способ испытания противорадиационной защиты объекта

Формула изобретения

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 (К_р) и излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов (К_и) от толщины железа в стенке модельного образца, устанавливают зависимость коэффициента переноса результатов испытаний (К_р) с реакторного поля излучений на поле с комбинированным энергетическим спектром нейтронов от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения, используя значения =К_и/К_р при разных толщинах железа в модельном образце, затем определяют кратность ослабления (К _Иi) суммарной поглощенной дозы i - объекте от излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению К_Иi= _i·К_рi, где K_pi - кратность ослабления суммарной поглощенной дозы в объекте, полученная в результате испытания объекта в поле излучений исследовательского реактора, _i - коэффициент переноса результатов испытаний с реакторного поля излучений на поле с комбинированным энергетическим спектром нейтронов, определяемый по зависимости (К_р).

Описание изобретения к патенту

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 (К _р) в местах размещения экипажа. Значения К_р определяются по отношению суммарной дозы (тканевой кермы) нейтронов (D_n) и гамма-излучения (первичного и вторичного) (D ) на открытой местности (индекс 1) в месте расположения объекта к суммарной дозе тех же компонентов излучения внутри объекта (индекс 2), т.е.

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

K_n и К - 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 (К_р) и излучений источника с комбинированным энергетическим спектром нейтронов (К_и) от толщины железа в стенке модельного образца. После чего устанавливают зависимость коэффициента переноса результатов испытаний (K_p) с реакторного поля излучений на поле с комбинированным спектром нейтронов от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы реакторного излучения, используя значения =К_и/К_р при разных толщинах железа в модельном образце. Затем определяют кратности ослабления (К _иi) суммарной поглощенной дозы в i-объекте от излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению K_иi= _iK_pi, где К_рi - кратность ослабления суммарной поглощенной дозы в объекте, полученная в результате испытания объекта в поле излучений исследовательского реактора, _i - коэффициент переноса результатов испытаний с реакторного поля излучений на поле с комбинированным спектром нейтронов, определяемый по зависимости (К_р).

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 (К_и) и исследовательского реактора (К_р) от толщины (s) железа в стенке модельного образца.

Фиг.5. Зависимость коэффициента от кратности ослабления суммарной поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения К_р 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 K_p(s), К_и(s), приведенные на фиг.4, исследовались для двух разных энергетических спектров нейтронов (реакторного и комбинированного). Затем определялась зависимость (s)=К_и(s)/К_р(s). Поскольку каждому значению s модельного образца соответствуют определенные значения К_р, то для удобства реализации предлагаемого способа зависимость (s) представлена в виде (К_р), которая позволяет переносить результаты испытаний противорадиационной защиты объекта с реакторного поля излучения на поле с комбинированным спектральным составом нейтронов.

Для проверки расчетного метода зависимость К _р(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 К _р, 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 К_р(s), К_и(s) и (К_р).

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 (К_ni), дозы гамма-излучения (К _i) и суммарной поглощенной дозы (К_pi).

5. Определяется значение _i по зависимости (К_р), приведенной на фиг.5.

6. Определяется кратность ослабления суммарной поглощенной дозы К_иi при воздействии излучений с комбинированным энергетическим спектром нейтронов по соотношению К_иi= _iК_pi.

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.