Способ испытания противорадиационной защиты объекта



Способ испытания противорадиационной защиты объекта
Способ испытания противорадиационной защиты объекта
Способ испытания противорадиационной защиты объекта
Способ испытания противорадиационной защиты объекта
Способ испытания противорадиационной защиты объекта

 


Владельцы патента RU 2409875:

Федеральное государственное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Минобороны России" (RU)

Изобретение относится к области методологии проведения испытаний противорадиационной защиты объектов и может быть использовано в специализированных центрах по радиационным испытаниям. Испытываемый объект облучается в поле излучений исследовательского реактора, при этом измеряются поглощенные дозы нейтронов и гамма-излучения внутри (на рабочих местах экипажа) и вне испытываемого объекта, затем определяются кратности ослабления суммарной дозы гамма-нейтронного излучения (Кр). Результаты испытаний переносятся с реакторного поля излучений на поле излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению Киii·Кpi, где Kиi - кратность ослабления суммарной дозы излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов, а εi - коэффициент пропорциональности, определяемый по функциональным зависимостям Kp(s), Kи(s) и ε(Кр), устанавливаемым с использованием модельного образца, эквивалентного по защитным характеристикам испытываемым объектам, где s - толщина железа в стенке модельного образца. Технический результат - возможность прогнозировать защитные свойства объекта при условном воздействии излучений с комбинированным спектром нейтронов (с энергиями 14 МэВ и спектра деления) по результатам испытаний этого объекта в поле излучений исследовательского реактора, в котором нейтроны с энергиями 14 МэВ практически отсутствуют. 5 ил.

 

Изобретение относится к области методологии проведения испытаний противорадиационной защиты (ПРЗ) объектов и может быть использовано в специализированных центрах по радиационным испытаниям, в частности, на экспериментально-испытательной базе ФГУ 12 ЦНИИ Минобороны России.

Испытания ПРЗ объектов проводятся для экспериментальной оценки защитных свойств от проникающих излучений, воздействующих на объект в экстремальных ситуациях (при ядерных взрывах или радиационных авариях), с целью определения соответствия технических защитных характеристик испытываемого образца требованиям, заданным в нормативных документах.

Объектами испытаний противорадиационной защиты от излучений ядерного взрыва (ЯВ) являются, в основном, военная техника различного назначения. Это боевые машины пехоты, машины радиационной разведки, бронетранспортеры, танки и машины на их основе.

Противорадиационная защита объектов подвижной техники зависит от многих факторов, в том числе от энергетического спектра воздействующего излучения и, в первую очередь, от спектра нейтронов.

В зоне спектрально-углового равновесия излучений взрыва (это расстояния более трех длин свободного пробега нейтронов [1], на которых техника выдерживает ударную волну, но может быть поражена в результате воздействия проникающей радиации на экипаж и электронное оборудование) нейтроны вносят основной вклад в суммарную поглощенную дозу. Кроме того, от спектрального состава нейтронов зависят энергетические характеристики вторичного гамма-излучения, формируемого в результате неупругого рассеяния быстрых нейтронов и радиационного захвата тепловых нейтронов в среде их распространения.

Испытания противорадиационной защиты должны проводиться по наиболее эффективному варианту поражения объекта, т.е. от источников излучений с комбинированным спектром нейтронов (с энергиями 14 МэВ и спектра деления), проникающая способность которых в защитных материалах существенно выше, чем у нейтронов спектра деления. Комбинированные спектры нейтронов возникают при одновременном прохождении двух реакций: деления ядер тяжелых изотопов и синтеза ядер легких изотопов, и характерны для некоторых типов ядерных взрывов, которые могут быть реализованы в боевых условиях для поражения техники противника. Воспроизведение характеристик полей излучений ЯВ с комбинированным спектром нейтронов на испытательных площадках является в настоящее время весьма сложной технологической задачей.

Известны расчетные методы определения противорадиационной защиты объектов и фортификационных сооружений [2, 3]. Для подвижной техники, используемой в военных целях или при ликвидации последствий радиационной аварии на ядерно-опасных объектах, эти методы практически не применимы. Наличие большого количества элементов конструкции подвижной техники со сложными конфигурациями не позволяют корректно и с допустимой погрешностью рассчитать поглощенные дозы на рабочих местах экипажа с учетом всех процессов взаимодействия излучений с элементами конструкции. Расчетные методы могут быть успешно применены только для объектов с простыми геометрическими формами.

Известны также экспериментальные методы определения защитных свойств объектов [4, 5]. Способ [4], основанный на использовании изотопных источников излучений (Pu-Be, Cf-252), не может быть применен для определения защитных свойств у сильнозащищенных объектов, например, бронетанковой техники. Относительно малый выход нейтронов из источников (107-108 нейтр/с) не позволяет зарегистрировать эти нейтроны внутри объекта на расстояниях, где требуется воспроизведение спектрально-угловых характеристик излучений, характерных для равновесной зоны взрыва.

Наиболее близким по техническому решению задачи (прототип предлагаемого способа) является способ определения защитных свойств объектов бронетанковой техники, используемый в США [5].

Сущность указанного способа заключается в использовании в качестве источников гамма-нейтронного излучения исследовательских ядерных реакторов на быстрых нейтронах (Army Fast Burst Reactors). Реакторы использовались на Уайтсендском и Абердинском ракетных полигонах США с целью проверки уровня защищенности экипажа и электронного оборудования танков ХМ-1, М60А1 и M60A2. Выбор реактора для экспериментального определения защитных характеристик объекта обусловлен следующими аргументами. Ядерные реакторы являются мощными источниками излучений. Следовательно, без особых проблем можно воспроизвести на больших расстояниях от источника угловые характеристики излучений равновесной зоны взрыва. Вместе с тем, реакторы и ядерные взрывы, в которых используется реакция деления ядер тяжелых изотопов, близки по принципу действия и характеристикам излучений. По этим причинам результаты испытаний техники в реакторном поле излучений можно непосредственно перенести на условия ядерного взрыва без использования корректирующих коэффициентов.

Защитные свойства объекта от излучений ядерного реактора характеризуются кратностями ослабления суммарной дозы гамма-нейтронного излучения (Кр) в местах размещения экипажа. Значения Кр определяются по отношению суммарной дозы (тканевой кермы) нейтронов (Dn) и гамма-излучения (первичного и вторичного) (Dγ) на открытой местности (индекс 1) в месте расположения объекта к суммарной дозе тех же компонентов излучения внутри объекта (индекс 2), т.е.

где ξ - отношение дозы нейтронов к дозе гамма-излучения на открытой местности;

Kn и Кγ - кратности ослабления дозы нейтронов и гамма-излучения соответственно.

Недостаток способа-прототипа заключается в следующем. С появлением взрывных устройств, в которых используются реакции деления ядер тяжелых и синтеза ядер легких изотопов, перенос результатов испытаний с реакторного поля излучений на поля излучений взрыва прямым методом стал невозможен. В реакции синтеза ядер легких изотопов, например, дейтерия и трития, рождаются нейтроны с высокими энергиями (14 МэВ и более), которые с точки зрения проникающей способности в защитных материалах эффективнее нейтронов спектра деления. Анализ энергетических спектров нейтронов, приведенных на фиг.1, свидетельствует о том, что в реакторном поле практически отсутствуют нейтроны с энергиями 14 МэВ. По этой причине различаются и защитные свойства объекта при воздействии нейтронов спектра деления и нейтронов с комбинированным энергетическим спектром.

Задачей, решаемой предлагаемым способом, является определение кратности ослабления суммарной поглощенной дозы излучений, содержащих нейтроны с комбинированным энергетическим спектром, по результатам испытаний объекта на исследовательском реакторе.

Технический результат достигается тем, что на модельном образце, эквивалентном по защитным характеристикам испытываемым объектам, определяют расчетным методом зависимости кратностей ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения (Кр) и излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов (Ки) от толщины железа в стенке модельного образца. После чего устанавливают зависимость коэффициента переноса результатов испытаний ε(Kp) с реакторного поля излучений на поле с комбинированным спектром нейтронов от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения, используя значения ε=Кир при разных толщинах железа в модельном образце. Затем определяют кратности ослабления (Киi) суммарной поглощенной дозы в i-объекте от излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению KиiiKpi, где Крi - кратность ослабления суммарной поглощенной дозы в объекте, полученная в результате испытания объекта в поле излучений исследовательского реактора, εi - коэффициент переноса результатов испытаний с реакторного поля излучений на поле с комбинированным спектром нейтронов, определяемый по зависимости ε(Кр).

Осуществление заявленного способа поясняется следующими чертежами:

Фиг.1. Энергетические распределения нейтронов,

1 - от реактора ПРИЗ на расстоянии 385 м;

2 - от взрывного устройства с использованием реакции деления ядер тяжелых изотопов (со спектром нейтронов деления);

3 - от взрывного устройства с использованием реакций деления ядер тяжелых и синтеза ядер легких изотопов (с комбинированным энергетическим спектром нейтронов).

Фиг.2. Схема эксперимента и компоновки модельного образца,

1 - реактор;

2 - модельный образец.

Фиг.3. Общий вид испытательной площадки.

На переднем плане размещен модельный образец и дозиметр нейтронного излучения НИД. На заднем плане - здание для размещения реактора с выводом излучений на открытую местность.

Фиг.4. Зависимости кратностей ослабления суммарной поглощенной дозы излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов (Ки) и исследовательского реактора (Кр) от толщины (s) железа в стенке модельного образца.

Фиг.5. Зависимость коэффициента ε от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения Кр реактора ПРИЗ.

Критерии выбора модели противорадиационной защиты испытываемого объекта и обоснование осуществимости предложенного способа

Противорадиационная защита военной техники обеспечивается, в основном, противопулевой и противоосколочной броней. Толщина брони меняется в достаточно широких пределах в зависимости от задач, решаемых с Использованием этой техники. Для усиления ПРЗ в некоторых типах машин используются дополнительные элементы защиты из материала ПОВ (борированного полиэтилена с полиизобутиленом) в виде надбоев и подбоев. Применение надбоя толщиной 10 мм на внешней стороне корпуса приводит к поглощению медленных и тепловых нейтронов и, как следствие, к снижению дозы захватного гамма-излучения в броне. Подбои на внутренних стенках корпуса толщиной до 30 мм в комбинации со стальным корпусом используются для замедления быстрых нейтронов, что приводит к уменьшению их вклада в суммарную поглощенную дозу на рабочих местах экипажа, а следовательно, к снижению поражающего действия.

Для обеспечения испытаний и реализации предложенного способа был изготовлен модельный образец ПРЗ легкобронной техники из материала, применяемого в серийных образцах военной техники, с соблюдением последовательности расположения этих материалов (показано на фиг.2). Размеры модельного образца соответствуют средним размерам рабочих мест членов экипажа. Форма модельного образца (параллелепипед с внутренними размерами 100×100×70 см3) выбрана с учетом возможности реализации расчетных программ и изменения толщины стенок при проведении экспериментальных исследований.

Основным критерием подобия модельного образца реальным объектам является адекватность кратностей ослабления суммарных доз гамма-нейтронного излучения на рабочих местах экипажа и внутри модельного образца. Для легкобронной техники с элементами защиты из материала ПОВ значения кратностей находятся в пределах от 2 до 4. В модельных образцах эти значения реализуются при толщинах стенок из набора пластин железа от 10 до 100 мм при постоянных толщинах надбоя (10 мм ПОВ) и подбоя (30 мм ПОВ) на внешней и внутренней стенках соответственно.

Кратности ослабления отдельных компонентов гамма-нейтронного излучения и суммарной поглощенной дозы излучений в модельных образцах определялись расчетным методом с использованием программы РОБОТ [6], в которой реализован метод математического моделирования процессов переноса нейтронов, первичного и вторичного гамма-излучения в трехмерной геометрии (метод Монте-Карло). Первоначально зависимости Kp(s), Ки(s), приведенные на фиг.4, исследовались для двух разных энергетических спектров нейтронов (реакторного и комбинированного). Затем определялась зависимость ε(s)=Ки(s)/Кр(s). Поскольку каждому значению s модельного образца соответствуют определенные значения Кр, то для удобства реализации предлагаемого способа зависимость ε(s) представлена в виде ε(Кр), которая позволяет переносить результаты испытаний противорадиационной защиты объекта с реакторного поля излучения на поле с комбинированным спектральным составом нейтронов.

Для проверки расчетного метода зависимость Кр(s) определялась также экспериментальным путем в поле излучений исследовательского реактора ПРИЗ.

Модельные образцы размещались на открытой местности на расстоянии 385 м от источника излучений. Для измерения поглощенных доз нейтронов использовались тканеэквивалентные измерители НИД-М [7], представляющие собой детекторы тепловых нейтронов СНМ-14, помещенные в центре шарового замедлителя из полиэтилена диаметром 30 см. Поглощенные дозы гамма-излучения измерялись газоразрядными галогеновыми счетчиками СБМ-20 [8]. Кратность ослабления суммарной поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения определялась по формуле (1). Расхождение значений Кр, полученных экспериментальным и расчетным путем, не превышало 17%, что подтверждает надежность расчетных методов исследований.

Реализация предложенного способа осуществляется по следующей схеме.

1. На модельном образце, эквивалентном по защитным характеристикам объектам испытаний, расчетным путем определяются зависимости Кр(s), Ки(s) и ε(Кр).

2. Объект-i устанавливается на испытательной площадке в поле гамма-нейтронного излучения реактора.

3. Измеряются поглощенная доза (керма) нейтронов и поглощенная доза гамма-излучения внутри (в местах размещения экипажа) и вне объекта.

4. Определяются кратности ослабления дозы нейтронов (Кni), дозы гамма-излучения (Кγi) и суммарной поглощенной дозы (Кpi).

5. Определяется значение εi по зависимости ε(Кр), приведенной на фиг.5.

6. Определяется кратность ослабления суммарной поглощенной дозы Киi при воздействии излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению КиiiКpi.

Результаты исследований в модельных полях сравнивались с результатами испытаний отдельных образцов легкобронной техники в полях излучений ЯВ, полученными в 70-80 годы на полигонах Минобороны. Расхождения данных, полученных в модельном и реальном полях, не превышают 15%, что позволяет сделать вывод о достоверности результатов испытаний с использованием предложенного способа.

Источники информации

1. Кондурушкин Н.А., Гаранюшкин Н.В. и др. Физика ядерного взрыва. Т.1. Проникающие излучения. ЦФТИ МО РФ. - М.: Наука, Физматлит, 1997. С.34-84.

2. И.В.Горячев и др. Расчет и испытания защиты от радиации ядерного взрыва. - М.: Атомиздат, 1976.

3. Руководство по радиационной защите для инженеров. - М.: Атомиздат, 1972. С.352-357.

4. Apparatus and methods for the measurement of neutron moderating or absorbing properties of objects. US Patent, №4243886, 1981.

5. A.H.Kazi. TECOM Scientists Measure Radiation Protection of XM1. Army Research Development & Acquisition Magazine, 20, №4, 1979. P.19.

6. Вязьмин C.O., Класс Е.В. и др. Состояние и возможности комплекса программ РОБОТ по расчету трехмерной защиты методом Монте-Карло. Сборник докладов на 6 Всероссийской конференции. - Обнинск: ФЭИ, 1994.

7. Мостовой В.В. Градуировка и применение дозиметра нейтронов НИД-М. V Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Тезисы докладов. - М.: 1990. С.220.

8. Белоусов А.С. Счетчики элементарных частиц. - М.: Наука, 1972. С.43-55.

Способ испытания противорадиационной защиты объекта при воздействии гамма-нейтронного излучения, заключающийся в облучении объекта в поле излучений исследовательского реактора, измерении поглощенных доз нейтронов и гамма-излучения внутри и вне объекта и определении кратности ослабления суммарной дозы реакторного излучения, отличающийся тем, что на модельном образце, эквивалентном по защитным характеристикам испытываемым объектам, расчетным методом определяют зависимости кратностей ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения (Кр) и излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов (Ки) от толщины железа в стенке модельного образца, устанавливают зависимость коэффициента переноса результатов испытаний ε(Кр) с реакторного поля излучений на поле с комбинированным энергетическим спектром нейтронов от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения, используя значения ε=Кир при разных толщинах железа в модельном образце, затем определяют кратность ослабления (КИi) суммарной поглощенной дозы i - объекте от излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению КИii·Крi, где Kpi - кратность ослабления суммарной поглощенной дозы в объекте, полученная в результате испытания объекта в поле излучений исследовательского реактора, εi - коэффициент переноса результатов испытаний с реакторного поля излучений на поле с комбинированным энергетическим спектром нейтронов, определяемый по зависимости ε(Кр).



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к получению композиционного материала на основе шунгита и гипса, который может быть использован в производстве экологически чистых строительных изделий - облицовочных плиток, стеновые блоков и панелей, для медицинских целей и в качестве средства для защиты от излучений.
Изобретение относится к области строительных материалов и может быть использовано при производстве ячеистого неавтоклавного газобетона, а также для изготовления штучных изделий и монолитов.
Изобретение относится к строительному материалу на основе гипса с более высоким удельным весом и/или функцией по защите от радиоактивного излучения с сохранением технологических свойств.

Изобретение относится к области биологической защиты персонала и окружающей среды от воздействия высокоактивных источников радиоактивного излучения. .
Изобретение относится к отделочным строительным материалам, предназначенным для защиты технических средств и человека в медицинских, производственных, научных, административных и жилых помещениях от воздействия ионизирующих излучений.

Изобретение относится к области электронной техники. .
Изобретение относится к композиции для изготовления особо прочного и тяжелого бетона для защиты от радиационного излучения, который может найти применение при изготовлении контейнеров с отработавшим ядерным топливом или радиоактивными отходами.
Изобретение относится к материалам для защиты от рентгеновского, гамма-и нейтронного излучений в радиационно-опасных местах сочленения установок, заделки стыков, трещин и каверн в строительных конструкциях и изделиях, местах сопряжения конструкций.
Изобретение относится к области защиты зданий и сооружений от проникновения радона в помещения и может быть использовано при строительстве на радоноопасных территориях.

Изобретение относится к промышленности строительных материалов и может быть использовано для изготовления строительных деталей, изделий и конструкций, предназначенных для защиты от ионизирующих излучений.
Изобретение относится к области получения радиопоглощающих материалов (РПМ), обеспечивающих снижение уровня вторичного излучения, электромагнитную совместимость бортовой аппаратуры, коррекцию диаграмм направленности бортовых антенных систем при длительной эксплуатации и воздействии агрессивных сред
Изобретение относится к области композиционных пленкообразующих материалов и предназначено для создания тонкослойных полимерных рентгенозащитных покрытий
Изобретение относится к строительству, а именно к способам регулирования параметров электромагнитного излучения композиционных материалов, например строительного бетона, раствора, и может быть использовано, когда требуется изготовить материал с требуемым уровнем электромагнитного излучения при постоянном составе композиционной и на одном заполнителе
Изобретение относится к способу регулирования параметров электромагнитного излучения композиционного материала и может быть использовано при получении композиционных материалов, например строительного бетона, с требуемым уровнем электромагнитного излучения
Изобретение относится к области электротехники, а именно к способу регулирования параметров электромагнитного излучения композиционных материалов, и может быть использовано в строительной или медицинских отраслях, где необходимо применение композиционного материала с требуемым уровнем электромагнитного излучения

Изобретение относится к изготовлению особо тяжелых радиационно-защитных строительных материалов и может быть использовано для изготовления железобетонных контейнеров для хранения и/или транспортировки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к лантаноидсодержащим соединениям, состоящим из сополимера этилметакрилата и 3-аллилпентандиона-2,4 (100:1), связанного через -дикетонатную группу с ионом лантаноида (+3), который, в свою очередь, связан с молекулами лиганда, представляющего собой -дикетон, общей формулы где Ln - ион лантаноида (+3) (La 3+, Pr3+, Nd3+ Sm3+, Eu 3+, Gd3+, Tb3+, Dy3+, Ho3+, Er3+, Tm3+, Yb3+ ), n - количество звеньев этилметакрилата в цепи сополимера; m - количество лантаноидсодержащих звеньев в цепи сополимера; R1, R2, R3, R4 - органические радикалы (СН3-метил, С6Н 5-фенил): R1=R2=R3=R 4=СН3 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент пентандион-2,4 (ацетилацетона) и лигандом, представляющим собой ацетилацетон; R1=R 3=СН3, R2=R4=С6 Н5 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент бензоилацетона и лигандом, представляющим собой бензоилацетон; R1=R2=R3 =R4=С6Н5 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент дибензоилметана и лигандом, представляющим собой дибензоилметан; R1 =R3=R4=СН3, R2=С 6Н5 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент бензоилацетона и лигандом, представляющим собой ацетилацетон; R1=R2=С6 Н5, R3=R4=СН3 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент дибензоилметана и лигандом, представляющим собой ацетилацетон; R1=R2=R3=С6Н 5, R4=СН3 - ион лантаноида (+3), связанный с полимерной частью соединения через фрагмент дибензоилметана и лигандом, представляющим собой бензоилацетон

Изобретение относится к способу получения защищающей от излучения плиты на основе гипса, плите, защищающей от излучения, гипсокартонной конструкции, применению указанной плиты или гипсокартонной конструкции

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами
Наверх