РАДИАЦИОННЫЕ ЗАЩИТНЫЕ СВОЙСТВА МЕТАЛЛОБЕТОНОВ

Лаптев Геннадий Алексеевич – Доцент кафедры автомобильных дорог
и специальных инженерных сооружений ГОУ ВПО «Мордовский
государственный университет им. Н.П. Огарева»,
кандидат технических наук

---

1. Ионизирующие излучения и радиационно-защитные материалы

Ионизирующие излучения свое название получили по способности вызывать ионизацию атомов и молекул в облучаемом веществе. Все ионизирующие излучения по своей природе подразделяются на электромагнитные и корпускулярные [1].

К электромагнитным относятся рентгеновское излучение, γ-излучение и тормозное излучение, возникающие при прохождении через вещество сильно ускоренных заряженных частиц. Видимый свет и радиоволны – также электромагнитные излучения, но с большей длиной волны.

Все остальные виды ионизирующих излучений имеют корпускулярную природу, представляя собой пучки ядерных частиц, ядер элементов или ионов. Большинство из них заряженные корпускулы: β-частицы (электроны); протоны (ядра водорода); дейтроны (ядра тяжелого водорода – дейтерия); α-частицы (ядра гелия) и тяжелые ионы – ядра других элементов. К корпускулярным излучениям относят и не имеющие заряда ядерные частицы – нейтроны. Ниже рассмотрены сведения о различных ионизирующих излучениях.

Электромагнитные излучения. Глубина проникновения ионизирующего излучения зависит с одной стороны от природы излучения, заряда и энергии составляющих его частиц и квантов, а с другой – от состава, плотности и особенностей облучаемого вещества. Так, α-частицы, испускаемые радием, полностью ослабляются слоем алюминия толщиной порядка 0,01 мм; β-частицы – слоем алюминия толщиной несколько миллиметров; γ-кванты – слоем алюминия толщиной порядка десятков дециметров [1].

Фотоны γ- и рентгеновского излучения обладают наибольшей проникающей способностью. Средняя длина их пробега в веществе зависит главным образом от его плотности. Она минимальна в материалах, подобных свинцу, используемых обычно в качестве защитных экранов [2].

Проникающая способность характеризуется величиной пути распространения излучения в окружающей среде и зависит от его энергии, выраженной в килоэлектрон-вольтах (КэВ) и мегаэлетрон-вольтах (МэВ).

В табл. 1 приведены величины максимального пробега частиц и излучений в зависимости от энергии частиц или кванта [3, 4].

Существуют три основных механизма взаимодействия электромагнитного излучения с веществом: фотоэлектрический эффект, эффект Комптона, образование электронно-позитронных пар [1].

Энергия падающего кванта полностью поглощается веществом, в результате чего появляются свободные электроны. Они обладают кинетической энергией, величина которой равна энергии кванта за вычетом работы выхода электрона с данного энергетического уровня. С повышением энергии излучения вероятность фотоэффекта быстро уменьшается и для излучений с энергией 1 МэВ его вкладом можно пренебречь [1].

При энергии квантов свыше энергии связи электронов в атоме γ-квант может упруго рассеяться на электроне. При этом часть энергии γ-кванта передается выбитому электрону. Электрон и вторичный квант излучения могут обладать достаточным запасом энергии, чтобы вызвать в дальнейшем новые акты ионизации. Вторичные и третичные кванты излучения могут в дальнейшем взаимодействовать с атомами и молекулами по типу фотоэффекта (рис. 1) [3].

При относительно высоких энергиях γ-квантов (выше 1 МэВ) взаимодействие излучений с веществом может происходить особым путем, в результате которого образуются две легкие элементарные частицы с противоположными знаками – электрон и позитрон [1]. Замедлившийся позитрон взаимодействует с каким-либо электроном среды с образованием двух γ-квантов с энергией по 0,51 МэВ. Этот процесс называется аннигиляцией. В дальнейшем эти γ-кванты взаимодействуют с атомами среды по типу фото- или Комптон-эффекта.

Корпускулярные излучения. При прохождении через вещество заряженная частица теряет свою энергию, вызывая ионизацию и возбуждение атомов до тех пор, пока общий запас энергии не уменьшится до такой степени, что частица потеряет ионизирующую способность [2]. В зависимости от знака заряда при пролете частицы в веществе она испытывает электростатическое взаимодействие с частицами атома. Она притягивается или отталкивается от положительно заряженных ядер или от несущих отрицательный заряд электронов. Чем больше масса летящей частицы, тем меньше она отклоняется от первоначального направления. Полет протонов и более тяжелых ядерных частиц практически прямолинеен, а траектория полета легких электронов сильно изломана вследствие рассеяния на орбитальных электронах и в результате притяжения к ядрам атомов. Вследствие этого скорость электрона снижается, и часть его энергии теряется и испускается фотон тормозного излучения. Следовательно, при прохождении через вещество электронов высокой энергии одновременно происходит образование электромагнитного излучения.

В отличие от заряженных частиц нейтроны не несут электростатического заряда и не вступают во взаимодействие с электронами атомной оболочки, что позволяет им проникать в глубь атомов. Достигая ядер, они либо поглощаются ими, либо отталкиваются от них. При упругом рассеянии на ядрах углерода, азота, кислорода, согласно [5], нейтрон теряет лишь 10–15% энергии, а при упругом столкновении с почти равными им по массе ядрами водорода – протонами энергия нейтрона уменьшается в среднем вдвое, передаваясь протону отдачи (рис. 2).

Поэтому вещества, содержащие большое количество водорода, – графит, вода, парафин, пластмассы, используют для защиты от нейтронного излучения больших энергий. В них нейтроны быстро теряют свою энергию и замедляются, а медленные нейтроны, как правило, эффективнее, чем быстрые, поглощаются веществом. Допустим, пучок быстрых нейтронов проходит через тяжелое вещество, например, свинец, ядра которого во много раз тяжелее нейтронов. В таком веществе нейтроны в результате рассеяния на ядрах будут терять свою энергию очень малыми порциями и должны проходить в нем большие расстояния, прежде чем потеряют значительную долю своей начальной энергии. Замедляющие способности веществ при нейтронном облучении приведены в табл. 2 [5, 6].

Ядра большинства веществ при поглощении нейтронов становятся неустойчивыми и, распадаясь, порождают протоны, α-частицы и фотоны γ-излучения, и другие ядра также способные производить ионизацию [5]. При таких ядерных процессах могут образоваться радиоактивные изотопы элементов и возникнуть наведенная радиация, в свою очередь также вызывающая ионизацию.

Следовательно, вклад того или иного вида ядерного взаимодействия нейтронов зависит от их энергии, а также от состава облучаемого вещества.

По величине энергии различают следующие виды нейтронов [7]:

1. Сверхбыстрые нейтроны с энергией свыше 300 МэВ. Отличаются слабым взаимодействием с ядрами (прозрачность ядер для сверхбыстрых нейтронов) и появлением «реакции скалывания», в результате которой бомбардируемое ядро испускает несколько осколков.

2. Очень быстрые нейтроны с энергией 20–300 МэВ. Отличаются ядерными реакциями с вылетом большого числа частиц.

3. Быстрые нейтроны с энергией от 0,5 до 20 МэВ. Эти нейтроны характеризуются как упругим, так и неупругим рассеянием и возникновением ядерных реакций.

4. Промежуточные нейтроны с энергией от 0,5 кэВ до 0,5 МэВ. Для нейтронов этой группы наиболее типичным процессом взаимодействия является упругое рассеяние.

5. Резонансные нейтроны. Наблюдаются в области энергий от нескольких элекрон-вольт до 500 эВ. У таких нейтронов велика вероятность поглощения тяжелыми ядрами (Au, U и др.).

6. Медленные нейтроны. Они подразделяются на холодные нейтроны с энергией менее 0,025 эВ, тепловые (с энергией от 0,025 до 0,5 эВ) и надтепловые (с энергией выше 0,5 эВ). В поглощающей среде обычно наблюдается реакция захвата медленных нейтронов.

Быстрые нейтроны эффективно замедляются до тепловых веществами с малым порядковым номером. К таким материалам относятся водородсодержащие вещества: парафин, вода, пластмассы, резина.

Для эффективного поглощения тепловых нейтронов используются материалы, обладающие большим сечением захвата (материалы с высоким содержанием бора и кадмия).

При проведении расчета защиты от нейтронного излучения следует учитывать, что защита от этого вида излучения основывается на поглощении тепловых и медленных нейтронов, а быстрые нейтроны сначала должны замедляться.

Исходя из этого, следует отметить, что защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются замедляющей и поглощающей способностью, степенью их активации и способностью поглощать γ-излучение.

 

2. Теоретические предпосылки по созданию металлобетонов с высокими радиационно-защитными свойствами

 

Для защиты от α- и β-излучения, в отличие от γ- и нейтронного излучения, не требуется больших толщин поглощающих экранов. Глубина проникновения ионизирующего излучения зависит от вида энергии и природы излучения, а также от состава и плотности облучаемого вещества. Длина пробега электромагнитного излучения минимальна в плотных материалах, например в свинце. Поэтому в качестве эффективного защитного экрана от γ-излучения обычно используются свинец, тяжелые бетоны и т.д.

Быстрые нейтроны удобнее предварительно замедлить в результате упругого рассеяния на ядрах вещества с малым порядковым номером (парафин, вода, углеводороды, пластмасса, резина), превратив их в тепловые, а затем поглотить ядрами бора, кадмия и другими материалами с большим сечением захвата.

Таким образом, защита от ионизирующего излучения с одной стороны основывается на замедлении быстрых нейтронов и поглощении тепловых нейтронов, а с другой стороны – на поглощении γ-квантов.

В настоящее время в качестве защитных материалов применяются свинец, железо, баритобетон, обычный тяжелый бетон, кирпич, свинцовая резина и свинцовое стекло. Степень ослабляющего воздействия принято определять свинцовым эквивалентом, который является выраженным в миллиметрах толщиной свинца с ослаблением ионизирующего излучения в такой же степени, как и используемый защитный материал (табл. 3).

Рассмотрим проникающую способность излучений.

Прохождение тепловых нейтронов через вещество. При прохождении пучка тепловых нейтронов через вещество возможны два вида их взаимодействия с ядрами вещества. Во-первых, в результате соударения нейтронов с ядрами возможно упругое рассеяние нейтронов, во-вторых происходят ядерные реакции типа: (α,n) – α-частица – нейтрон, (р,n) – протон – нейтрон, (γ,n) – γ-квант – нейтрон [8].

Изменение плотности коллимированного потока нейтронного излучения dI в результате взаимодействия нейтронов с веществом будет пропорционально плотности падающего потока нейтронов I, числу атомов вещества в единице объема N и длине пути нейтронов в веществе dх, т.е.

dI = –N·σ·I·dх,                                                 (1)

где   σ – эффективное сечение взаимодействия нейтронов с ядрами вещества (измеряется в барнах, 1 барн = 10^-24 см²).

Если обозначить I₀ плотность потока нейтронов на поверхности защиты, т.е. при х = 0, а I_Х – плотность потока нейтронов за слоем защиты х, то в результате интегрирования выражения (1) получим:

I_Х = I₀· e^-σNx.                                           (2)

Коэффициент пропорциональности σ, характеризующий вероятность любого взаимодействия нейтрона с атомами вещества, имеет размерность см² и называется микроскопическим эффективным нейтронным поперечным сечением ядра. Нейтронные сечения для большинства изотопов известны и приведены в работе [5].

Прохождение γ-излучения через вещество. При прохождении γ-излучения через вещество наблюдается ослабление интенсивности пучка из-за его взаимодействия с атомами среды. Взаимодействие квантов излучения характеризуется тем, что каждый фотон выбывает из пучка в результате одиночного акта. Следовательно, число выбывающих из пучка фотонов dJ пропорционально проходимому ими слою dх и числу падающих фотонов J₀.

Пусть на поверхность какой-либо среды падает параллельный пучок интенсивностью J₀. После прохождения слоя толщиной dх интенсивность уменьшится на величину dJ. Тогда

dJ = –μ · J₀ · dх,                                         (4)

где   μ – линейный коэффициент ослабления, показывающий вероятность и долю того, что на единице пути в веществе произойдет поглощение или рассеяние кванта.

Коэффициент μ определяется по формуле

Интегрируя выражение (3) по всей толщине облучаемого материала, получим формулу ослабления интенсивности параллельного пучка излучения:

J = J₀ · e^—μx.                                                   (6)

Так как линейный коэффициент ослабления излучения зависит от плотности среды, для характеристики ослабления пользуются массовым коэффициентом ослабления μ_мас, равным отношению линейного коэффициента ослабления μ к плотности среды ρ, см²/г

μ_m = μ / ρ.                                                 (7)

Подставив значение массового коэффициента ослабления μ_m в формулу (6), получим

В этом случае вместо обычной толщины ослабляющего слоя х, см, в формулу ослабления вводят произведение плотности ρ на истинную толщину х, г/см². Если взять для примера свинец толщиной 1 мм (0,1 см), то при плотности свинца 1,13 г/см³ условная толщина будет равна 1,13 г/см². Для нахождения истинной толщины по условной необходимо значение условной толщины разделить на плотность вещества.

Если облучаемое вещество сложного строения, то имеет место тот же самый закон экспоненциального ослабления, но в этом случае коэффициент ослабления выражается формулой [9]

Для характеристики поглощательной способности материалов удобно использовать толщину слоя половинного поглощения – такую толщину образца, которая ослабляет падающий поток в 2 раза:

 

3. Примеры расчета и экспериментальное исследование радиационных защитных свойств металлобетонов

 

Прохождение тепловых нейтронов через вещество. Опираясь на указанные выше принципы моделирования защиты композиционных материалов от ионизирующего излучения, рассмотрены металлобетоны со свинцовой матрицей и различными заполнителями. Составы приведены в табл. 4.

На первом этапе установлены плотность и химический состав компонентов металлобетонов. Для принятых компонентов плотность равна, г/см³: свинец – 11,3; кварцевый песок – 2,65; оксид магния – 3,58; карбид бора – 2,519; фарфор – 2,8; доломит – 2,65-2,86; базальт – 2,99–3,00, а химический состав заполнителей следующий: кварцевый песок – β · SiO₂; оксид магния – MgO; карбид бора – В₄С; фарфор – Al₂O₃ · 2SiO₂×2H₂O; доломит – СаСО₃ · МgСО₃; базальт, состоящий в основном из авгита (Са (Мg · Fe)·(Si₂O) и оливина [(Mg · Fe)₂ · SiO₄], имел следующий состав, кг/м³: вода – (Н – 2, О – 20), О – 1369, Мg – 183, Аl – 291, Si – 759, K – 36, Ca – 214, Fe – 126 [10].

Методом замеса смешивали компоненты в среде углекислого газа, смесь заливалась в формы и уплотнялась с применением вибрации. Были изготовлены образцы размером 60×40×10 мм с применением заполнителей фракции 0,37–1,25 мм.

Определяем плотность элементов ρ и сечение захвата тепловых нейтронов ядром i-го элемента заполнителя (σ_i – «эффективное поперечное сечение»), барн [8]. Результаты расчетов представлены в табл. 5.

Как видно из табл. 5, наибольшее «эффективное поперечное сечение» оказалось у элемента бора, который эффективно захватывает тепловые нейтроны с энергией Е = 25 · 10^-3 эВ.

Выполним расчеты по радиационной стойкости металлобетона при воздействии тепловых нейтронов с энергией Е = 25 · 10^-3 эВ следующего состава (в% об.): свинец – 35, заполнитель – 65.

Расчеты поглощающей способности нейтронного излучения металлобетонами выполнялись при следующих предположениях:

1) На образец падает коллимированный поток нейтронов.

2) Энергия нейтронов принималась равной 0,025 эВ (тепловые нейтроны).

Каждое ядро всех компонентов металлобетонов поглощает нейтроны независимо. Поэтому формулу (3) можно представить в виде:

ε = 1- ехр (- Σσ_iN_i · d),                                     (12)

где   σ_i – сечение захвата тепловых нейтронов ядрами i-го элемента;

N_i – концентрация ядер i-го элемента;

d – толщина поглотителя.

где   n_Pbи σ_Pb – концентрация ядер и сечение захвата нейтронов ядрами свинца;

n_Зi и σ_Зi – концентрация ядер и сечение захвата нейтронов ядрами i-го элемента заполнителя.

Число атомов свинца находим по формуле

Для металлобетона с заполнителем в виде базальтового песка, учитывая сложную химическую формулу, расчет выполняется по каждому элементу в отдельности. Тогда формула (13) с учетом (14) и (15) запишется следующим образом:

Расчеты радиационных защитных свойств метонов с матрицей из свинца (35% об.) и заполнителем из различных компонентов (65% об.) от воздействия тепловых нейтронов производились на ЭВМ. Результаты расчетов представлены в табл. 6.

Прохождение γ-излучения через вещество. Широкий пучок γ-квантов ослабляется в меньшей степени, чем узкий коллимированный из-за обратного попадания в него рассеянных квантов. В свою очередь широкий пучок ослабляется иначе, чем сферически расходящийся из точечного источника.

Закон ослабления широкого пучка записывают в виде:

Для расчетов использовались те же составы металлобетонов, принятые для расчета от воздействия тепловых нейтронов (см. табл. 4). Поскольку в состав заполнителя исследуемых метонов входят вещества, слабо поглощающие γ-излучение, то их защитные свойства определяются только свинцом. Поэтому для определения защитных свойств металлобетонов используем табл. 7 и 8 [5, 11].

Расчеты для образцов металлобетонов размером 60×40×10 мм с различными заполнителями, степенью наполнения в % по объему: заполнитель – 35% свинец + 65% показали, что основную роль в ослаблении γ-излучений играет свинец. Заполнитель играет несущественную роль и его влияние на степень ослабления составляет от 1 до 2%. Так при энергии γ-излучения 0,1 МэВ оно ослабляется в 30 раз, при 0,2 МэВ – в 5 раз, при 0,3 МэВ – в 4 раза, при 0,4 МэВ – в 2 раза.

Результаты расчетов приведены на рис. 3.

4. Исследование прохождения рентгеновских лучей через материалы

 

Поглощающую способность плиток из метона размерами 40×40×2 мм с различными наполнителями и свинцовой матрицей определяли на рентгеновской установке ДРОН–6 с медным анодом по схеме, показанной на рис. 4.

Рентгеновские лучи, проходя через материал, ослабевают вследствие потери энергии на абсорбцию и рассеяние. Абсорбированная энергия проявляется вновь как вторичное излучение, направление которого отклоняется от направления первичного излучения. Это является причиной рассеяния рентгеновских лучей [7].

Представим частицу заполнителя как дефект размером Х внутри образца толщиной d. Интенсивность излучения при выходе из рентгеновской трубки J₀ после прохождения через композит обозначим через J. Линейный коэффициент поглощения композита обозначим через μ и запишем следующие зависимости:

J = J₀ · е^-μd   и   μ = ∑ С_i · ρ · μ_iмас,                       (19)

где   e – основание натурального логарифма; С_i – весовой процент i-го элемента;

ρ – плотность смеси;

μ_iмас – массовый коэффициент поглощения i-го элемента.

В качестве наполнителей по объему использовали: кварцевую муку (SiO₂) с плотностью 2,65 г/см³; оксид магния (MgO) с плотностью 3,58 г/см³; карбид бора (B₄C) с плотностью 2,519 г/см³; фарфор (Al₂O₃·2SiO₂·2H₂O) с плотностью 2,80 г/см³; доломит (CaCO₃·MgCO₃) с плотностью 2,75 г/см³; базальт [Ca(Mg·Fe)(Si₂O₆)(Mg·Fe)₂·2K(SiO₄)] с плотностью 3,00 г/см³. Наполнитель вводился в количестве 65%.

Результаты испытаний и расчетные данные приведены в табл. 9.

На основании полученных экспериментальных и расчетных данных можно сделать вывод, что введение в свинцовую матрицу наполнителей позволяет получить достаточно эффективные защитные экраны от воздействия рентгеновского излучения. Но все же по защитным свойствам, а конкретно при рентгеновском излучении исследованные композиты уступают чистому свинцу [12, 13].

 

5. Разработка конструкции защитного экрана от ионизационных излучений

 

Как известно, ядерный взрыв или авария на атомных электростанциях приводит к выбросу мощного потока корпускулярных частиц и электромагнитному излучению. Поэтому создание многослойной конструкции является весьма актуальной задачей.

Нами разработана многослойная конструкция, состоящая из железобетонной панели, по которой наносятся нескольких слоёв покрытий (рис. 5).

Предлагаемая конструкция изготавливается непосредственно на строительной площадке. На находящуюся в горизонтальном положении железобетонную плиту (поз. 1) на эпоксидном растворе (эпоксидная смола ЭД-20 с наполнителем) укладывается слой свинца (поз. 2) или композит (ЭД-20 + галенит) в соотношении 1:1. После наносится слой (ЭД-20 + карбид бора) в соотношении 1:1 (поз. 3). Затем укладывается эпоксидный полимербетон толщиной 10 мм (поз. 4). Для защиты от ультрафиолетовых лучей и обеспечения долговечности конструкции по клеевому слою укладывается алюминиевая фольга.

Работа такой конструкции заключается в следующем. Поток быстрых нейтронов в водородосодержащей среде (слой эпоксидного компаунда) быстро теряет свою энергию до тепловых нейтронов за 18-20 колебаний (поз. 4). Тепловые нейтроны активно поглощаются слоем (ЭД-20 + В₄С) (поз. 3). Слой половинного ослабления излучения тепловых нейтронов составляет 0,0126 см, тогда как у металлобетонов с кварцевым наполнителем – 162 см, а с базальтовым наполнителем – 59 см.

Слой свинца или (ЭД-20 + галенит) (поз. 2) активно поглощает рентгеновское и γ-излучения. Кроме того, вся конструкция активно поглощает α- и β- излучения, а также поток протонов. Слой фольги из алюминия защищает слой 4 от ультрафиолетового излучения солнечных лучей.

 

Заключение

 

Показано, что ионизирующие излучения подразделяются на электромагнитные и корпускулярные. При этом глубина проникновения излучения зависит, с одной стороны, от природы излучения, заряда и энергии ее частиц и квантов, а с другой – от состава, плотности и особенностей облучаемого вещества: α-частицы полностью ослабляются слоем алюминия толщиной порядка 0,01 мм; β-частицы слоем алюминия толщиной несколько миллиметров; γ-кванты – слоем алюминия толщиной порядка десятков дециметров. Показано, что существуют три основных механизма взаимодействия электромагнитного излучения с веществом: фотоэлектрический эффект, эффект Комптона и образование электронно-позитронных пар. В отличие от заряженных частиц нейтроны не несут электростатического заряда и не вступают во взаимодействие с электронами атомной оболочки, что позволяет им проникать через большие толщи материалов. Главную опасность для человека представляют γ-излучение, которое ослабляется веществом с большим атомным весом, и нейтронное излучение, которое ослабляется веществом с малым удельным весом (водород, вода, парафин, пластмассы), а затем поглощается веществами с большим сечением захвата. Приводятся примеры расчета радиационных защитных свойств металлобетонов при прохождении тепловых нейтронов и γ-квантов. Установлено, что экраны из металлобетонов способны эффективно защищать как от нейтронного, так и от γ-излучения. Разработана многослойная конструкция с высокими защитными свойствами от всех видов ионизирующих излучений (быстрых нейтронов, тепловых нейтронов, γ- и рентгеновских излучений), состоящая из железобетонной плиты с прикрепленными к ней пластинами на основе свинца и фольги с внешней облицовкой из полимербетона.

 

Библиографический список

 

1. Соломатов, В. И. Полимерные композиционные материалы в строи­тельстве / В.И. Соломатов, А. Н. Бобрышев, К. Г., Химмлер; под ред. В. И. Соломатова. — М.: Стройиздат, 1988. — 312 с.
2. Исследование напряженно-деформированного состояния композитов с использованием метода конечных элементов / Б.В.Гусев, В.Г. Зазимко, Н.И. Нетеса // Изв. вузов. Сер. Стр-во и архитектура. — 1981. — №8. — С. 13-16.
3. Иродов, И.Е. Задачи по общей физике: учеб. пособие / И.Е. Иродов.-2-е изд., перераб. — М.: Наука, 1988. — 416 с.
4. Ковалев, Е.Е. Радиационный риск на Земле и в космосе / Е.Е. Ковалев. — М.: Атомиздат, 1976. — 256 с.
5. Справочник по ядерной физике / Под ред. Л.А. Арцимовича. — М.: Физматгиз, 1963. — 631 с.
6. Гусев, Н.Г. Физические основы защиты от излучений / Н.Г. Гусев, Л.Р. Кимель, В.П. Машков [и др.]. — М.: Атомиздат, 1969. — 120 с.
7. Кириллов, В.Ф. Радиационная гигиена : учебник / В.Ф. Кириллов, В.А. Книжников [ и др.]; под ред. Л.А. Ильина. — М.: Медицина, 1988. — 336 с.
8. Соломатов, В.И. Полиструктурная теория композиционных строи­тельных материалов / В.И. Соломатов // Новые композиционные материалы в строительстве. — Саратов, 1981. — С. 5-9.
9. Ребиндер, П.А. Поверхностные явления в дисперсных системах / П.А. Ребиндер. — М.: Наука, 1979. — 381 с.
10. Соломатов, В.И. Метон — новый конструкционный материал / В.И. Соломатов, Ю.Б. Потапов // Строительные материалы. — 1978. — №3. — С. 11.
11. Таблицы физических величин: справочник / Под ред. И.К. Кикоина. -М.: Атомиздат, 1976. — 1008 с.
12. А.С. 609271 СССР, МКИ² С 04 В 29/02. Металлобетонная смесь [Текст] / Ю.Б. Потапов, В.И. Соломатов, Г.А. Лаптев, Э.Л. Марьямов (СССР); опубл. 07.02.78, Бюл. №20.-2 с.
13. А.С. 658876 СССР, МКИ² С 04 В 29/02. Металлобетонная смесь [Текст] / Ю.Б. Потапов, В.И. Соломатов, Г.А. Лаптев, Э.Л. Марьямов, А.И. Бульенов (СССР); опубл. 28.12.78, Бюл. №15.-2 с.