оценивают по проч­ности материала после определенной поглощенной дозы ионизирующего излучения. Стойкость материала к воздействию такого излучения оценивают по коэффициенту радиационной стойкости [6, 8, 9].

Эффективность поглощения ионизирую­щего излучения определяется коэффициентами ослабления для гамма-излучения и ко­эффициентом сечения выведения — ​для нейтронов [7, 10, 11]. Между способностью эффективно поглощать ионизирующее излучение и радиационной стойкостью существует четкая взаимосвязь. Как правило, материалы, эффективно поглощающие высокоэнергетическое излучение, имеют невысокую стойкость, так как поглощение гамма-квантов (нейтронов) приводит к значительным структурным изменениям. Поэтому материаловеды всегда ищут компромисс между эффективным поглощением излучения и длительностью эксплуатации защитной конструкции. Этот компромисс зависит как от характеристик ионизирующего излучения (вид, энергия и интенсивность излучения), так и от химического состава защитного материала и параметров его структуры.

Технологиям производства защитных ма­териалов и изготовления строительных конструкций на объектах, в которых исполь­зуются источники ионизирующего излучения, посвящены труды отечественных и зарубежных исследователей [4, 10, 12—24]. В этих работах установлены не только правила проек­тирования составов радиационно-защитных бетонов и строительных растворов [25], но и зависимости изменения свойств их компонентов: матричного материала (искусственного камня на основе различных цементов, полимерного связующего или специаль­ного вяжущего вещества) и заполнителей как из природных (гематит, барит, лимонит, геотит, серпентинит, ильменит, магнетит, колеманит, датолит, борокальцит и др.), так и искусственных материалов (стальная или свинцовая дробь, окалина, металлическая стружка, железомарганцевые конкреции и др.) [8, 13, 26—29].

С разнообразием сочетаний указанных компонентов связана возможность синтезировать множество видов радиационно-защитных материалов. Однако для каждого компонента существует ограничение, накладываемое условиями эксплуатации. Например, при облучении железосодержащих материалов нейтронами возникает вторичное высоко­энергетическое гамма-излучение [1, 30]; барит нецелесообразно использовать для изготовления радиационно-защитных бетонов (растворов), эксплуатирующихся в условиях замораживания и оттаивания [12, 31], и т. д. Тем не менее накопленный опыт создания и экс­плуатации радиационно-защитных строи­тельных материалов позволяет найти решения, способствующие повышению эффективности их проектирования и разработки. 

Химический состав радиационно-защитных строительных материалов

При выборе химических элементов, пригодных для изготовления радиационно-защитных материалов, необходимо учитывать следующее:

• доступность химического элемента,

• коэффициент ослабления гамма-излучения,

• коэффициент выведения быстрых нейтронов,

• коэффициент выведения теп­ловых нейтронов.

У гамма-излучения есть параметр, расширяющий факторное пространство, — ​энергия гамма-квантов. На основе справочных данных по радиационно-защитным свойствам химических элементов [32] и данных по их доступности [33] проведен выбор 19 химических элементов, которые рационально применять для разработки радиационно-защитных материалов [34].

При проектировании химического состава таких материалов важно соблюдать технологические ограничения. В частности, для радиационно-защитных материалов на основе минеральных вяжущих необходимо установить обязательное требование к количеству воды, участвующей как в гидратации вяжущего, так и в обеспечении подвижности бетонной смеси. Поэтому эффективный элементный состав защитных материалов сложен и в отношении количества химических элементов, и в возможности фактического его обеспечения. На рис. 1 приведены результаты стандартной статистической обработки данных 500 различных составов радиационно-защитных ма­териа­лов. При моделировании содержание воды в смеси изменялось от 5 до 20 %, энергия гамма-квантов — ​от 0,1 до 5 МэВ, а также были рассмот­рены различные сочетания видов излучения: гамма-излучение, быстрые и/или медленные нейтроны.

Рис. 1. Содержание химических элементов радиационно-защитного материала, предназначенного для защиты от гамма-нейтронного излучения (а) или потока тепловых и быстрых нейтронов (б) (энергия гамма-излучения равна ​1 МэВ)

Приведенные на рис. 1 статистические распределения содержания химических элементов демонстрируют глобальный оптимум химического состава радиационно-защитного материала. Из всех 19 химических элементов, выбранных по представленным крите­риям, выделяются 4 элемента, повторяющиеся в составах для защиты и от гамма-нейтронного (рис. 1, а), и от нейтронного излучения (рис. 1, б): кислород, сера, свинец и кремний. Химический состав радиационно-защитного материала, предназначенного для защиты от гамма-нейтронного излучения, дополняется железом. Такой состав имеют серные композиционные материалы [12, 17], рекомендованные для изготовления ограж­дающих конструкций бассейнов выдержки, стенок контейнеров для транспортировки радиоактивных отходов и/или для их омоноличивания и т. п.

При наличии дополнительных ограничений на содержание химических элементов (например, натрия и калия), способствующих протеканию щелочной коррозии [35], или серы, вводящейся в состав материала в виде определенных соединений (гипсового камня, барита) и др., формируется локальный оптимум химического состава радиационно-защитного материала. В результате этого закономерно перераспреде­ляется баланс химических элементов, в отношении которых такие ограничения не установлены.

Что касается свинца в составе радиационно-защитных материалов, предназначенных для защиты от рентгеновского излучения или гамма-излучения с низкой энергией гамма-квантов, то использовать его нерационально, так как сложно равномерно распределить малое количество этого химического элемента в объеме материала. Другой химический элемент, эффективно ослабляющий гамма-излучение, — это барий. В сочетании с технологической рациональностью (возможностью обеспечить максимальную однородность хи­мического состава материала) это придает актуальность применению именно барийсодержащих радиационно-защитных материалов.

Согласно критериям средней плотности дисперсной фазы, содержания бария в со­единении, его растворимости, температурной стойкости и стоимости целесообразно использовать сульфат, фосфат и гидросиликаты бария [36]. Однако из числа соединений бария высокие защитные характеристики имеют его карбонат, фторид и гидроксид.

Важное требование к заполнителям для цементных систем — ​нерастворимость присутствующих в них соединений, так как при растворении они могут негативно влиять и на процессы гидратации, и на долговечность защитного материала. Из указанных соединений минимальную растворимость имеет карбонат бария — ​0,002 г/100 г воды, такое значение позволяет отнести его к нерастворимым веществам. Поэтому в работе [36] карбонат бария (минерал витерит) был выбран как альтернатива традиционно применяемому бариту. Кроме того, известно [37], что карбонат бария применяется в производстве керамического кирпича в каче­стве добавки, позволяющей снизить высоло­образование и повысить эксплуатационные свойства строи­тельных материалов. Поэтому опыт работы с карбонатом бария позволяет обеспечить безопасность персонала при его использовании.

Эффективность радиационно-защитных строительных композитов определяется в большинстве случаев исключительно составом дисперсных фаз (заполнителей). Однако увеличить эффективность материала позволяет также использование радиационно-защитных вяжущих. При этом из указанных барийсодержащих компонентов только гидросиликаты бария имеют пуццолановую активность [38], что предопределяет возможность использовать их для получения композиционных цементов специального назначения.

Параметры структуры радиационно-защитного строительного материала

Ослабление потока гамма-квантов описывается законом Бугера—​Ламберта—​Бера [39]:

где I₀ и I — ​поток гамма-квантов до и после слоя материала толщиной x; μ — ​линейный коэффициент ослабления гамма-излучения.

Кроме линейного коэффициента ослаб­ления применяется массовый коэффициент ослабления:

где ρ — плотность вещества.

Для радиационно-защитных строительных материалов взаимосвязь между этими коэффициентами ослабления можно выразить следующим образом:

где ρ_b — средняя плотность радиационно-защитного материала; c_i — объемная концентрация i-го химического элемента, входящего в состав материала.

Среднюю плотность радиационно-защитного строительного материала можно представить следующим образом:

где  — ​плотность абсолютно плотного радиационно-защитного материала без пор и пустот; ρ_ss — ​плотность абсолютно плотного искусственного камня (матричного материала); ρ_f — ​плотность абсолютно плотной дисперсной фазы (заполнителей и наполнителей); P_ss — ​пористость искусственного камня; P_f — ​пористость дисперсной фазы; P_b — ​пористость радиационно-защитного материала, возникающая вследствие технологических процессов; ν_f — ​объемная доля дисперсной фазы.

Из представленной формулы следует, что при прочих равных условиях линейный коэффициент ослабления гамма-излучения возрастает пропорционально уменьшению пористости радиационно-защитного материала (эффект больше, чем прямо пропорциональный, из-за того, что возрастает содержание химических элементов, ранее вытесненных в ходе порообразования).

В этой связи из всех возможных типов структур строительных материалов для радиа­ционно-защитных материалов рациональны двухфазные системы типа Т/Т (рис. 2).

Кроме того, при ρ_f > ρ_ss плотность радиа­ционно-защитного материала возрастает с увеличением содержания дисперсной фазы со скоростью, пропорциональной разности плотностей матричного материала и дисперс­ной фазы:

Выбор зернового состава заполнителей

Как было показано ранее, при проектировании радиационно-защитных строительных материалов стремятся максимизировать объемное содержание заполнителей. Обыч­но это достигается путем использования зерновой смеси прерывистой гранулометрии. Для определения фракционного состава разработаны теоретические и экспериментальные методы, в том числе моделирование [12, 41—43]. Результаты, полученные по таким методам, безусловно, являются качественной основой для последующей разработки радиа­ционно-защитного бетона, но тре­буют экс­периментальной проверки и корректировки. Причины этого — ​вариативность размеров частиц во фракциях заполнителей, отклонение формы реальных частиц от сферической (или другой формы тела вращения), влияние фактического распределения частиц в смеси и др. Указанное продемонстрировано в работе [26] (рис. 3).

Рис. 3. Зависимость плотности ρ бетонов различных составов от относительной погрешности показателей, связанных с технологическим процессом [26]

Минимизация этого влияния  предложена в работе [12]. Ее можно дополнить, выбирая состав зерновой смеси по относительной стои­мости строительного материала (стоимости материала, отнесенной к стоимости заполнителей), которая рассчитывается по формуле, учитывающей укрупненно и стоимость компонентов (вяжущего и заполнителей), и затраты на получение материала:

где — ​стоимость матричного материала; C_f — ​стоимость заполнителей;  — ​коэффициент относительной стоимости технологических затрат; k₁ — ​коэффициент, характеризующий затраты на дозирование компонентов; k₂ — ​коэффициент, учитывающий затраты на перемешивание смеси; k_ef — ​коэффициент эффективности зерновой смеси.

Значение k_ef рассчитывается как отношение максимальной достигаемой плотности упаковки частиц заполнителя η_max к структурной энтропии S_st этой смеси:

Структурная энтропия вычисляется по формуле, близкой к классической формуле вычисления энтропии, основанной на применении термодинамической вероятности [12]:

где  — ​общее количество всех частиц в зерновой смеси; n_i — ​количество частиц i-го размера; n_f — ​число фракций в смеси; c₀ — ​константа, зависящая от объема, занимаемого смесью заполнителей.

Расчетным путем установлено, как соотношение диаметров частиц смежных фракций d_{i + 1}/d_i влияет на характеристики зерновой смеси с частицами диаметром от 20 мм до 100 мкм и плотностью упаковки частиц в каж­дой фракции 0,52 (такая плотность близка к фактическим значениям, вычис­ленным по насыпной плотности зерновых материалов в свободно-насыпном состоянии) при c₀ = 0,001. В расчетах принято, что частицы имеют сферическую форму, каж­дая фракция заполнителя представлена частицами одного диаметра, а максимальное чис­ло контактов между частицами равно 12. Из результатов расчета (табл. 1) следует, что соотношение диаметров частиц смежных фракций определяет число фракций заполнителя, а следовательно, и плотность упаковки частиц. Очевидно, что с увеличением числа фракций в смеси n_f возрастает максимальная плотность упаковки частиц η_max. При этом структурная энтропия зерновой смеси, нелинейно зависящая от d_{i + 1}/ d_i, максимальна для смеси, состоящей из восьми фракций заполнителя, и минимальна для смеси из двух фракций. Кратное возрастание S_st при росте соотношения d_{i + 1}/d_i от 6 до 10 связано с увеличением количества час­тиц более мелких фракций. Это закономерно влияет на коэффициент эффективности зерновой смеси: он максимален для двухфракционной смеси.

Относительная стоимость композиционного материала, пример оценки которой при различных объемных долях заполнителей в его составе приведен на рис. 4, определяется соотношением стоимости мат­ричного материала (вяжущего) и заполнителей C_mm/ C_f. Очевидно, что при C_mm/C_f > 1 увеличение доли заполнителей приводит к снижению относительной стоимости материала, а при C_mm/C_f < 1 она возрас­тает, что характерно для высокоэффективных радиационно-защитных материалов. Независимо от значения C_mm/C_f относительная стоимость композиционного материала минимальна при d_{i + 1}/d_i = 6, причем дальнейший рост этого соотношения не приводит к ее существенному изменению (рис. 4).

Рис. 4. Относительная стоимость материала при различных d_i+1/d_i и объемных долях смеси заполнителей (при заполнении 70 и 80 % объема смесью заполнителей): а) при C_mm/C_f = 0,2; б) при C_mm/C_f = 5

Таким образом, с позиции сформулированного критерия, учитывающего как максимальную плотность упаковки, так и технологическую возможность достичь ее, оптимальна зерновая смесь, состоящая из двух фракций с соотношением диаметров частиц d_{i + 1}/d_i ≥ 6.

Управление структурой и свойствами цементного камня

Как было указано выше, аморфные гидросиликаты бария — ​компонент, позволяющий повысить и радиационно-защитные, и экс­плуатационные свойства материалов. Кроме того, последние можно повысить за счет синергетического эффекта, возникающего при оптимизации структуры материала на нано- и микроразмерном уровнях [38, 44] с применением нано- и микроразмерных гид­росиликатов бария (далее — ​НГСБ и МГСБ соответ­ственно).

Портландцемент ЦЕМ I 42,5Б производ­ства АО «Мордовцемент» использовался в исследованиях в качестве контрольного состава. Для изготовления композиционного радиационно-защитного вяжущего порт­ландцемент смешивали с МГСБ (10 % массы портландцемента), синтезированными путем осаждения из 5 %-ного раствора гидросиликатов натрия состава Na₂O · 3SiO₂ · 4,5H₂O при добавлении равного объема раствора хлорида бария с его содержанием около 9,5 %. Полученный продукт отмывали от хлорида натрия и сушили при температуре 80 °С до влажности менее 5 %. Средний размер частиц гидросиликатов бария d_ср, который определяли с помощью лазерного ди­фрактометра Microtrac S3500, был близок к 47 мкм, а после помола он уменьшался приблизительно до 6 мкм. Истинная плотность этого продукта составляла 3014 ± 100 кг/м³. Смесь портландцемента и МГСБ гомогенизировали путем совместного помола в течение 5 мин в лабораторной мельнице Frisch Pulveri­set­te 7 при скорости вращения размольной чаши 500 об/мин.

В качестве наномодификатора композиционного радиационно-защитного вяжущего применяли коллоидный раствор НГСБ, полученный методом разбавленных растворов. Используемые гидросиликаты бария имели брутто-формулу BaO · 18SiO₂ · nH₂O, рН = 9,9 (его измеряли с помощью рН‑метра Metrom 781 pH/Ion Meter), d_ср = 25 нм (размер частиц определяли на лазерном дифрактометре Microtrac Zetatrac), массовая доля BaO · 18SiO₂ в коллоидном растворе составляла 0,1 %.

Для изготовления наномодифицированного композиционного цементного теста вместо воды затворения использовали коллоидный раствор гидросиликатов бария.

Образцы формовали из цементного теста нормальной густоты, которая составляла 28 % для цементного теста и 30 % — для остальных составов. Испытания проводили для об­разцов в возрасте 28 сут. Рентгенофазовый анализ выполняли с помощью рентгеновского дифрактометра ARL X’TRA THERMO FISHER SCIENTIFIC с медным анодом и никелевым фильтром в интервале брегговских углов θ = 4...70°. Скорость вращения гониометра составляла 1,2 °/мин. Измерения проводились при температуре 25 °C. Дифференциальный термический анализ проводили с применением высокотемпературного дифференциального сканирующего калориметра HDSC PT1600. Спектрограммы получали с помощью ИК-Фурье-спектрометра Agilent Cary 630.

Вследствие пуццолановой активности гид­росиликатов бария количество портландита в цементном камне снижается при их введении (рис. 5). Совместное применение МГСБ и НГСБ наиболее эффективно: при их использовании по отдельности относительная интенсивность пика портландита снижается на 27—28 %, а при совместном — ​на 83 %, т. е. в 3 раза больше.

Рис. 5. Рентгенограммы образцов цементного камня (в области пика портландита): 1 — ​контрольный состав, 2 — ​композиционный, 3 — ​наномодифицированный, 4 — ​наномодифицированный композиционный

Однако на интенсивность пика портландита могут влиять структурные искажения и дефекты в кристалле. Поэтому дополнительно проводили дифференциальный термический анализ (ДТА) (рис. 6). Результаты ДТА подтверждают уменьшение содержания портландита в составе нано- и микромодифицированного цементного камня. При этом следует отметить, что интенсивность отклика уменьшается не пропорционально количеству вводимых гидросиликатов бария, что указывает на создание условий для активного связывания силикатными добавками портландита (синергетический эффект).

Рис. 6. Результаты дифференциального термического анализа образцов цементного камня: 1 — ​контрольный состав, 2 — ​композиционный, 3 — ​наномодифицированный, 4 — ​наномодифицированный композиционный

На рис. 7 приведены ИК‑спектры образцов цементного камня. В составе его модифицированных образцов увеличивается содержание гидросиликатов, на что указывает рост интенсивности полосы около 1414 см^‑1, обусловленной деформационными колебания­ми Si— O—H. Полоса около 950 см^–1 обусловлена валент­ными колебания­ми Si(OH), где гидроксилы могут быть трех типов (гид­роксил колеблется как единое целое). При введении МГСБ (кривая 1) ее интенсивность становится ниже, чем в спектре контрольного образца (кривая 3), что может указывать на участие гидросиликатов бария в химических реакциях.

Рис. 7. ИК‑спектры образцов цементного камня: 1 — ​контрольный состав, 2 — ​композиционный (с МГСБ), 3 — ​наномодифицированный (с НГСБ), 4 — ​наномодифицированный композиционный (с НГСБ и МГСБ)

Применение барийсодержащих добавок приводит к изменению свойств модифицированного цементного теста и композиционного цементного камня (табл. 2).

Эксплуатационные свойства барийсодержащих штукатурных растворов

Цементное вяжущее, модифицированное НГСБ и МГСБ, целесообразно применять при изготовлении штукатурных растворов, обеспечивающих защиту от гамма-излучения, например, в рентген-кабинетах поликлиник; в помещениях, где гамма-излучение используется в исследовательских целях; при лучевой терапии. Получаемые наполненные вяжущие можно применять в качестве связую­щих для изготовления радиационно-защитных бетонов и растворов. Приведем пример разработки такого раствора.

В качестве наполнителя использовали карбонат бария, соответствующий ГОСТ 2149, марка Б, d_ср = 19,0 мкм. Объемная доля карбоната бария (степень наполнения) в разработанных радиационно-защитных штукатурных растворах составляла ν_f = 0,64. Для регулирования подвижности растворов в них вводили пластификатор Melflux 5581 в количестве 0,5 % от массы композиционного вяжущего. Для сравнения использовали классический баритовый строи­тельный раствор на цементном вяжущем, наполненный сульфатом бария, соответствующем ГОСТ 3158, с аналогичной степенью наполнения. Свойства разработанного штукатурного радиационно-защитного раствора приведены в табл. 3.

Данные табл. 3 демонстрируют, что выполнение принципов проектирования составов радиационно-защитных материалов, включаю­щих выбор химического состава и максимизацию плотности структуры материала, а также реализация технологических решений, направленных на возникновение синергетического эффекта при оптимизации структурных уровней материала, позволяют проектировать и разрабатывать радиационно-защитные бетоны и строительные растворы, обладающие высокими эксплуатационными свойствами и технико-экономической эффективностью.

ЛИТЕРАТУРА

1. Зарипова Л.Д. Защита от ионизирующего излучения. Казань: Изд-во Казанск. гос. ун-та, 2008. 48 с.

2. Баландин Г.Ф. Основы теории формирования отливки. М.: Машиностроение, 1979. 335 с.

3. Защита от радиоактивных излучений / Под ред. А.В. Николаева. М.: Металлургиздат, 1961. 420 с.

4. Горшков Г.В. Проникающие излучения радиоактивных источников. Л.: Наука, 1967. 395 с.

5. Овчинников И.И., Овчинников И.Г., Богина М.Ю., Матора А.В. Влияние радиационных сред на механические характеристики материалов и поведение конструкций (обзор) // Науковедение. № 4. 2012. Электронный ресурс: https://cyberleninka.ru/article/n/vliyanie-radiatsionnyh-sred-na-mehanicheskie-harakteristiki-materi... (дата обращения 13.01.2025).

6. Евстигнеев В.В., Орлов В.Л., Орлов А.В., Аль-Самави А.Х. и др. Радиационная стойкость конструкционных материалов ядерно-энергетических установок // Ползуновский вестник. 2004. № 1. С. 29—35.

7. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с.

8. Дубровский В.Б. Радиационная стойкость строительных материалов. М.: Стройиздат, 1977. 279 с.

9. Милинчук В.К., Клиншпонт Э.Р., Тупиков В.И. Основы радиационной стойкости органических материалов. М.: Энергоатомиздат, 1994. 256 с.

10. Дубровский В.Б., Кириллов А.П., Конвиз В.С., Лавданский П.А. и др. Строительство атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1987. 248 с.

11. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоатомиздат, 1987. 192 с.

12. Королев Е.В., Баженов Ю.М., Альбакасов А.И. Радиационно-защитные и химически стойкие серные строительные материалы. М.: Изд-во ​Оренбургск. гос. ун-та,, 2010. 364 с.

13. Комаровский А.Н. Строительные материалы для защиты от излучений ядерных реакторов и ускорителей. М.: Атом­из­дат, 1958. 116 с.

14. Егер Т. Бетоны в технике защиты от излучений. М.: Атом­издат, 1960. 84 с.

15. Королев Е.В., Бормотов А.А., Иноземцев А.С., Иноземцев С.С. Глетглицериновые строительные материалы для защиты от радиации // Строительные материалы. 2009. № 12. С. 69—71.

16. Прошин А.П., Королев Е.В., Очкина Н.А., Саденко С.М. Строительные растворы для защиты от радиации. Пенза: Изд-во ПГАСА, 2002. 202 с.

17. Киселев Д.Г., Королев Е.В., Прошина Н.А., Альбакасов А.И. Комплексный способ управления структурой и свойствами серных радиационно-защитных строительных материалов // Региональная архитектура и строительство. 2010. № 1. С. 4—10.

18. Шейченко М.С., Алфимова Н.И., Вишневская Я.Ю. Со­временные композиционные радиационно-защитные материалы строительного назначения // Вестн. БГТУ им. В.Г. Шухова. 2017. № 5. С. 15—19.

19. Новиков Н.В., Самченко С.В., Окольникова Г.Э. Баритсодержащие радиационно-защитные строительные материалы // Вестн. Российск. ун-та дружбы народов. Серия: Инженерные исследования. 2020. Т. 21, № 1. С. 94—98.

20. Королев Е.В., Самошин А.П., Смирнов В.А., Королева О.В., Гришина А.Н. Методики и алгоритм синтеза радиационно-защитных материалов нового поколения. Пенза: ПГУАС, 2009. 132 с.

21. Соколова Ю.А. Королева О.В., Самошин А.П., Королев Е.В. Методологические принципы создания радиационно-защитных каркасных бетонов. М.: ГАСИС, 2006. 54 с.

22. Прошин А.П., Демьянова В.С., Калашников Д.В. Особо тяжелый высокопрочный бетон для защиты от радиации с использованием вторичных ресурсов. Пенза: ПГУАС, 2004. 139 с.

23. Комаровский В.В. Строительство ядерных установок. М.: Атомиздат, 1969. 196 с.

24. Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1987. 405 с.

25. Баженов Ю.М. Способы определения состава бетонов различного вида. М.: Стройиздат, 1975. 268 с.

26. Бродер Д.М., Зайцев Л.Н., Колмочков М.М. Бетон в защите ядерных установок. М.: Атомиздат, 1966. 240 с.

27. Кореневский В.В. Пергаменщик Б.К. О требовании к бетону и к конструкции защиты реактора из железобетона // Вопросы физики защиты реакторов. М.: Атомиздат, 1974. С. 12.

28. Дубровский В.Б., Аблевич З. Строительные материалы и конструкции защиты от ионизирующих излучений. М.: Стройиздат, 1983. 240 с.

29. Виноградов Б.Н. Влияние заполнителей на структуру и свойства бетонов. М.: Стройиздат, 1986. 249 с.

30. Дубровский В.Б., Жолдак Г.И. Бетоны на железорудных заполнителях в условиях высоких радиационно-температурных нагрузок. М.: Атомиздат, 1972. 124 с.

31. Воскресенский Е.В., Егоров Ю.А. К вопросу о применении барийсерпентинитового цемента в защите реакторов атомных электростанций // Вопросы физики защиты реакторов. М.: Атомиздат, 1974. С. 18—20.

32. Немец О.Ф., Гофман Ю.В. Справочник по ядерной физике. Киев: Наукова думка, 1975. 414 с.

33. Эмсли Дж. Элементы: справочник. М.: Мир, 1993. 156 с.

34. Королев Е.В., Гришина А.Н. Основные принципы создания радиационно-защитных материалов. Определение эффективного химического состава // Изв. Казанск. гос. архитектурно-строит. ун-та. 2009. № 1 (11). С. 261—265.

35. Брыков А.С. Щелоче-силикатные реакции и коррозия бетона. СПб: СПбГТИ(ТУ), 2009. 27 с. 

36. Гришина А.Н., Королев Е.В. Выбор бариевого наполнителя для радиационно-защитных материалов // Матер. VIII Меж­дунар. конф. молодых ученых «Теория и практика повышения эффективности строительных материалов». Пенза, 2013. С. 48—53.

37. Тажибаева Д.М. Керамические материалы. Рудный: РИИ, 2018. 107 с.

38. Гришина А.Н., Еремин А.В. Влияние гидросиликатов бария на интенсивность ранней гидратации портландцемента // Неорган. матер. 2016. Т. 52, № 9. С. 1040—1044.

39. Черняев А.П., Белоусов А. В., Лыкова Е. Н. Взаимодей­ствие ионизирующего излучения с веществом. М.: ООП физического факультета МГУ, 2019. 104 с.

40. Соколова Ю.А., Королева О.В., Самошин А.П. и др. Методологические принципы создания радиационно-защитных каркасных бетонов. М.: ГАСИС, 2006. 54 с.

41. Белов В.В., Образцов И.В., Куляев П.В. Методология проектирования оптимальных структур цементных бетонов // Строительные материалы. 2013. № 3. С. 17—21.

42. Белов В.В., Смирнов В.В. Строительные композиты из оптимизированных материальных смесей. Тверь: Изд-во Тверск. гос. ун-та, 2012. 112 с.

43. Воробьев В.А., Илюхин А.В., Бокарев Е.И. Кластерные структуры и теория перколяции в компьютерном материа­ловедении строительных композиционных материалов // Вестн. отделения строительных наук РААСН. 2011.. Вып. 15. С. 185—189. 

44. Королев Е.В. Принцип реализации нанотехнологии в строительном материаловедении // Строительные материа­лы. 2013. № 6. С. 60—64.

Автор: А.Н. Гришина, Е.В. Королев

Рубрика: Наука и производство

Ключевые слова: Радиационно-защитные строительные материалы, химический состав, принципы проектирования составов, параметры структуры, эффективный зерновой состав заполнителей, гидросиликаты бария, цементный камень, штукатурные растворы