RU2073919C1

RU2073919C1 - Способ контроля радиационной защиты космической ядерной энергетической установки

Info

Publication number: RU2073919C1
Application number: RU9393016638A
Authority: RU
Inventors: А.Г. Еремин; Л.С. Коробков; М.И. Бондаренко; В.М. Левченко; А.П. Пышко; В.Ф. Пекуш
Original assignee: Государственное предприятие "Красная звезда"
Priority date: 1993-03-31
Filing date: 1993-03-31
Publication date: 1997-02-20

Abstract

Использование: для контроля ослабляющих свойств теневой гидридлитиевой радиационной защиты космических ядерных энергетических установок. Сущность изобретения: контролируемый объект (гидридлитиевую защиту) облучают проникающим излучением и регистрируют провзаимодействовавшее с объектом излучение. В качестве проникающего излучения используют рентгеновское излучение спектром 100...200 кэВ. Регистрацию излучения осуществляют синхронно двумя коллимированными детекторами, один из которых находится в прямой видимости источника рентгеновского излучения, а другой перемещается по задней поверхности контролируемой защиты и одновременно с первым осуществляют последовательный набор мощности дозы рентгеновского излучения. Толщину защиты, полученную из измерений мощности дозы рентгеновского излучения, сравнивают с заранее известной номограммой толщин радиационной защиты, рассчитанной по допустимым на защищаемом объекте потоком нейтронов. Ресурс защиты определяют по известной формуле. 1 ил.

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности, к радиационным защитам (РЗ), выполненным из гидрида лития и касается технологии изготовления в части проведения контроля ослабляющих свойств защиты и возможности обеспечения ею допустимых потоков нейтронного излучения на полезной нагрузке космического аппарата.

Известен способ контроля, при котором РЗ устанавливают на реактор, служащий источником излучения, и детектором измеряют потоки ионизирующего излучения за контролируемой защитой [1] Недостатком этого способа при контроле РЗ для космических аппаратов служит существенный вклад в контролируемую дозу рассеянного от окружающей среды ионизирующего излучения, которое по своей величине во многих случаях превосходит излучение, проходящее через защиту.

Наиболее близким техническим решением к заявленному является способ контроля РЗ, который позволяет снизить отрицательное влияние рассеивающего излучения и заключающийся в помещении контролируемой защиты в герметичный канал, заполненный трансформаторным маслом, соединяющим полости реактора и детектора, помещенные в емкость с водой и измерении нейтронного излучения, прошедшего через защиту детектором [2]
Недостатком этого способа является сложность используемого оборудования и, как следствие, высокая стоимость, неприемлемая для промышленного изготовления РЗ из гидрида лития.

Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, - повышение экономичности изготовления РЗ из гидрида лития.

Технический результат возможность определения в промышленных условиях защитных свойств РЗ из гидрида лития для космических ядерных энергетических установок без применения штатного источника излучения ядерного реактора.

Этот результат достигается тем, что при контроле радиационной защиты космической ядерной энергетической установки, включающей облучение объекта проникающим излучением и регистрацию провзаимодействовавшего с контролируемым объектом излучения, облучение производят рентгеновским излучением спектром 100.200 кэВ, регистрацию провзаимодействовавшего излучения осуществляют синхронно двумя коллимированными детекторами, один из которых располагают в прямой видимости источника рентгеновского излучения, а другой перемещают по задней поверхности контролируемой защиты и одновременно с первым осуществляют последовательный набор мощности дозы рентгеновского излучения, а затем сравнивают полученные из измерений мощности дозы рентгеновского излучения толщины защиты с предварительно рассчитанной по допустимым на защищаемом объекте космического аппарата потокам нейтронов номограммой толщин радиационной защиты и определяют ресурс защиты по формуле
TH(f)тр/H(f)эт x (K_cp/К_эт)^-s/j}T_ном
где T_ном номинальный ресурс защиты;
S эффективное сечение ослабления плотности потока нейтронов;
j эффективное сечение ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_cp средняя кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_эт кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения, обусловленного допустимым уровнем излучения на защищаемом объекте космического аппарата;
H(f)тр толщина защиты в точке замера мощности дозы рентгеновского измерения;
H(f)эт толщина защиты, обеспечивающая предельно допустимые значения плотности потока нейтронов.

На чертеже приведена блок-схема устройства для осуществления предлагаемого способа.

Пример выполнения способа. До начала измерений РЗ из гидрида лития 1 устанавливают напротив источника 2 рентгеновского излучения, например промышленного аппарата РУП-400, в держатели 3, обеспечивающие посредством привода 4 ее вращение. Измерение за защитой мощности дозы рентгеновского излучения (МДРИ) со спектром 100.200 кэВ, наиболее информативным для выявления дефектов в гидриде лития, выполняют детектором 5 с окном коллиматора 2х20 мм во время вращения РЗ вокруг продольной оси. Синхронно с детектором 5 измерение МДРИ выполняет детектор 6, находящийся в прямой видимости источника 2 рентгеновского излучения и отслеживающий на нем возможные колебания МДРИ.

По окончании измерений на одном радиусе РЗ блок управления 7 выдает команду на перемещение с помощью привода 8 детектора 5 на следующий радиус и процесс измерений повторяется.

Время одного замера МДРИ регламентировано, с одной стороны, необходимой точностью набора информации о структуре монолита гидрида лития, а с другой - проведением контроля РЗ за одну рабочую смену.

Получив таким образом информацию о величинах МДРИ за РЗ (детектор 5) и в ее отсутствие (детектор 6), определяют по известным значениям эффективного сечения ослабления МДРИ толщину РЗ. При этом размеры окна коллиматора у детекторов 5 и 6 позволяют определить как среднюю толщину РЗ, так и толщину с учетом наличия в монолите гидрида лития трещин 9, которые обусловлены процессом кристаллизации гидрида лития в защите и представляют наибольшую опасность для обеспечения необходимой радиационной обстановки на защищаемом объекте космического аппарата.

Следующей операцией контроля служит сравнение полученных толщин с предварительно рассчитанной по допустимым на защищаемом объекте космического аппарата потокам нейтронов номограммой толщин РЗ. Сама номограмма толщин, рассчитанная с учетом конструктивных особенностей космического аппарата, показывающая влияние на величину нейтронных потоков глубины и расположения в гидриде лития трещин, вводится перед контролем в оперативную память ЭВМ 10 контролирующей установки, что позволяет в промышленных условиях определять пригодность РЗ к эксплуатации и давать рекомендации по ее ресурсу, определяемому исходя из полученной при контроле информации по формуле
TH(f)тр/H(f)эт х (K_cp/K_эт)^-s/j}T_ном
где T_ном номинальный ресурс защиты;
S эффективное сечение ослабления плотности потока нейтронов;
j эффективное сечение ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_cp средняя кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_эт кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения, обусловленное допустимым уровнем излучения на защищаемом объекте космического аппарата;
H(f)тр толщина защиты в точке замера мощности дозы рентгеновского измерения;
H(f)эт толщина защиты, обеспечивающая предельно допустимые значения плотности потока нейтронов.

При необходимости, сменив номограмму толщин, можно достаточно оперативно перенастроить установку на контроль РЗ для другого типа космического аппарата.

Таким образом заявленный способ контроля радиационных защит из гидрида лития, обладая большой универсальностью, позволяет резко повысить экономичность изготовления при сохранении необходимого качества контроля.

Claims

Способ контроля радиационной защиты космической ядерной энергетической установки, включающий облучение объекта проникающим излучением и регистрацию провзаимодействовавшего с контролируемым объектом излучения, отличающийся тем, что облучение производят рентгеновским излучением спектром 100 200 кЭВ, регистрацию провзаимодействовавшего излучения осуществляют синхронно двумя коллимированными детекторами, один из которых располагают в прямой видимости источника рентгеновского излучения, а другой перемещают по задней поверхности контролируемой защиты и одновременно с первым осуществляют последовательный набор мощности дозы рентгеновского излучения, а затем сравнивают полученные из измерений мощности дозы рентгеновского излучения толщины защиты с предварительно рассчитанной по допустимым на защищаемом объекте космического аппарата потокам нейтронов номограммой толщин радиационной защиты и определяют ресурс защиты по формуле
TH(f)_тр/H(f)_эт • (K_ср/K_эт)^-s/j}T_ном,
где T_ном номинальный ресурс защиты;
s эффективное сечение ослабления плотности потока нейтронов;
j эффективное сечение ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_ср средняя кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения;
K_эт кратность ослабления мощности дозы рентгеновского излучения, обусловленного допустимым уровнем излучения на защищаемом объекте космического аппарата;
H(f)_тр толщина защиты в точке замера мощности дозы рентгеновского измерения;
H(f)_эт толщина защиты, обеспечивающая предельно допустимые значения плотности потока нейтронов.