Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1
 

19 страниц

396.00 ₽

Купить 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

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

Показать даты введения Admin

Страница 1

ГОСТ Р 25645.332-94

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

МАТЕРИАЛЫ ПОЛИМЕРНЫЕ ДЛЯ КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТОВ С ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ РАДИАЦИОННЫХ ИСПЫТАНИИ

Издание официально?

94/149


I

М

L0


ГОССТАНДАРТ РОССИИ Москва

Страница 2

ГОСТ Р 25в45.332-м

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

(С) Издательство стандартов, 1995

Настоящий стандарт не может быть полностью или частично воспроизведен, тиражирован и распространен в качестве официального издании без разрешения Госстандарта России

II

Страница 3

ГОСТ Р 25М5.332-М

СОДЕРЖАНИЕ

1    Область применения..............I

2    Нормативные ссылки .    .............I

3    Общие требования к проведению испытаний........2

•1 Требовании к методам дозиметрии смешанного гамма-кейтронкого излучения ..................4

5 Расчет поглощения дозы смешанного гаммв-вейтромиого излучения .    6

Приложение* Л Методы прогнозирования радиационного индекса (РИ> полимерною материала для физико-механических показателей ...............9

Приложение Б Значения ky и кя для различных ИМ, химических элементов и соединений .    ...    .....II

Приложение В Значения 0Ж<£). DT и н констант реакций для различных химических элементов........13

Ш

Страница 4

ГОСТ Р 25645.332-94 государственный стандарт российской федерации

МАТЕРИАЛЫ ПОЛИМЕРНЫЕ ДЛЯ КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТОВ С ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Требования к проведению радиационных испытаний

Polymeric materials for spacecrafts with nuclear reactor. Requirements for radiation losls

Дата введения 1093—07—01 I 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 изменения 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 256-15.331-91 Материалы полимерные. Требования к оценке радиационной стойкости.

Издание официальное ★

I

Страница 5

ГОСТ Р 25445.332—М

3 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ИСПЫТАНИИ

3.1 ПМ, применяемые в изделиях, расположенных между отсеком ядерного реактора космического аппарата и радиационной защитой (лона /, рисунок I), а также за радиационной защитой в пределах создаваемой ею тени (зона 2), должны быть подвергнуты испытаниям на воздействие смешанного гамма-нейтронного излучения.

ПМ. применяемые ы изделиях, расположенных в зоне защищенных объектов, например приборный отсек (зона <?), должны быть подвергнуты испытаниям на воздействие гамма излучения ядерного реактора, а также прогонного и электронного излучения космического пространства.

Рисунок I—Схема космического аппарата с бортовым ядернии мастером

3.2 Основные требования к проведению радиационных испытаний ПМ —по ГОСТ 25645.323, к опенке радиационной стойкости по результатам испытаний- но ГОСТ 25645.331 с учетом ограничений, установленных в 1.1.

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 на воздействие гамма-излучения, протонов и электронов допускается проводить одновременно или последовательно в следующей очередности: протоны, фотоны и электроны. Облучение фотонами и электроламп допускается в любой очередности.

Страница 6

ГОСТ Р 25М5.М2—94

Таблица I

Номер

юны

Логлопепнмс Л0)Ы I). к Г р. не мсисе.

or

UCDlllOHOn С я>о\ м»в

AotOiKM

<• £-.| м»в

11!>О!ОН0*

< £>1 «>в

».1сн»р<>11С>*

С £> 0.1 .4,В

1

1-1 (У'

ЫО*

10

J

2

1 10*

П-10»

10

1

3

0.2

во

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 Dr.и.

3.6. Радиационные испытания на воздействие смешанных гамма-нейтронных излучений проводят и экспериментальных устройствах статических ядерных реакторов при соотношении компонентов поглощенных доз, максимально приближенном к заданному в ТЗ на испытания. Если образец ПМ не содержит химических элементов с большим сечением поглощении тепловых нейтронов (В, Li н др ), то отличие соотношения интенсивности тепловых и быстрых нейтронов в выбранном экспериментальном устройстве от заданного в ТЗ не принимают но внимание. То же относится к образцам ПМ со значительным содержанием азота и хлора (более 15% мае.) при толщине образцов, не превышающей I см.

3-7 Не допускается проводить радиационные испытания ПМ в экспериментальных устройствах ядерного реактора, где вклад быстрых нейтронов в поглощенную до»у составляет менее 15%. за исключением тех случаев, когда такие условия соответствуют требованиям ТЗ.

3.8    Радиационные испытания ПМ, расположенных в зоне 3, допускается проводить на изотопных гамма-установках или ускорителях электронов. Максимальную поглощенную дозу устанавливают при испытаниях с учетом коэффициентов запаса по ГОСТ 9.706 грк переходе от заданных в ТЗ видов ионизирующих излучений к имитационным.

3.9    Испытания ПМ, расположенных в зонах / и 2, проводят в вакууме или инертной среде. Мощность поглощенной дозы любого

3

Страница 7

ГОСТ Р 25645.332-94

вида ионизирующего излучения ограничивается только сверху значением I01 Г p/с, если иное не предусмотрено г. ТЗ. Допускается проводить испытания в воздушной среде при мощности поглощен-ной дозы не менее 3 Г р/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 во «душной среде не должна превышать мощности дозы в условиях эксплуатации более чем в три рзза.

Требования к проведению ускоренных испытаний — но ГОСТ 9.706. Допускается прогнозировать радиационный индекс (PH) ПМ для физико-механических показателей по результатам ускоренных радиационных испытании 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 дошметрнк 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»,|,ф вещества детектора и ИМ (гж, <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 дозы;

—    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 до«ы Пу и D„. Погрешность определения компонентов дозы не должна иревыить ±30 %.

4.3    Материалы детекторов должны не менее чем вдвое отличаться по содержанию водорода, либо ло величине раднационно-хнмн-ческих выходов Gv и

Страница 8

ГОСТ Р 25645.332—М

4.4    Компоненты поглощенных ло j D., н 0„ определяют, используя не менее двух детекторов, материалы которых отмечают требованиям 4.3.

4.5    Любые типы дозиметрических детекторов, за исключением калориметров, можно использовать для определения суммарной поглощенной дозы, если различие Оп и П., не превышает 15%. При Сл<0,1 Gv они пригодны для измерения гамма-компонента дозы.

4.6    Компоненты поглощенных доз в материалах двух детекторов рассчитывают но формулам:

Dat=myD3,    (4.1)

07l    Dr=D?-Dn„    (4.2)

где D, и    Ds— поглощенные дозы    материалов двух    детекторов;

т, и    nti—относительные доли    нейтронных компонентов    в пог

лощенных дозах материалов двух детекторов.

4.7    Для материалов детекторов, отличающихся содержанием водорода, т■ и пн рассчитывают по формулам:

Ш| = «7ТГГ(|_ -ТТ'    (43)

V

ш-4Ar.    (4.4)

и D, где К- Di

К    kr

нг1--

"v.    <»«

Значения ky,, ky., А„,, k„t выбирают из приложения Б для соответствующих материалов детекторов

4.8 Для материалов детекторов с различными химическим составом и соотношениями радиационно-химических выходов G.t IGл т. и mz рассчитывают но формулам:

К-

Страница 9

ГОСТ Р 25*45.332-94

Ln-K„‘ -д-"'-.    (4.7)

я*

где

4.9 Передачу значений поглощенной дозы и се компонентов в материале детектора к материалу испытуемого образца проводят но формулам:

(4.8)

(4.9) (4.10)

В к *■ 0,и+/?ян+ Dr.II. Оуи “

=0(Я^|Кли ,

где Ои — поглощенная доза в материале испытуемого образца, Гр;

D Vi, Da, — компоненты поглощенной дозы в материале детектора;

DrHl D„„, Dr.п. — компоненты поглощенной дозы в материале испытуемого образца; гг —относительная массовая доля каждого химического элемента в ПМ;

Кт, , К,,*—отношения Ку , К., для материала испытуемого образца к К у , К» 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 п 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.) 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 А Гр/с, вычисляют но формуле

6

Страница 10

ГОСТ Р 25645.332-94

D=™*Br\{E)<,, (\—v«)EdE,    (5.1)

(д+,) *»..

где А — относительная атомная масса элемента;

Лгд=б,02-10п моль-1 — число Авогадро;

з, — микроскопическое сечение упругого рассеяния нейтронов, см*;

® — плотность потока нейтронов, см~2*с~’; ц„ — средний косинус угла упругого рассеяния;

Е — энергия падающего нейтрона, МэВ;

£Ш1п = 0.1.МэВ. Ет,х= Ю МэВ.

Примечание — При толщине радиационной защпгы ш гидрида лития более 50 см рекомендуется принимать £та и =14 МэВ.

5.3    Для единичного потока моноэнергетических нейтронов поглощенную дозу D„„no (Е), Гр/(нейтр-см~’), за счет упругого рассеяния определяют по формуле

(5.2)

где в т7 — транспортное сечение, см5.

5.4    Для химического соединения 0 (£) рассчитывают по формуле

DMW»{E) = 1.94-10'«£ 2 $щг>    (5.3)

где Л, — относительная атомная масса i-го химического элемента; П — массовая доля i-ro химического элемента; в — количество химических элементов в соединении.

5.5    Поглощенную дозу за счет упругого рассеяния быстрых нейтронов D, Гр, рассчитывают но формуле (5.4), разбивая спектр нейтронов на соответствующие группы с известной плотностью потока

0=1ф,0,нояо(£)т,    (5.4)

где ф( — средняя плотность потока нейтронов в соответствующей группе спектра. сМ“*-с“‘;

Dt )10И0 (£)—поглощенная доза для единичного потока моноэнергетических нейтронов в I-ом химическом элементе; Значения DM0I10 (£) для различных химических элементов приведены в приложении В. х — время облучения, с.

7

Страница 11

ГОСТ Р 23М5.332-&4

Количество и энергетические диапазоны групп спектрально-энергетического распределения нейтронов — в соответствии с системой групповых констант для расчета ядериых реакторов.

5.6 Поглощенную дозу в ПМ за счет ядерных реакций при взаимодействии ряда элементов с тепловыми нейтронами, отнесенную к единичному флюеису этих нейтронов, рассчитывают по формуле

где К,— относительное количество рассматриваемого изотопа в естественной смеси;

0, —энергия заряженной частицы, МэВ/нейтр.; о/ —сечение реакции, барн;

—относительная массовая доля химического элемента в ИМ.

Значения 0т.и. > для бора, лития, азота и хлора ({»;•!) приведены в приложении В.

5.7 Если дозиметрический детектор предназначен для измерения экспозиционной лозы, не чувствителен к нейтронам и градуирован н рентгенах, переход к поглощенной дозе в i-ow материале проводят по формуле

где D, — поглощенная доза в г-ом материале, Гр;

массовые коэффициенты поглощения энергии

в i-ом материале и в воздухе соответственно для гамма-излучения со спектром, соответствующим спектру в точке облучения, см7г,

D, —экспозиционная доза.

Страница 12

ГОСТ Р 25М5.332—94

Приложение А (справочное)

МЕТОДЫ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОГО ИНДЕКСА (РИ) ПОЛИМЕРНОГО МАТЕРИАЛА ДЛЯ ФИЗИКОМЕХАНИЧЕСКИХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ

Метод J

В основе метода лежит суперпозиции «ремеии облучения - температуры об-лучения и мощности по'г.ющсшюЛ дозы.

1    По ГОСТ 9.715 определяют температуру структурного перехода Тпр в ИМ (стеклование, плавление, текучесть), являющуюся предельной при проведения испытаний.

2    По ГОСТ 9.707 определяют время термического старения ПМ на воздухе при повышенной температуре Т,^Тср— (10-М 5) К (но не выше 420 К), ча Котора характерный показатель ПМ изменяется на величину, определяемую арбитражным критерием радиационной стойкости (ЛКРС> по ГОСТ 25645.331

3    Проводя облучение в вакууме или инертной срсде при температуре Т\, определяют РПдах при том же значении АКРС. Время радиационного старения * не должно превышать 0,1 Тп. При згом мошиоггь дозы

£>!>ph*,k /0.» v

4    При тех же значениях мощности дозы (>\ и температуры 7'| проводят облучение ПМ на воздухе и определяют РИН, ,.

5    Если РИВ, , ^Н),2 PH».,к , даже при О,»- РИВ4В/0,1 т9. то понижают температуру Т, до выполнения условия пункта 6.

6    Если РИ„, | <0.2 РИ мк. то проводят облучение ПМ при мошности дозы D2«L>I/10 на воздухе при температуре Т, в определяют РЦЫ 2 .

7    Если РИ,,, | /РИМ 2<1Д то принимают, что прогнозируемое злачпше

РИ а при мошностн дозы £>„ и температуре Г * в условиях эксплуатапик равно РПЯ1 9 .

8    Если РИ„, j/РИМ j 1.3, то полижлгот температуру облучении до лка-чения ГгтгГ,— £20~30)К а при мощности долы Рг определяют РИ га-3 .

!) Определяют коэффициент « по формуле

а=я tg(PH,>.,/Plffcv2)

Iclrii/fis.)

10 Находят анергию актняапип £,, Дж/моль, по формуле

Ejm bx^t

Са1 ш„%г% ЬНРИ. ,/рчм .->) адл .

Tt~-T,

........ !г(РИ j/PH 1|И з)

-— -»

Ту~Т I

Страница 13

ГОСТ Р 25645.332-94

где R-8.3 ДжДмодь К) — газовая постоянная;

« — по пункту 9.

11 Находят коэффициент А по формуле

. At+Ai+Aj Л= з

где    А,-    РИ‘у.ехр(-£,/ЙГ,).

(А)

P^w* а.«р(-£а//?Г,).

<0*>л

Дз, ™ЯЛт{-£ЛГГ,)

г)а

12 Прогнозируемое значение РК» при мощности дозu D, и температуре Ту о условиях эксплуатации находят по формуле

(*-)■

РИ* -а А (£>#)• -охр

где А, а, Е я определены по пунктам 9, 10, II. При этом максимальное значение РИ,-РИм*.

13 Максимально допустимое значение сдвига по мощности дозы от Ь\ не должно превышать шесть порядков.

Метод 2

1    Определяют РМ ПМ при заданных в ГОСТ 25645.331 значениях арбит

ражною критерия радиационной стойкости в вакууме (РИ„пк > и иа воздухе (РИ,Э) при температуре эксплуатации Г, и    Гр/ч.

2    L'c.iii РИд, , /РИ*BK>0j?. то РИ „ , при мощности дозы и условиях эксплуатации D, определяют по формуле

РИН >-РИ .(Й,*,)»'3

3    Если РИ„, I/РИвцу <0,2, то опрелеля ют РИв , при мощности дозы

D, о той же температуре Т >, причем Ьг<Ъ,\0\.

Тогда

РИ„.,-РИ 1Й<РИЯ, ,/РИ,,.,)

где    А—■

10

Страница 14

ГОСТ Р 25645.332

Приложение В (справочное)

Значения *у и для рамнчных ПМ, химических элементов и соединений

Значения Л у is.у. ряда химических элементов, пшилуя и воды приведены в таблице Б.1.

Таблица Б. I

Пешктво

- 1

В*1Ц«-т*0

v

Углерод

Водород

Азот

Кислород

Серо

Хлор

* Значения ky расе чесхих элементов — по активной зоне

1.00

1.96

1.00

1.01

1.03

1.00

читаны для спектру гам

Поли и илек

Полистирол

Поллмстилмотакрилет

Поливинилхлорид

Полигетрафгорат клен

Натуральный каучук

Вода

полимеров дли Еу —1 А1

ма-и «лучения водо-водянс

М4

1.08

1,08

1.00

0.97

1.12

Ml

эВ. для хими-го реактора в

Значения к „ для химических элементов и единений приведены в таблицах Б.2 и Б.З.

Таблица Б.2

В«эест*о

кя &Ля

раз-тнчяих cncxipoa ncrti

II ТИПОВ

ptDKiopoa

Спмсгр

ив

roMOc«uuwA

S 5 ia S53| ч§-c

П.ифито-P*« p«-

скторк

Cn«*rp

ЯМ*-

«•sa

235 U

0-1

м»в

0-2

М»В

0-3

м»в

с

DX) j

u

Углерод

1.0

1.0

uo

l.o

1.0

1.0

1,00

1.0

1,00

Водород

&S.0

87.0

77,0

71.0

67.0

60.0

56,00

80.0

58.00

Дейтерий

16.0

19.(1

2.40

21.0

?I.O

21,0

19.0

22.00

Лэот

-

~

*—

Q.90

0.7

0,72

Кислород

0.75

0,8-1

0,75

0.78

0.75

0,72

0.66

0.66- 0.Й6

0.71

Вода

„w

!0Л

-

ПОЛ НЭПОМ!

П.5

-

_

8.7-9.1

9.7-!2.3

10,9

Полистирол

"

5.0-5.4

5.1 -7.6

11

Страница 15

ГОСТ Р 25645.332-94

Таблица БЗ

В«щ*сгво

*„ мри

е. лъв

2

1

Вода

8.6

9.0

Полиэтилен

11,1

11,4

Полистирол

6.3

6.3

12

Страница 16

ГОСТ Р 25645.332-94

Приложение В (тряпочное)

Значения    (С),    D, „ и консганг реакций

для различных химических элементов

Г а б л » и а В. I

Е. М*В

°м»ао

дли .Mi4iriecicN< 1.1смол'Ов

Н

С

N

0

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

4Й6

HIJ0

12,20

5.50

7,330

430

10,30

10,00

7.53

6,630

420

4.40

9.32

6.80

0,000

409

6,06

11.40

4.45

5,430

399

6,09

11.70

2,22

4,910

386

7,06

12.80

4J29

4,440

374

5.83

16.90

а.зс

4,020

364

8,48

16.80

3.53

3,640

350

1050

14.60

4,91.

3,290

339

8.02

12,50

5.51

2,970

Ш

9,85

9.81

2.42

2.690

314

5.3/i

6,27

1,83

.2,440

301

4,35

4.16

1,23

2,210

290

3,96

6.07

1,8!

2,000

278

3,79

3,30

1,88

1,810

266

3.57

b.2t

2.22

1.630

£54

3.40

1,68

1.98

1.480

244

3.29

3.28

1,91

1.340

233

3,17

4.68

2.IZ

1,210

222

i.oo

1.22

2.31

1.100

213

2.92

2,i>4

2.84

0,991

203,000

2,7700

1,440

5.2100

0,8!)7

194,000

2,6500

1.090

1,8700

0,612

185.000

2.5100

1.3Й0

1,3400

0.734

177,001)

2.3600

1.490

1,1600

0.666

169,000

2.2500

3.070

1,0500

0,601

161*000

2.1200

1.280

0.9400

0.544

163.000

l.frMO

1,040

0.6500

0.492

146.000

1,8600

i.m

1,0300

0.445

139.000

1.7400

1.190

3.5600

0.403

133.000

1,62(10

1.030

1.9700

0.365

127.000

1.5100

0,920

1,2000

И

Страница 17

ГОСТ Р 25645.332-91

Окончание таблицы В.1

£. М»В

рмом> <£Ь ,0_” Гр.ЧиеЛтрчм *1.

ДЛЯ ХвМИЧССКИХ 9.WMCKTM

н

С

N

О

0,350

121.000

1.4000

0.870

0.9400

0.299

115.000

1,301)0

0.830

0.7Н00

0,27(1

109.000

1.2000

0.780

о.шо

0.244

103.000

1.1000

0.730

(».6<Ю0

0,221

98.000

1.0200

0.690

0.5400

0.200

92.800

0,9400

0.640

0.4800

0.050

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 Iff-3

0,490

0.0027

0.059

0.0013

0.1 10-3

0.097

0,0005

0.1С4

0.0003

Таблица В.2

Т#'П реакции

ву0.11'И

М»В,'и«*1р

0 Т II. ,

‘В (п. в )'Li

3835.00

2.800

0,1980

2,04-10-*

*L»(n, а )»Н

926.00

4.790

0,0752

5Д510-»

иЩп, р)"С

К76 -

0.623

0,91)60

7.51-10-1*

«С1 (п. р>«S

0.17

0.620

0.7540

2,1910-'»

14

Страница 18

ГОСТ Р 25645.332-94

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

*5

Страница 19

Редактор Р. С. Федорова Технический редактор О. //. Никитина Корректор В. С. Черная

Салио и *а6. ?« 11.91 Подл. п печ. 16Л 1.9». Уел. п. л. 1.16 Уел хр.-отт. _Уч -над. д. О.аа. Тир. У*| »щ с зон_

1.16.

И.

Ордена «Знак П<тта» И>лж?*ли:гио стандартов. &0Г07Ф. Мосла*. КододпнмА сер Калужсдде ишосдофа* CTiRJUpio*. ул. Московслад. 256. За* 2419 ПЛР № 04013$