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

ГОСТ Р 25645.332-04

Приложение Б (справочное)

Значения k_у и k_n для различных ПМ, химических элементов и соединений

Значения k_y 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 О_шт0 (£), 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 k_n для различных ПМ₍ химических элементов и соединений..........И

Приложение В Значения £>_моно (£), />_тн. ^и констант реакций для различных химических элементов........13

Ш

ГОСТ Р 25645.332-94

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 7_У 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 га^мма-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 D_v ;

—    от быстрых нейтронов с энергией выше 0,1 МэВ D_n\

—    от тепловых нейтронов D_T „

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 3_t 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 г_эфф вещества детектора и ПМ (г_эфф <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 D_y и D_n. 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 G_v И G/г.

4

ГОСТ Р 25645.332-94

где A — относительная атомная масса элемента;

N_A = 6,02*10²³ моль^-1 — число Авогадро;

a_s — 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, Е_тах= 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 D_M0но (£), 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 D_M0H0 (Е) рассчитывают по формуле

В_коаа(Е) = 1,94-10“£ Д ₍л‘ + 1Р '    ⁽⁵'³⁾

где At — относительная атомная масса i-vo химического элемента; r_t — 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,Д_М0Н0(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 D_U0H0 (Е) для различных химических элементов приведены в приложении В.

т —время облучения, с.

7

1