Патенты автора Пикалов Георгий Львович (RU)
Изобретение относится к способу испытаний радиоэлектронной аппаратуры (РЭА) на стойкость к воздействию импульсного гамма-излучения (ИГИ). При осуществлении способа квазиноминальное напряжение питания длительностью Δτ заменяют постоянным напряжением питания и проводят последовательное двухэтапное облучение блоков РЭА. На первом этапе блоки РЭА облучают ИГИ при неизменном напряжении питания, причем оценивают стойкость блоков РЭА по критерию возникновения радиационного защелкивания и катастрофических отказов. В случае стойкости блоков РЭА к воздействию ИГИ после первого этапа, проводят второй этап испытаний, на котором блоки РЭА облучают ИГИ с одновременным воспроизведением амплитудно-временной характеристики напряжения питания блоков РЭА, соответствующей радиационной реакции источника вторичного электропитания (ИВЭП) блоков РЭА при воздействии ИГИ. Стойкость блоков РЭА оценивают по критерию возникновения сбоев. Необходимую для воспроизведения радиационную реакцию ИВЭП блоков РЭА при воздействии ИГИ определяют при облучении ИВЭП с эквивалентом нагрузки ИГИ. В случае стойкости блоков РЭА к воздействию ИГИ после второго этапа делают заключение о стойкости РЭА к воздействию ИГИ в целом. Техническим результатом является обеспечение запаса надежности испытаний РЭА на стойкость к воздействию ИГИ. 2 ил.
Способ испытаний радиоэлектронной аппаратуры на стойкость к воздействию импульса гамма-излучения // 2778744
Изобретение относится к способу испытаний радиоэлектронной аппаратуры (РЭА) на стойкость к воздействию импульса гамма-излучения (ИГИ) в условиях повышенной температуры. В способе предусмотрено применение гибкого электронагревателя, состоящего из токопроводящих нитей, встроенных в термотканевую основу, размещение электронагревателя на внешней поверхности РЭА, обеспечивая равномерный нагрев РЭА до заданной температуры, а также определение толщины электронагревателя с учетом ослабления уровня воздействующего гамма-излучения. Техническим результатом является воспроизведение заданного теплового режима РЭА, адекватного реальным условиям ее эксплуатации, и заданного уровня воздействия ИГИ при проведении испытаний РЭА как в атмосферных условиях, так и в вакууме. 3 ил.
Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора // 2755143
Изобретение относится к области испытаний объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов. Устройство представляет собой многослойную конструкцию из набора листов водородсодержащего материала - замедлителя быстрых нейтронов, чередующихся с листами из материала, поглощающего медленные нейтроны с образованием гамма-квантов, общая толщина (d) которых определяется по зависимости CD(d), где СD - коэффициент усиления дозы гамма-излучения в испытательном объеме реактора. Причем многослойная конструкция устройства выполнена в форме полого шарового сегмента из съемных листовых блоков, размещенных на каркасе из радиальных дуг и вертикальных колец. Техническим результатом является увеличение вклада дозы гамма-квантов и флюенса нейтронов от конвертора в испытательном объеме реактора, что позволяет расширить перечень испытываемых объектов и уменьшить время на проведение испытаний. 1 табл., 3 ил.
Изобретение относится к области электротехники, в частности к испытаниям радиоэлектронной аппаратуры на стойкость к воздействию импульсного гамма-излучения. Технический результат заключается в учете влияния на выходное напряжение источника вторичного электрического питания (ИВЭП) возрастающих токов потребления подключенных блоков радиоэлектронной аппаратуры при воздействии импульсного гамма-излучения. Достигается тем, что производится поочерёдное облучение блоков радиоэлектронной аппаратуры импульсом гамма-излучения и измерение амплитудно-временных характеристик (АВХ) тока потребления и напряжения питания каждого блока. По результатам измерений этих параметров рассчитывают АВХ электрической проводимости G1i, затем подбирают для каждого облученного блока малогабаритную полупроводниковую модель с амплитудно-временной характеристикой радиационной электрической проводимости G2i, адекватной значению G1i. Далее в выходную электрическую цепь ИВЭП параллельно нагрузочным резисторам дополнительно подключают малогабаритные полупроводниковые модели и облучают их импульсом гамма-излучения с заданными параметрами. По степени изменения АВХ выходного напряжения ИВЭП оценивают радиационную стойкость источника питания. 5 ил.
Способ воспроизведения норм испытаний крупногабаритных объектов на исследовательских реакторах // 2713924
Изобретение относится к способу воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Фни) и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dни). Способ основан на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов нейтронов в гамма-кванты, определении флюенса нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы (D) гамма-квантов (параметры нагружения объекта) в зоне двухстороннего облучения объекта, выборе режима работы реактора по формуле P⋅t=Фни/Фр⋅СФ⋅k и толщины (S) конверторов по зависимости CD (S), оценке неравномерности параметров нагружения объекта в испытательном объеме по зависимостям Ф (L, d) и D (L, d), а также на перемещении объекта относительно источника излучений сначала в одну сторону за время t1 при мощности реактора Р, а после его поворота на 180° (по вертикальному или азимутальному углу) - в обратную сторону за время t2=t1 до исходного положения, где CD=Dни/Dp⋅P⋅t⋅k; СФ - коэффициент, определяемый по зависимости СФ(S); t=t1+t2 - длительность работы реактора на мощности; Фр и Dp - соответственно значения флюенса нейтронов и дозы гамма-излучения в реперной точке при стандартной толщине конверторов, определяемые по расчетным зависимостям Фp (L, d), Dp (L, d) и нормированные на один нейтрон из реактора; k - коэффициент пропорциональности, н/Дж; L и d - длина и ширина объекта (испытательного объема). Техническим результатом является возможность радиационного испытания объектов с большими габаритами. 8 ил.
Изобретение относится к способу одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Фни) и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dни) на исследовательских реакторах. Способ основан на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны (АЗ), определении флюенса нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы (D) гамма-излучения на расстояниях (r) вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения, а также зависимостей Ф(r)/Q, D(r)/Q, j(G), CD(S)=D(S)/Dр и CФ(S)=Ф(S)/Фp при двухстороннем облучении зоны, где Q - выделяемая в АЗ энергия, S - толщина конвертора, j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения, G - расстояние от центра АЗ до внешней (удаленной от АЗ) границы зоны облучения, Фр, Dp и Ф(S), D(S) - флюенсы нейтронов и дозы гамма-квантов в реперной точке при Q=1 Дж, стандартной толщине конверторов и толщине S, соответственно. Затем выбирается режим работы реактора по формуле P⋅t=Фни/Фр⋅СФ, где Р - мощность реактора, t - длительность облучения, определяются минимальная ширина зоны облучения по зависимости j(G), при которой неравномерность распределения параметров Ф и D не превышает 30%, и толщина конверторов по зависимости CD(S), где CD=Dни/Dp⋅P⋅t. Затем ИЭТ размещается в зоне облучения и облучается при выбранном режиме работы реактора последовательно с двух противоположных сторон. Техническим результатом является воспроизведение норм испытаний в зоне облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения, в широком диапазоне значений Фни/Dни при упрощенной технологии испытаний. 4 ил.
Изобретение относится к средствам проведения испытаний объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов, а именно к способу одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Фзад) и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dзад). В испытательном объеме реактора формируют поле гамма-нейтронного излучения с использованием конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны. На расстояниях (R) вдоль оси, проходящей через центр АЗ в направлении прогнозируемого размещения объекта испытаний, измеряют флюенс нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ (Ф0,1) и экспозиционную дозу гамма-излучения (Dγ) при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их размещения. Затем по зависимости Ф0,1(R)/Dγ(R) определяют расстояние, где Ф0,1/Dγ=Фзад/Dзад, а по зависимости Кn(R)=Ф0,1(R)/N - значение параметра Кn. Далее по формуле Р⋅t=Фзад/Кn⋅α выбирают мощность (Р) реактора и длительность (t) облучения объекта испытаний, обеспечивающие воспроизведение заданных параметров излучений, где N - показания измерительного канала, α=N/Q - коэффициент чувствительности измерительного канала, Q - энерговыделение в активной зоне реактора. Техническим результатом является одновременное воспроизведение заданных параметров излучений в широком диапазоне значений Фзад/Dзад при упрощенной технологии воспроизведения этих параметров. 3 ил.
УСТРОЙСТВО ДЛЯ СПЕКТРОМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ // 2586383
Изобретение относится к области технической физики. Устройство для спектрометрии нейтронов состоит из водородсодержащих замедлителей быстрых нейтронов цилиндрической формы, регистраторов тепловых и медленных нейтронов, расположенных вдоль центральной оси устройства, борного фильтра и цилиндрических углублений на торцевой поверхности замедлителя, обращенной к источнику излучений, при этом в качестве регистраторов нейтронов используют активационные детекторы в кадмиевом чехле и без чехла, которые размещены в контейнере попарно на расстояниях не более длины диффузии тепловых нейтронов в замедлителе, а цилиндрические углубления заполнены вставками, при этом контейнер и вставки выполнены из материала замедлителя. Технический результат - измерение энергетического спектра направленного потока нейтронов в широком диапазоне энергий при высоких уровнях сопутствующего гамма-излучения. 5 ил.
ТРАНСФОРМАТОР ГАММА-НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ // 2559198
Изобретение относится к средствам моделирования параметров гамма и нейтронного излучений ядерного взрыва на исследовательских ядерных реакторах с отражателями нейтронов. Устройство представляет собой двухслойную оболочку у активной зоны ядерного реактора, включающей делящийся материал (1) и отражатель нейтронов (2). Первый слой оболочки выполнен из водородсодержащего материала (3) толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва. Второй слой оболочки расположен с внешней стороны водородсодержащего слоя и выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной (4), обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва соотношения доз нейтронов и гамма-излучения. Устройство также содержит детектор излучений (5). Техническим результатом является возможность проведения испытания изделий электронной техники на моделирующих установках в соответствии с требованиями государственных стандартов с использованием параметров излучений, характерных для типового ядерного взрыва. 1 табл., 2 ил.
Изобретение относится к области метрологического обеспечения измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера. Сущность изобретения состоит в том, что способ градуировки дозиметров гамма-излучения, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера, заключающийся в установлении соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений, при этом дозиметры облучают в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры. Технический результат - повышение точности измерения дозы гамма-излучения в смешанных гамма-нейтронных полях. 1 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области спектрометрии гамма-квантов и может быть использовано в различных областях физических исследований, в т.ч. при испытаниях изделий электронной техники на радиационную стойкость. Сущность изобретения заключается в том, что с помощью известных дозиметров измеряют экспозиционные дозы гамма-квантов сначала от одного источника излучений, затем последовательно от двух, трех и т.д. до n-источников, от которых определяется искомый спектр гамма-квантов, при постоянной схеме их размещения относительно дозиметра, рассчитывают вклад (ξ) гамма-квантов от разных источников в показания дозиметров путем решения системы рекурентных уравнений, в правой части которых представлены формулы для расчета поглощенных доз гамма-квантов в воздухе, а в левой - результаты измерений экспозиционных доз. По значениям ξ определяют энергетические спектры гамма-квантов. Технический результат - упрощение методики определения спектра гамма-квантов в полях излучений от разных источников, возможность применения способа в слабых и в интенсивных полях излучений, на статических и импульсных установках. 1 табл.
Изобретение относится к области испытаний на радиационную стойкость крупногабаритных объектов военного или гражданского назначения, в том числе предназначенных для выполнения работ в радиационных полях ядерно-технических установок или при ликвидации последствий радиационных аварий. Заявленный способ характеризуется тем, что в поле излучений с размерами объекта испытаний устанавливают функциональные зависимости отношения экспозиционной дозы гамма-излучения к флюенсу нейтронов и флюенса нейтронов, приведенного к одному выходящему из активной зоны нейтрону, от длины объекта, толщины и количества конверторов излучения при выбранном варианте их размещения относительно активной зоны и объекта испытаний. Далее с учетом полученных данных и расчетных параметров выбирают толщину и количество конверторов и рассчитывают длительность облучения объекта, после чего объект подвергается соответствующему облучению. Технический результат изобретения заключается в одновременном воспроизведении заданных значений параметров гамма-нейтронного излучения в более широком диапазоне. 5 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области методологии проведения испытаний противорадиационной защиты объектов и может быть использовано в специализированных центрах по радиационным испытаниям
Изобретение относится к области методологии формирования полей гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах и может быть использовано при испытаниях объектов, в первую очередь крупногабаритных, на радиационную стойкость
Изобретение относится к области физики трансформации реакторного излучения в различных материалах
