ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
МАТЕРИАЛЫ ПОЛИМЕРНЫЕ ДЛЯ КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТОВ СЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ РАДИАЦИОННЫХ
ИСПЫТАНИИ
ГОССТАНДАРТ РОССИИ Москва
Предисловие
1 РАЗРАБОТАН Филиалом Научно-исследовательского физико-химического института им. Л. Я. Карпова и Всероссийским научно-исследовательским институтом стандартизации
2 ПРИНЯТ И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Госстандарта России от 01.11.94 № 259
3 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
(g) Издательство стандартов, 1995
стандарт не может быть полностью или частично воспроизведен, распрюстранен в качестве официального издания без разрешения Госстандарта России
Количество и энергетические диапазоны групп спектрально-энергетического распределения нейтронов — в соответствии с системой групповых констант для расчета ядерных реакторов.
5.6 Поглощенную дозу в ПМ за счет Ядерных реакций при взаимодействии ряда элементов с тепловыми нейтронами, отнесенную к единичному флюенсу этих нейтронов, рассчитывают по формуле
D, „ , = 1,6.10-м.(_^}*/вуО/|>у, (5.5)
где Kj — относительное количество рассматриваемого изотопа в естественной смеси; в/ — энергия заряженной частицы, М^В/нейтр.; a j — сечение реакции, барн;
— относительная массовая доля Химического элемента в
ПМ.
Значения £)т.и. j для бора, лития, азота и хлора ( Pj—l) приведены в приложении В.
5.7 Если дозиметрический детектор предназначен для измерения экспозиционной до-?ьг, не чувствителен к нейтронам и градуирован в рентгенах, переход к поглощенной дозе в /-ом материале проводят по формуле
где Di — поглощенная доза в /-ом материале, Гр;
1 ( "P"d' j —массовые коэффициенты поглощения энергии
в /-ом материале и в воздухе соответственно для гамма-излучения со спектром, соответствующим спектру в точке облучения, см2/г,
Оэ —экспозиционная доза.
Приложение А (справочное)
МЕТОДЫ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОГО ИНДЕКСА (РИ) ПОЛИМЕРНОГО МАТЕРИАЛА ДЛЯ ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИХ
ПОКАЗАТЕЛЕЙ
Метод 1
В основе метода лежит суперпозиция времени облучения — температуры облучения и мощности поглощенной дозы.
1 По ГОСТ 9.715 определяют температуру структурного перехода Гпр в ПМ (стеклование, плавление, текучесть), являющуюся предельной при проведении испытаний.
2 По ГОСТ 9.707 определяют время термического старения ПМ т0 на воздухе при повышенной температуре ТХ^ГПр—(10-У15) К (но не выше 420 К), за
которое характерный показатель ПМ изменяется на величину, определяемую арбитражным критерием радиационной стойкости (АКРС) по ГОСТ 2 5645.331.
3 Проводя облучение в вакууме или инертной среде при температуре Ти определяют РИвак при том же значении АКРС. Время радиационного старения Tj не должно превышать 0,1 То. При этом мощность дозы
Ь\>РИвак /0,1 т0.
4 При тех же значениях мощности дозы D\ и температуры 1\ проводят облучение ПМ на воздухе и определяют РИиз { .
5 Если РИВЗ j ^0,2 РИвак , даже при Dx — РИвак /0,1' То, то понижают температуру Тх до выполнения условия пункта 6.
6 Если PI4Hi j <0,2 РИвак , то проводят облучение ПМ при мощности дозы D2^DXJ 10 на воздухе при температуре Тх и определяют РИВЗ 2 •
7 Если РИВЗ j /РИВЗ 2 <1,3, то принимают, что прогнозируемое значение
РИ э при мощности дозы Оэ и температуре Тэ в условиях эксплуатации рав-НО РИ,,, 2 .
8 Если РИВЗ j /РИВЗ 2 1,3, то понижают температуру облучения до значения Т2=^Т1 — (20—30) К и при мощности дозы D2 определяют РИ вз 3 .
9 Определяют коэффициент а по формуле
а= lg(PH l/P1Tu. 2 )
lg<0./Af)
10 Находят энергию активации £а> Дж/моль, по формуле
Р _ ^ai 4~£а2
2 *
1п[(РИпз ,/РИвз 3) (DJD^ ]
Г,—7\
„ МРИи,2/РИ1,,з)
^аз —А/ \i 2
где #=8,3 Дж/(моль К) —газовая постоянная; а — по пункту 9.
11 Находят коэффициент А по формуле
. P^i*JLexp {—E3!RT\)t (Di) “
РИ„, 2 At= ■■ ... г!12-ехр(-£а//?7-,)
та
РИ
Лз— ■ . в3^3-ехр(—£ JRT2)
ф2)а
12 Прогнозируемое значение РИ э при мощности дозы Тэ в условиях эксплуатации находят по формуле
где А, а, Е a определены по пунктам 9, 10, 11. При этом максимальное значение РИЭ = РИвак.
13 Максимально допустимое значение сдвига По мощности дозы от Ьг не должно превышать шесть порядков.
Метод 2
1 Определяют РИ ПМ при заданных в ГОС;т 25645.331 значениях арбитражного критерия радиационной стойкости в ваКууме (РИвак ) и на воздухе
(РИВЗ) при температуре эксплуатации Т э и А<1()4 Гр/ч.
2 Если РИПЗ ^ /РИвак^0,2, то РИ ))3 э при Мощности дозы в условиях эк-сплуатации Ds определяют по формуле
РИВз.э=РИ вз. ! (£>э/о.) 1,3 •
3 Если РИ пз j /РИвг1к <0,2, то определяют РИВЗ э при мощности дозы
02 и той же температуре Т э , причем D2<0,W\-Тогда
ГОСТ Р 25645.332-04
Приложение Б (справочное)
Значения kу и kn для различных ПМ, химических элементов и соединений
Значения ky для ряда химических элементов, полимеров и воды приведены в таблице Б 1
|
Таблица Б1 |
|
Вещество |
|
Вещество |
ky* |
|
Углерод |
1,00 |
Полиэтилен |
1,14 |
|
Водород |
1,96 |
Полистирол |
1,08 |
|
Азот |
1,00 |
Полиметилметакрилат |
1,08 |
|
Кислород |
1,01 |
Поливинилхлорид |
1,00 |
|
Сера |
1,03 |
Политетрафторэтилен |
0,97 |
|
Хлор |
1,00 |
Натуральный каучук Вода |
1,12
U1 |
|
* Значения ky рассчитаны для полимеров для =1 МэВ, для хими- |
|
ческих элементов — по активной зоне |
спектру гамма-излучения водо-водяного реактора в |
|
Значения k п для химических элементов и соединений приведены в таблицах Б2 и БЗ
|
Таблица Б2 |
|
Вещество |
|
кп для |
различных спектров нейтронов |
и типов |
реакторов |
|
|
Спектр
ME |
Гомогенный
замедлитель |
1 Легко водные реаь.
| торы |
Графито вые ре акторы |
Спектр деления 235 ц |
|
0-1
МэВ |
0-2
МэВ |
0-3
МэВ |
С |
DjO |
н о |
|
Углерод |
1,0 |
1,0 |
1,0 |
1,0 |
1,0 |
1 0 |
1,00 |
1,0 |
1,00 |
|
Водород |
88,0 |
87,0 |
77,0 |
71,0 |
67,0 |
60,0 |
56,00 |
80,0 |
58,00 |
|
Дейтерий |
16,0 |
19,0 |
21,0 |
21,0 |
21,0 |
21,0 |
— |
19,0 |
22,00 |
|
Азот |
— |
— |
— |
— |
— |
— |
0 90 |
0,7 |
0,72 |
|
Кислород |
0,75 |
0,84 |
0,75 |
0,78 |
0,75 |
0,72 |
0,66 |
0,66—0,86 |
0,71 |
|
Вода |
-— |
— |
— |
— |
— |
— |
—, |
10,2 |
— |
|
Полиэтилен |
11,5 |
— |
— |
— |
■— |
— |
8,7-9,1 |
8,7—12,3 |
10,9 |
|
Полистирол |
|
|
|
|
|
|
5,0-5,4 |
5,1-7,6 |
|
|
|
11 |
ГОСТ Р 25645.332-94
Приложение В (справочное)
Значения Ошт0 (£), D{ и и констант реакций для различных химических элементов
|
Габлица В.1 |
|
Е, МэВ |
& Mono ш~12 гр/(нейтр-см~2),
для химических элементов |
|
Н |
с |
N |
о |
|
10,900 |
459 |
17,10 |
15,50 |
11,50 |
|
8,890 |
453 |
10,30 |
14,20 |
9,99 |
|
8,950 |
444 |
7,63 |
13,30 |
7,08 |
|
8,100 |
436 |
11,70 |
12,20 |
5,50 |
|
7,330 |
430 |
1C,30 |
10,00 |
7,53 |
|
6,630 |
420 |
4,40 |
9,32 |
6,80 |
|
6,000 |
409 |
6,06 |
11,40 |
4,45 |
|
5,430 |
399 |
6,09 |
11,70 |
2,22 |
|
4,910 |
386 |
7,06 |
12,80 |
4,29 |
|
4,440 |
374 |
5,83 |
16,90 |
2,36 |
|
4,020 |
364 |
8,48 |
16,80 |
3,53 |
|
3,640 |
350 |
10,20 |
14,60 |
4,91 |
|
3,290 |
339 |
8,02 |
12,50 |
5,51 |
|
2,970 |
325 |
9,85 |
9,81 |
2,42 |
|
2,690 |
314 |
5,22 |
6,27 |
1,83 |
|
2,440 |
301 |
4,35 |
4,16 |
1,23 |
|
2,210 |
290 |
3,96 |
6,07 |
1,81 |
|
2,000 |
278 |
3,79 |
3,30 |
1,88 |
|
1,810 |
266 |
3,57 |
6,21 |
2,22 |
|
1,630 |
254 |
3,40 |
3,68 |
1,98 |
|
1,480 |
244 |
3,29 |
3,28 |
1,91 |
|
1,340 |
233 |
3,17 |
4,68 |
2,12 |
|
1,210 |
2'22 |
3,00 |
1,22 |
2,31 |
|
1,100 |
213 |
2,92 |
2,64 |
2,84 |
|
0,991 |
203,000 |
2,7700 |
1,440 |
5,2100 |
|
0,897 |
194,000 |
2,6500 |
1,090 |
1,8700 |
|
0,812 |
185,000 |
2,5100 |
1,3(20 |
1,3400 |
|
0J34 |
177,000 |
2,3800 |
1,490 |
1,1600 |
|
0,666 |
169,000 |
2,2500 |
3,070 |
1,0500 |
|
0,601 |
161,СОО |
2,1200 |
1,280 |
0,9400 |
|
0,544 |
153,000 |
1,9000 |
1,040 |
0,8500 |
|
0,492 |
146,000 |
1,8600 |
1,880 |
1,0300 |
|
0,445 |
139,000 |
1,7400 |
1,190 |
3,5600 |
|
0,403 |
133,000 |
1,6200 |
1,030 |
1,9700 |
|
0,365 |
127,000 |
1,5100 |
0,920 |
1,2000 |
|
|
П |
|
Окончание таблицы В 1 |
|
Е, МэВ |
0моно W 10-12 Гр/(нейтр см^), для химических элементов |
|
Н |
С |
N |
О |
|
/ 0,330 |
121,000 |
1,4000 |
/ 0,870 |
0,9400 |
|
039 |
115,000 |
1,3000 |
0,830 |
0,7800 |
|
0,270 |
109,000 |
1,2000 |
0,780 |
0,6800 |
|
0,244 |
103,000 |
1,1000 |
0,730 |
0,6000 |
|
0,221 |
98,000 |
1,0200 |
0,690 |
0,5400 |
|
0,200 |
92,800 |
0,9400 |
0,640 |
0,4800 |
|
0,С50 |
37,300 |
0,2600 |
0,260 |
0,1200 |
|
0,010 |
9,140 |
0,0540 |
0,078 |
0,0240 |
|
2,5 10-3 |
2,390 |
0,0130 |
0,043 |
0,0063 |
|
0,5 Ш-3 |
0,490 |
0,0027 |
0,059 |
0,0013 |
|
ОД 10-3 |
0,097 |
0,0005 |
0,124 |
0,0003 |
|
|
Таблица В2 |
|
Тип реакции |
ъ jOdpH |
в/,
МэВ/неЙтр |
*/ |
0 т и , Гранейгр см—2) |
|
10В (nt а уи |
3835,00 |
2,800 |
0,1980 |
2,04-10-8 |
|
6Li (п, а )3Н |
926,00 |
4,790 |
0,0752 |
5,35-10 -9 |
|
HN(п, р)иС |
1,76 |
0,623 |
С ,9960 |
7,51*10 ~12 |
|
35С1(п, рУ*$ |
0,17 |
0,620 |
0,7540 |
2,19- 1C.—13 |
|
14
УДК 678.5.001.4:006.354 Л29 ОКСТУ 2202
Ключевые слова: полимерные материалы, космические аппараты, ядерный реактор, радиационные испытания, требования к проведению, методы дозиметрии, смешанное гамма-нейтронное излучение
15
Редактор Р. С. Федорова Технический редактор О Н Никитина Корректор В С Черная
наб 24 1194 Подл в печ 18 01 95 Уст п л 116 Уел кр отт 1,16 Уч и*д л 0 82 Тир 241 экз С 2014
«Знак Почета» Издательство стандартов 107076 Москва Колодезный пер, 14» Калужская типография стандартов, ул Московская, 256, Зек 2419
ЛЛР № 040133
ГОСТ Р 25645.332-94
СОДЕРЖАНИЕ
1 Область применения..............1
2 Нормативные ссылки....... 1
3 Общие требования к проведению испытаний........2
4 Требования к методам дозиметрии смешанного гамма-нейтронного излучения . 4
5 Расчет поглощения дозы смешанного гамма-нейтронного излучения . 6
Приложение А Методы прогнозирования радиационного индекса (РИ) полимерного материала для физико-механических показателей ...............9
Приложение Б Значения и kn для различных ПМ( химических элементов и соединений..........И
Приложение В Значения £>моно (£), />тн. и констант реакций для различных химических элементов........13
Ш
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ стандарт российской федерации
МАТЕРИАЛЫ ПОЛИМЕРНЫЕ ДЛЯ КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТОВ
с ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
Требования к проведению радиационных испытаний
Polymeric matenals for spaccciafts with nucleai rcactoi Requirements for radiation tests
Дата введения 1995—07—01
1 ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
Настоящий стандарт распространяется на органические полимерные материалы (ПМ), применяемые в изделиях, предназначенных для космических аппаратов с ядерным реактором
Настоящий стандарт устанавливает общие требования к проведению радиационных испытаний ПМ, методам дозиметрии смешанного гамма-нейтронного излучения, расчета поглощенной дозы смешанного гамма-нейтронного излучения и прогнозирования радиационного индекса ПМ по результатам испытаний.
2 НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
В настоящем стандарте использованы ссылки на следующие стандарты:
ГОСТ 9 706—81 ЕСЗКС Пластмассы. Методы испытаний для определения и прогнозирования тпменения свойств при радиационном старении
ГОСТ 9 707—81 ЕСЗКС. Материалы полимерные. Методы ускоренных испытаний на климатическое старение
ГОСТ 9.715-86 ЕСЗКС. Материалы полимерные Методы испытаний на стойкость к воздействию температуры
ГОСТ 25645 323—88 Материалы полимерные. Методы радиационных испытаний
ГОСТ 25645 331—91 Материалы полимерные. Требования к оценке радиационной стойкости.
Издание официальное ★
3 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЙ ИСПЫТАНИЙ
3.1 ПМ, применяемые в изделиях, расположенных между отсеком ядерного реактора космического аппарата и радиационной защитой (зона 7У рисунок 1), а также за радиационной защитой в пределах создаваемой ею тени (зона 2), должны быть подвергнуты испытаниям на воздействие смешанного гамма-нейтронного излучения.
ПМ, применяемые в изделиях, расположённых в зоне защищенных объектов, например приборный отсек (зона 5), должны быть подвергнуты испытаниям па воздействие гамма-излучения ядерного реактора, а также протонного и электродного излучения космического пространства.
|
|
Рисунок 1—Схема космического аппарата с бортовым ядернь!м Реактором |
3.2 Основные требования к проведению радиационных испытаний ПМ —по ГОСТ 25645.323, к оценке радиационной стойкости по результатам испытаний —по ГОСТ 25645.331 с учетом ограничений, установленных в 4.1.
3.3. Значения поглощенных доз ПМ в процессе испытаний должны соответствовать требованиям ТЗ на Проведение испытаний, но быть не менее указанных в таблице 1 значений.
3.4. Радиационные испытания ПМ па воздействие гамма-излучения, протонов и электронов допускается проводить одновременно или последовательно в следующей очередности: протоны, фотоны и электроны. Облучение фотонами и электронами допускается в любой очередности.
|
ГОСТ Р 25645.332-94
Таблица 1 |
|
Номер
юны |
Поглощенные дозы |
D, кГр не менее, |
ог |
|
нейтронов с Е>01 МэВ |
фотонов с T--I МэВ |
протонов с Г>1 МэВ |
электронов с Е> 0,1 МэВ |
|
1 |
МО5 |
МО5 |
10 |
1 |
|
2 |
МО2 |
5-102 |
10 |
1 |
|
3 |
0,2 |
50 |
10 |
1 |
|
3.5 Мерой радиационного воздействия на ПМ ионизирующих излучений, указанных в 3.1, является поглощенная доза. При воздействии гамма-нейтронного излучения обязательной дополнительной мерой служат компоненты поглощенной дозы:
— от гамма-излучения Dv ;
— от быстрых нейтронов с энергией выше 0,1 МэВ Dn\
— от тепловых нейтронов DT „
3.6. Радиационные испытания на воздействие смешанных гамма-нейтронных излучений проводят в экспериментальных устройствах статических ядерных реакторов при соотношении компонентов поглошенных доз, максимально приближенном к заданному в ТЗ на испытания. Если образец ПМ не содержит химических элементов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов (В, Li и др.), то шлнчие соотношения интенсивности тепловых и быстрых нейтронов в выбранном экспериментальном устройстве от заданного в ТЗ нс принимают во внимание. То же относится к образцам ПМ со значительным содержанием азота и хлора (более 15 % мае.) при толщине образцов, не превышающей 1 см.
3.7 Нс допускается проводить радиационные испытания ПМ в экспериментальных устройствах ядерного реактора, где вклад быстрых нейтронов в поглощенную доу составляет менее 15%, за исключением тех случаев, когда такие условия соответствуют требованиям ТЗ.
3.8 Радиационные испытания ПМ, расположенных в зоне 3t допускается проводить на изотопных гамма-установках или ускорителях электронов. Максимальную поглощенную дозу устанавливают при испытаниях с учетом коэффициентов запаса по ГОСТ 9.706 при переходе от заданных в ТЗ видов ионизирующих излучений к имитационным.
3.9 Испытания ПМ, расположенных в зонах 1 и 2, проводят в вакууме или инертной среде. Мощность поглощенной дозы любого 1
ГОСТ Р 25645.332-94
вида ионизирующего излучения ограничивается только сверху значением 101 Г'р/с, если иное не предусмотрено в ТЗ. Допускается проводить испытания в воздушной среде при мощности поглощенной дозы не менее 3 Гр/с.
3.10 Испытания ПМ, расположенных в зоне 3, проводят в инертной или воздушной среде или в вакууме в соответствии с требованиями ТЗ и ГОСТ 25645.323. Мощность дозы при облучении в воздушной среде не должна превышать мощности дозы в условиях эксплуатации более чем в три раза.
Требования к проведению ускоренных испытаний — по ГОСТ 9.706. Допускается прогнозировать радиационный индекс (РИ) ПМ для физико-механических показателей по результатам ускоренных радиационных испытаний в воздушной среде по методу 1 или 2 (приложение А).
3.11 Обязательным требованием к образцам при радиационных испытаниях является информация об их химическом составе.
3.12 Требования к методам дозиметрии смешанных гамма-нейтронных излучений регламентированы в разделе 4 Методы дозиметрии протонного излучения — в соответствии с требованиями РД 50-25645.308.
4 ТРЕБОВАНИЯ К МЕТОДАМ ДОЗИМЕТРИИ СМЕШАННОГО ГАММА НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
4.1 Любые методы дозиметрии смешанного гамма-нейтронного излучения при радиационных испытаниях ПМ должны отвечать следующим условиям:
— близость элементного состава и эффективного номера гэфф вещества детектора и ПМ (гэфф <12);
— отсутствие зависимости радиационного эффекта от температуры в рабочем интервале детектора (за исключением калориметрических методов);
— малая активация тепловыми нейтронами;
— вклад тепловых нейтронов в поглощенную дозу в веществе детектора не должен превышать 2 % суммарной дош;
— погрешность измерения суммарной поглощенной дозы или мощности поглощенной дозы не выше ±20 %.
4.2 Вне зависимости от выбранного метода дозиметрии необходимо обеспечить возможность определения компонентов поглощенной дозы Dy и Dn. Погрешность определения компонентов дозы не должна превышать ±30 %.
4.3 Материалы детекторов должны не менее чем вдвое отличаться по содержанию водорода, либо но величине радиационно-химических выходов Gv И G/г.
4
4.4 Компоненты поглощенных доз Z)v и Dn определяют, используя не менее двух детекторов, материалы которых отвечают требованиям 4.3.
4.5 Любые типы дозиметрических детекторов, за исключением калориметров, можно использовать для определения суммарной поглощенной дозы, если различие Gn и Gv нс превышает 15%. При G,i<0,1 Gy они пригодны для измерения гамма-компонента дозы.
4.6 Компоненты поглощенных доз в материалах двух детекторов рассчитывают по формулам:
Dlh = mrDr, Dni=m2-D2; (4.1)
DVl Dv=Z)2-Z),t2> (4.2)
где Di и D2 — поглощенные дозы материалов двух детекторов; т1 и пи — относительные доли нейтронных компонентов в поглощенных дозах материалов двух детекторов.
4,7 Для материалов детекторов, отличающихся содержанием водорода, т\ и m2 рассчитывают по формулам:
к
Значения &Tl, ky2, kHl , kn2 выбирают из приложения Б для соответствующих материалов детекторов.
4.8 Для материалов детекторов с различными химическим составом и соотношениями радиационно-химических выходов Gy jGn т\ и m2 рассчитывают по формулам:
4.9 Передачу значений поглощенной дозы и ее компонентов в материале детектора к материалу испытуемого образца проводят по формулам:
D и = + D пи + Dl н.
DyQ IКуН DnH ^DnO^r.Kn^ ,
где DH —поглощенная доза в материале испытуемого образца, Гр;
DVu, 0П{} —компоненты поглощенной дозы в материале детек
тора;
Dv«, Dnm DT'H. — компоненты поглощенной дозы в материале
испытуемого образца; rt — относительная массовая доля каждого химического элемента в ПМ;
К у и , К пн—отношения Ку , Кп для материала испытуемого образца к Ку , Кп для материала детектора.
4.10 Компоненты поглощенной дозы от тепловых нейтронов определяют при наличии в составе ПМ таких химических элементов, как бор, литий, азот и хлор. Расчетные формулы и необходимые константы приведены в разделе 5.
4.11 При использовании калориметрических и ионизационных методов дозиметрии рекомендуется в качестве материалов детекторов применять полиэтилен и графит.
4.12 Если используют детектор для определения только гамма-компонента поглощенной дозы, допускается определять нейтронный компонент дозы расчетным путем по данным о флюенсе и спектре потока нейтронов. Методы расчета приведены в разделе 5.
5 РАСЧЕТ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ СМЕШАННОГО ГАММА НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
5.1 Расчет поглощенной дозы смешанного гамма-нейтронного излучения или мощности поглощенной дозы проводят при наличии данных о спектральных характеристиках нейтронного излучения и экспозиционной дозы сопутствующего гамма-излучения в условиях, оговоренных в 4.10 и 4.12.
5.2 Мощность поглощенной дозы (кермы) за счет упругого рассеяния быстрых нейтронов D, Гр/с, вычисляют по формуле
ГОСТ Р 25645.332-94
max —
f ф(E)as (l—pn)EdEt
Em\n
где A — относительная атомная масса элемента;
NA = 6,02*1023 моль-1 — число Авогадро;
as — микроскопическое сечение упругого рассеяния нейтронов, см2;
ср — плотность потока нейтронов, см~2-с“*; р.я — средний косинус угла упругого рассеяния;
Е — энергия падающего нейтрона, МэВ;
£т!п = 0Л.МэВ, Етах= 10 МэВ.
Примечание — При толщине радиационной защиты из 1идрида лития более 50 см рекомендуется принимать £та х —14 МэВ.
5.3 Для единичного потока моноэнергетических нейтронов поглощенную дозу DM0но (£), Гр/(нейтр*см~2), за счет упругого рассеяния определяют по формуле
A'V л
A*OHo(£) = (XVl)2 ^гр, (5.2)
где о тр —транспортное сечение, см2.
5.4 Для химического соединения DM0H0 (Е) рассчитывают по формуле
Вкоаа(Е) = 1,94-10“£ Д (л‘ + 1Р ' (5'3)
где At — относительная атомная масса i-vo химического элемента; rt — массовая доля i-ro химического элемента;
„ — количество химических элементов в соединении.
5.5 Поглощенную дозу за счет упругого рассеяния быстрых нейтронов D, Гр, рассчитывают по формуле (5.4), разбивая спектр нейтронов на соответствующие группы с известной плотностью потока
£=2ф,ДМ0Н0(Я) т, (5.4)
где ф(— средняя плотность потока нейтронов в соответствующей группе спектра, см^-с1;
Di моно (Е) —поглощенная доза для единичного потока моноэнергетических нейтронов в i-ом химическом элементе; Значения DU0H0 (Е) для различных химических элементов приведены в приложении В.
т —время облучения, с.
7
1
