ГОСТ Р 25645.332-94
Группа Л29
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 tests
ОКСТУ 2202
Дата введения 1995-07-01
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 N 259
3 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
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 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 25645.331-91 Материалы полимерные. Требования к оценке радиационной стойкости.
3 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ИСПЫТАНИЙ
3.1 ПМ, применяемые в изделиях, расположенных между отсеком ядерного реактора космического аппарата и радиационной защитой (зона 1, рисунок 1), а также за радиационной защитой в пределах создаваемой ею тени (зона 2), должны быть подвергнуты испытаниям на воздействие смешанного гамма-нейтронного излучения.
Рисунок 1 - Схема космического аппарата с бортовым ядерным реактором
ПМ, применяемые в изделиях, расположенных в зоне защищенных объектов, например приборный отсек (зона 3), должны быть подвергнуты испытаниям на воздействие гамма-излучения ядерного реактора, а также протонного и электронного излучения космического пространства.
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.
Таблица 1
Номер зоны | Поглощенные дозы | |||
нейтронов с | фотонов с | протонов с | электронов с | |
1 | 1·10 | 1·10 | 10 | 1 |
2 | 1·10 | 5·10 | 10 | 1 |
3 | 0,2 | 50 | 10 | 1 |
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 электронами допускается в любой очередности.
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
- от быстрых нейтронов с энергией выше 0,1 МэВ
- от тепловых нейтронов
3.6. Радиационные испытания на воздействие смешанных гамма-нейтронных излучений проводят в 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 поглощения тепловых нейтронов (В, Li и др.), то отличие соотношения интенсивности тепловых и быстрых нейтронов в выбранном экспериментальном устройстве от заданного в ТЗ не принимают во внимание. То же относится к образцам ПМ со значительным содержанием азота и хлора (более 15% мас.) при толщине образцов, не превышающей 1 см.
3.7 Не допускается проводить радиационные испытания ПМ в экспериментальных устройствах ядерного реактора, где вклад быстрых нейтронов в поглощенную дозу 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 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 вида ионизирующего излучения ограничивается только сверху значением 10
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
- 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 дозы
4.3 Материалы детекторов должны не менее чем вдвое отличаться по содержанию водорода, либо по величине радиационно-химических выходов
4.4 Компоненты поглощенных доз
4.5 Любые типы дозиметрических детекторов, за исключением калориметров, можно использовать для определения суммарной поглощенной дозы, если различие
4.6 Компоненты поглощенных доз в материалах двух детекторов рассчитывают по формулам:
где
4.7 Для материалов детекторов, отличающихся содержанием водорода,
где
Значения
4.8 Для материалов детекторов с различными химическим составом и соотношениями радиационно-химических выходов
где
4.9 Передачу значений поглощенной дозы и ее компонентов в материале детектора к материалу испытуемого образца проводят по формулам:
где
ектора.
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
где
Примечание - При толщине радиационной защиты из гидрида лития более 50 см рекомендуется принимать
5.3 Для единичного потока моноэнергетических нейтронов поглощенную дозу
где
5.4 Для химического соединения
где
5.5 Поглощенную дозу за счет упругого рассеяния быстрых нейтронов
где
Значения
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
где
Значения
5.7 Если дозиметрический детектор предназначен для измерения экспозиционной дозы, не чувствителен к нейтронам и градуирован в рентгенах, переход к поглощенной дозе в
где
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
2 По ГОСТ 9.707 определяют время термического старения ПМ
3 Проводя облучение в вакууме или инертной среде при температуре
4 При тех же значениях мощности дозы
5 Если
6 Если
7 Если
8 Если
________________
* Соответствует оригиналу. - .
9 Определяют коэффициент
10 Находят энергию активация
где
где
11 Находят коэффициент
где
12 Прогнозируемое значение
где
13 Максимально допустимое значение сдвига по мощности дозы от
Метод 2
1 Определяют РИ ПМ при заданных в ГОСТ 25645.331 значениях арбитражного критерия радиационной стойкости в вакууме (
2 Если
3 Если
Тогда
где
Приложение Б
(справочное)
Значения
Значения
Таблица Б.1
Вещество | |
Углерод | 1,00 |
Водород | 1,96 |
Азот | 1,00 |
Кислород | 1,01 |
Сера | 1,03 |
Хлор | 1,00 |
Полиэтилен | 1,14 |
Полистирол | 1,08 |
Полиметилметакрилат | 1,08 |
Поливинилхлорид | 1,00 |
Политетрафторэтилен | 0,97 |
Натуральный каучук | 1,12 |
Вода | 1,11 |
* Значения |
Значения
Таблица Б.2
Вещество | |||||||||
Спектр 1/ | Гомогенный замедлитель | Легководные реакторы | Графитовые реакторы | Спектр деления 235 | |||||
0-1 МэВ | 0-2 МэВ | 0-3 МэВ | C | D | H | ||||
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 | - |
Таблица Б.3
Вещество | ||
2 | 1 | |
Вода | 8,6 | 9,0 |
Полиэтилен | 11,4 | 11,4 |
Полистирол | 6,3 | 6,3 |
Приложение В
(справочное)
Значения
Таблица B.1
Н | С | N | O | |
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 | 10,30 | 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 | 222 | 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 | 1,320 | 1,3400 |
0,734 | 177,000 | 2,3800 | 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 | 153,000 | 1,9900 | 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 |
0,330 | 121,000 | 1,4000 | 0,870 | 0,9400 |
0,299 | 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 |
0,050 | 37,300 | 0,2600 | 0,260 | 0,1200 |
0,010 | 9,140 | 0,0540 | 0,078 | 0,0240 |
2,5 10 | 2,390 | 0,0130 | 0,043 | 0,0063 |
0,5 10 | 0,490 | 0,0027 | 0,059 | 0,0013 |
0,1 10 | 0,097 | 0,0005 | 0,124 | 0,0003 |
Таблица В.2
Тип реакции | ||||
3835,00 | 2,800 | 0,1980 | 2,04·10 | |
926,00 | 4,790 | 0,0752 | 5,35·10 | |
1,76 | 0,623 | 0,9960 | 7,51·10 | |
0,17 | 0,620 | 0,7540 | 2,19·10 |
Электронный текст документа
и сверен по:
М.: Издательство стандартов,1995