2.1 Flödesschema
Examensarbetets tillvägagångsätt beskrivs översiktligt i flödesschema presenterat i Figur F.
Arbetsmoment
(Bilaga 4)• Utvalda ballasttyper analyserades i förstahand avseende gammastrålning och radongas avgång.
• Två bergmaterial har mätts på gammastrålning i befintliga bergtäkter (Vändle och Gladö).
• Delkomponenter av betongrecept (ballast 0/4 & 8/16, cement och flygaska) och nyproducerad betong mättes i laboratorium.
• Total 20 st betongkuber (150*150*150mm) har gjutits från två utvalda bergmaterial och två olika betongrecept.
• Framtagna betongrecept används vanligen för husbyggnad (C30/37, VCT 0.55) Följande betongrecept användes; (A) med 20% tillsatt flygaska, och (B) utan tillsatt flygaska.
• Radongasavgång från betongkuber mäts på CBI.
• Värdering av betongkvalitet och mineralsammansättning har utförts med polarisations mikroskopi av tunnslip från planslip tagna från betongkuberna.
• Betongkvalitet kontrolleras med tryckhållfasthet.
2.2 Fältmätning med gammaspektrometer
Teori bakom mätning - Radioaktiv jämnvikt
En nuklid som sönderfaller ger en specifik energinivå för gammastrålning. En gammaspektrometer kan registrera gammastrålning med olika energier, (Figur G).
Halter av uran-238 och torium-232 mäts indirekt genom omräkning av gammastrålningen från vismut-214 (dotternuklid till radium-226) och tallium-208 (dotternuklid till torium-232).
90% av den gammastrålning som genereras vid sönderfall inom serien för uran-238 bildas vid sönderfall av radondöttrarna bly-214 och vismut-bly-214. (Tabell 5 & 6) Man antar vid mätning att vismut-214, tallium 208 och endast under dessa förutsättningar att alla andra element i sönderfallskedjan har samma
aktivitetskoncentration –detta kallas för radioaktiv jämnvikt.
Det är viktig att vara medveten att det alltid finnas avvikelser i mätningar av radioaktivitet.
Radioaktiv jämnvikt gäller i kristallint berggrund, medan det kan vara annorlunda i jord på grund av att kemiska processer kan skilja ämnen i urans sönderfallskedja med olika mobilitet och vattenlöslighet etc.
(Jelinek& Eliasson, 2015).
Figur G: Gammaspektrometer-RS230 Instrument är kalibrerat med kända halter av radium-226, torium-232 och kalium-40.
13
• Betongrecept (C30/37 VCT0.55) A: med flygaska 20%
14
Bergtäkt
Vid startmötet valdes bergtäkter samt gällande betongrecept för husändamål. En bergtäkt från känt område med förhöjd strålning valdes ut och en där strålningsenergi för gammastrålning ansågs moderat, (Figur B).
I Vändletäkten bryts en granitisk bergart. I Gladötäkten bryts material från en metasedimentär gnejs, delvis med kristalliserad yngre granitoid. Vändletäkten i Västerås har högre halter av radioaktivt ämnen (aktivitetsindex över 2). Bergmaterial från denna täkt används för järnväg och anläggning av vägar, (Figur H1). Bergmaterial från Gladö i Huddinge producerar ballast för betong, (Figur H2).
Mätning har utförts med gammaspektrometer-RS 230 (Figur G) på upplag med sortering 0/4 och 8/16.
Vid mätning på bergtäkt ska effekter från omgivande upplag och täktväggets beaktas. Fuktighet kan dämpa strålning och påverka värdena. Vid mätning noteras värdena och upplagets kondition – våt/torr.
(Figur H3)
Figur H1: Fältmätning – Vändle 0/4
Figur H2 Fältmätning på plan yta–
Gladö 8/16
Figur H3: Bergtäkt Vändle.
Fuktighet kan påverka mätning.
Detta noteras vid fältmätning.
Provtagning av material efter fältmätning
Provtagning av materialet från bergtäkterna är lika viktig som själva mätningen. Mätvärde kan variera mycket inom en och samma bergtäkt och dess upplag, detta beror på ingående bergarter och mineral sammansättningen i bergmassan vilken ofta varieras.
Materialet för projektet har tagits från upplag med hjullastare, så gott möjligt nära mätpunkten, (Figur I1).
Sedan lastat in i en stor säck (Figur I2) och skickats till teknikcenter i Helsingborg för neddelning inför laboratoriemätning och gjutning av betongkuber, (Figur I3).
Figur I1: Provtagning från mätpunkt - Vändle
Figur I2: Från upplag till säcken med hjullastare - Vändle
Figur I3: Säcken ca700kg/st. på pall ca.1,2m - Vändle
15
2.3 Laboratoriemätning
Mätning på delkomponenter
Gammastrålning på delmaterialer bör mätas i laboratorium. Detta för att mäta enkom själva materialets specifika radioaktiva koncentration (Bq/kg) utan påverkan från omgivningen.
Delmaterial har skickats till STUK (Radiation and nuclear safety authority, Finland) för den ackrediterade provmetoden avancerad mätning med gammaspekrometer (gammaspecrometry, inhouse guide VALO 4.5, Figur J).
Neddelning av provmaterial
Bergmaterial för laboratoriemätning har tagits ut slumpmässigt 20 kg utifrån säcken ca. 700kg och delats ned till 5kg med neddelningsapparat enligt standard för neddelning av laboratorieprov. (SS-EN 932–2, SIS).(Figur K)
Figur K1: Vändle 8/16 för STUK Figur K2: Gladö 8/16 för STUK Figur K3: Neddelningsapparat Figur J: Laboratorium för
gammaspektrometri.
Delkomponenter av betong har skickats till STUK i nedan angivna mängd.
• Ballast 0/4 - 5kg
• Ballast 8/16 – 5kg
• Cement – 2kg
• Flygaska – 2kg
Efter gjutning av 5*4 =20 stycken betongkuber, har 1st av varje kub krossas till 0/16 och skickats till STUK för mätning.
Krossad betong 0/16
• Vändle A (med tillsatt flygaska)
• Vändle B (Standard)
• Gladö A (med tillsatt flygaska)
• Gladö B (standard)
16 Framtagning av provmaterial - cement och flygaska
Cement och flygaska hämtades direkt från betongfabrik (Swerock AB /Malmö), (Figur J). Cement som används för prov är av ren portlandcement (CEM1) utan tillsatsmaterial. Består av huvudsakligen cement klinker framställt från bränd kalksten. Detta för att undersöka på den rena effekten av flygaska. Flygaska som används för prov kommer från kolkraftverk i Danmark.
Följande produkter har använts:
Cement: CEMENTA Rapid Slite
Portlandcement EN 197–1 – CEM I 52,5 R
Ren portlandcement utan tillsättmaterial, (Bilaga 5) Flygaska: SWECEM Flygaska för betong EN450-1 TypB5 Kolflygaska från kolkraftverket i Danmark. Används
som tillsatsmaterial för betong, puts och bruk samt som vidhäftningsmedel i asfalt, (Bilaga 6).
2.4 Beräkning av aktivitetsindex (AI)
För att kunna bestämma hur mycket gammastrålning som avges från ett byggnadsmaterial, används ett aktivitetsindex (AI) som beräknas enligt formeln.
𝐈 = 𝑪𝑲
𝟑𝟎𝟎𝟎+𝑪𝑹𝒂
𝟑𝟎𝟎+𝑪𝑻𝒉
𝟐𝟎𝟎
I vilken 𝐶𝑘 𝐶𝑅𝑎, 𝐶𝑇ℎ är aktivitetskoncentrationer av kalium, radium och torium i materialet.
Enheten är Bq/kg.
Man kan konvertera halt ppm (percent and parts per million) för specifik aktivitet (Bq/kg) enlig IAEA rekommendation (IAEA TEC-doc, 1989) som visas nedan.
Konvertering 1 ppm till Bq/kg Radium (226Ra)/Uran(238U)* 12.35, Torium (232Th)=* 4,06, Konvertering 1 % till Bq/kg Kalium ( K40 ) * 313
Om ett material har aktivitetsindex 1, ger det uppskattningsvis upphov till en stråldos på 1mSv/år för en människa. Detta gäller när man har använt samma material för golv, väggar och tak och att man vistas i bostaden i ett rum
(4m*5m*2.8m) under en bestämd tid (7000 timmer/år) samt att byggnadsmaterialet har en bestämd densitet (2350kg/m3). (EC,1999)