Купить ГОСТ Р 25645.332-94 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее
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.
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
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
Дата введения | 01.07.1995 |
---|---|
Добавлен в базу | 01.09.2013 |
Актуализация | 01.01.2021 |
01.11.1994 | Утвержден | Госстандарт России | 259 |
---|
Чтобы бесплатно скачать этот документ в формате PDF, поддержите наш сайт и нажмите кнопку:
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
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 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 *
где
Е ai =RTx Т:
1п[(РИпз ,/РИвз 3) (DJD^ ]
Г,—7\
„ МРИи,2/РИ1,,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-,)
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)
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 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Значения k п для химических элементов и соединений приведены в таблицах Б2 и БЗ
Таблица Б2 | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
11 |
Приложение В (справочное)
Значения Ошт0 (£), D{ и и констант реакций для различных химических элементов
Габлица В.1 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
П |
Окончание таблицы В 1 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Таблица В2 | |||||||||||||||||||||||||
|
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
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.
Таблица 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
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
Ш2 =
V
Кп-К.
(4.3)
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
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