Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1
 

19 страниц

396.00 ₽

Купить ГОСТ Р 25645.332-94 — официальный бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Официально распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль".

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

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

  Скачать PDF

Оглавление

1. Область применения

2. Нормативные ссылки

3. Общие требования к проведению испытаний

4. Требования к методам дозиметрии смешанного гамма-нейтронного излучения

5. Расчет поглощения дозы смешанного гамма-нейтронного излучения

Приложение А. Методы прогнозирования радиационного индекса (РИ) полимерного материала для физико-механических показателей

Приложение Б. Значения k для различных ПМ, химических элементов и соединений

Приложение В. Значения D и констант реакций для различных химических элементов

Показать даты введения Admin


ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ


МАТЕРИАЛЫ ПОЛИМЕРНЫЕ ДЛЯ КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТОВ С

ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ РАДИАЦИОННЫХ

ИСПЫТАНИИ


Издание официальное


94/149


СП

U3


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

Настоящий тиражирован и

(g) Издательство стандартов, 1995

стандарт не может быть полностью или частично воспроизведен, распрюстранен в качестве официального издания без разрешения Госстандарта России

II


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


Д- = 8,72.10-3.


В а    \

I_п

Р-а    N


•D


э>


(5.6)


Р !ь


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.


8



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 ТХПр—(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 *


где


Е ai =RTx Т:


1п[(РИпз ,/РИвз 3) (DJD^ ]

Г,—7\


„    МРИи,2И1,,з)

^аз —А/ \i 2


9



где #=8,3 Дж/(моль К) —газовая постоянная; а — по пункту 9.

11 Находят коэффициент А по формуле


А1 + Л2+Л3


где


. 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


Оэ и температуре



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



где


А:


Ig (djd2)


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

Сдано в

Ордена

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

is


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

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 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:


т 1


Кп

Кп~К


(1-


V

К—К


к


Ш2 =


V


Кп-К.


(4.3)

(4.4)


где


К =


Di , 09


k


Vi


Kn =


k.


Vi


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:


K-L


К—L


G.


L.


Vi


In


(K~Ln)


(4.5)


К- I


т 2~


K—L


G


Пг


v


а


(л-м


(4.6)


Уз


5



где




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^ ,


(4.8)

(4.9) (4.10)


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


6


ГОСТ Р 25645.332-94

max    —

f ф(E)as (l—pn)EdEt

Em\n


2Na

и + i)2


(5.1)


£> =


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