Справочник по электротехническим материалам. Под ред. Ю.В.Корицкого и др. Том 2 (3-е изд., 1987) (1152096), страница 109
Текст из файла (страница 109)
Тепловые вейтроны имеют энергиьо 0,005— О,б эВ (наиболее вероятная энергия 0,025 эВ), ппдтеплоеые — от О,б до 100 эВ; промежуточные — от 100 до 1 ° 1О' эВ1 бзьетрые — от ! 1О' до !.10' эВ; нейтроны сппгезо (получаемые в основном в результате термоядерных реакций) имеют энергию !4,! МэВ (для дейтернсво-тритиевой реакции). В области проыежуточных, в основном, и быстрых нейтронов различают резонансные нейтроны, характеризующиеся очень большой вероятностью взаимодействия с ядрами некоторых элементов. Вероятность взаимодействия нейтрона с ядром характеризуется сечением взаимодействия. В зависимости от энергии нейтрона сечения взаимодействия меняются, как правило не подчиняясь квкому-либо математнчесному закону. Практически во всем диапазоне рассматриваемых энергий нейтронов в зависимости от У возможны все реакции взаимодействия, ко.
торые следует учитывать, например, при расчете поглощенной веществом эвектроизоляцнанвого материала энергвн, если эти реакции вносят заметвый вклад в ее поглощение. В результате взаимодействия нейтронов с ядрами паявляетсн вторичное излучение в виде у-квантов, протонов отдачи (особенно при упругом рассеянии на ядрах водорода), а-частиц (ядер гелия) и продуктов радиоактивности образующихся изотопов (из которых наиболее существенны, с точки зрения воздействия на орбитальвые электроны, изотопы с небольшим периодом полураспада). Эти вторичные излучения взаимодействуют с электронами атомов (молекул) вещества н вызывают собстаен.
но химические изменения, наблюдаемые в процессе и после облучения полимерных электровзоляцноввых материалов. При испытаниях образцов материалов толщина их не превышает обычно нескольких миллиметров, поэтому для взаимодействии ИИ по всей глубине обрааца обьшно бывает достаточно эиергив электронов до 20 МэВ и протонов до 100 МэВ, Применение заряженных частиц с энергией менее 1О МэВ не вызывает наведеяия радиоактивности и дает возмоваюсть работать с образцами без какого-либо ограничения. Проникающая способность у-квантов и нейтронов (не имеющих зарядов) наибольшая, поэтому часто при испытаниях применяются источники у-кваатов.
Нейтронное и смешанное реакторное у-нейтронное облучение обычно ведет к появлению радиоективностн образцов даже в случае, есле тепловые нейтроны, вызывающие в основ. 315 Поглощение энергии излучения веществом Элен| сонм Пгогозн гл/гй, мэв, и*/кг гл/гй, мэВ-му/нг Гь Ызи е, мэв 0,05 0,10 0,50 1,00 1,20 1,50 3,00 4.00 5,00 6,00 8,00 10,00 20,00 61,2 39,8 !6,5 15,5 14,5 14,3 !4,3 14,4 !4,7 15,1 15,4 16,3 !6,9 20,6 2160,7 1318,3 960,0 771,2 651,1 562,3 448,4 373,6 203,7 122,0 59,8 21,2 18,3 1 2 О 4 5 6 8 !О 20 40 100 600 1000 ном образование ралноактивных ядер, специ- ально «отсекаютсн» путем помещения образцов в кассеты вз металла, хорошо поглопгающего тепловые нейтроны.
27.3. НОГЛОП!ЕНИЕ ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮШЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ ВЕЩЕСТВОМ ЭЛЕКТРОИЗОЛЯЦИОННОГО МАТЕРИАЛА Радиационная стойкость электроизоляцнонных материалов определяется в основном поглощенной веществом энергией ИИ вЂ” поглощенной дозой, вызывающей допустимые необратимые измеиенвя контролируемых свойств. Поглощешгал доза при взаимодействии злгктропог (з диапазоне энергий от 0,05 до 20 МэВ) и протовов (в диапазоне энергий от 1 до !000 МэВ) с веществом электронзоляцнонного материала в наиболее общем случае, когда длина пробега заряженной частицы больше толщины облучаемой мишени, определяет. ся формуламн: дЕ дЕ О= — <рт.1,6 1О-ш, или Р = — /г, ггй г(й (27. 1) тле (1 — поглощенная лоза, Гр; Š— энергия частицы, МэВ; 5 — приведенная толщина, кг/мг (Е=хд; д — плотность, кг/м', х — толщина мишени, м); дЕ/д$ — полные потери энергии, МэВ мг/кг; ф — плотность потока частиц, м 'с-'! ! — плотность тока частиц на мишени, мкА/м; т — время облучения образца, с.
Полные потери энергии г(Е/дй представляют собой сумму ионнзационвых и радиационных потерь. Для протонов радиационпые потери малы и в практических расчетах могут не учитываться. Для электронов рздиационные потери становятся заметными и их следует учитывать прн энергии, превышающей Š—— =800/(3+1,2], МэВ, где 2 — атомный номер вещества; прн этом потери будут равны Е2 (дЕ/г(еь)рац (дЕ/гРь)нов 800 ' Для ориентнровочкых расчетов с погрешностью Ш20 г/г (что обычно бывает достаточным для практики) можно пользоваться значениями полных массовых потерь энергии, получепвыми нз усредненных значений дЕ/г(Ц для разных электроиаоляционпых материалов (табл. 27.2). Так как при прохождении заряженной частицы через слой мишени ее энергия уменьшается, что ведет к изменению дЕЩ, в (27.1) полные массовые потери энергии можно выбирать, исходя нз энергии налетающей частицы, лишь для очень тонких образцов.
На практике, если длина пробега частицы ие превышает толщину образца в 4 — 5 раз, в (27.1) массовые потери энергии следует учитывать по фор- муле г(Е/дьг = — — Ж, (27. 2) и) д~ д! Та блица 27.2. Полные массовые потери энергии для приблизительного расчета по (27.1) где ! — место нахождения частицы по мере ее пробеги в мишени толщиной х.
Расчет по (27.2) обычно производится графическим интегрированием с заданием интервалов 61 и определенкем для каждого ! значения Е и соответствующих ей массовых потерь. Поглощенная доза при гэпшгодсастгии у-квантов с веществом электровзоляционного материала рассчитывается, исходя из экспозиционной дозы Е, выраженной в кулонах на килограмм (экспозипионная доза представляет собой дозу квантового излучения„ определяемую по навигации воздуха в условиях электронного равновесия), по уравнению: и =/ р, (27. 3) где / — поглощенная материалом доза па единицу экспозиционной дозы, Гр кг/Кл; Р— экспозиционная доза, Кл/кг.
С погрешносп ю ш 10 % для всех злектроизоляционных материалов в диапазоне наиболее часто употребляемых для испытаний у-квантов от 0,5 до 10 МэВ может быть принято значение 7, =34,884 Гр кг/Кл. Так, для энергии у-квантов 1 МэВ значения ), для многих электроизоляционных материалов и систем изоляции лежат в пределах от 38,29 для полиэтилена высокой плотности до 33,06 для электрокерамикн ГБ-7 и 32,17 Гр.кг/Кл для фторопласта-3 и фторопласта-4. Для приближенной оценки поглощенной дозы в результате взаимолействня нейтронов с веществом материала можно пользоваться усредненными данными, приведенными з табл. 27.3 для энергий спектра ядерного реантора и в табл. 27.4 †д нейтронов сиктеза термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы.
В табл. 27.3 и 27.4 приведены данные по поглощенной доае на единичный флюенс Пн —— =Гр/смЕ т. е. на один нейтрон, падающий иг 1 смг мишени. При известном флюенсе Ф, см-г, поглощенная лоза для каждой отсчетной энергии составит: Юе = П„Ф. (27.4) ЗГБ Действие иомизирующего излучения Рази. 27 Та блица 27.3. Поглощенная доза иа единичный флюенс нейтронов ядерного реактора, 10-'г Гр/см-г Энергия, аВ т-кванты, ср = г мав, Гр кгукл Группа ЭИЫ клк СН !.юа ! Юг !.го !.го' з гм ! нр !цо 5,65 0,014 0,089 6,37 54,3 60,2 36,357 17ГО з 1,7-10 — а 2,16 5,0 8„95 2,44 32,171 3 10 — а 1,4.
1Π— а 3.! 0 — з 1,4. 1Π— а 6,05 6,7 12,0 1,8 1,4 3,8 15,0 20,0 О,!3 3, 2о6 2,0 ЗЗ, 140 5,0 0,6 О,З 44,0 1,65 1,5 8,9 13,0 0.5 2,2 5,0 33,062 О, 185 1,53 !ЗЗ,О 2,48 4,25 21,8 34,574 23,3 Таблица 27.4. Поглощениан доза на единичный фшоенс нейтровов термоядерного реактора, 10 —" Гр,'см-г Экаргкл, Мав Группа аамгтрокволлмаомвго материала клк сагтамы заалкали ой 14.1 ю Система изоляции на основе стекласлюдннитовой ленты с эпоксидным связующим Электрокерамика Полиэтилен высокой плотности 1,53 8,9 13,0 21,7 93 7,23 !0,6 2,1 !0,8 1,73 35,1 1,45 53,1 7,08 50,1 5 93 Таким образом, для расчета поглощенной электронэоляцнониым материалом или системой изоляции дозы при испытании их в реакторе необходимо знать весь энергетический спектр нейтронов в месте установки образца. 27.4.
ОСНОВНЫЕ МЕТОДЬ1 ИССЛЕДОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ И МЕХЛНИЧЕСКИХ СВОИСТВ ТВЕРДЫХ ЭЛЕКТРОИЗОЛЯНИОННЫХ МЛТЕРИЛЛОВ В зависимости от поставленной задачи (воздействие ИИ на поверхность мишени или по всему аблучаемому объему) прежде Табл н ц а 27.5, Длина нав р Электрон Прогон Г-калка Плот кроль кг/м Е, МаВ Ваогаомкь аламгвг о,а г,о ю,о гсо о,ог г,о 4,35 20,48 4,22 18,!7 2,6 11,41 20 9,1 1,9 7,4 950 !680 2400 2700 3300 ПЭВП ВЭС-2 Фторопласт -4 А! Электрокерамика УФ-46 Сш РЬ 23,81 21,6 17,41 !53,7 П1,3 69,6 37,! 31,2 0,45 0,34 0,22 О,!3 0,11 106,4 71,4 50,0 46,3 37,8 2,39 1,78 1,22 0,63 0,53 144,9 500,0 97,7 297,1 68,4 208,3 60,2 163,0 49,22 133,3 6,6 2,0 119 32,6 93,0 52,4 0„69 2,99 0,64 2,59 8960 11 300 6,70 5,2 0,06 О, 005 0,25 0,22 13,5 9,2 !3„8 5,9 19 36,7 12,6 18,1 13,! Э),4 33,7 50,6 Органические полимеры, не содержащие галогены Фторсодержашие полимеры (без атомов С1 и Н) Хлорсодержащне полимеры Керамика, не содержащая атомов В Керамика, содержащая атомы В Стеклослюдигаитовая система изоляции с эпоксидным связующим всего надо определить проникающую способность ИИ.
Длина пробега для заряженной часпщы определяетси толщиной мишени, в которой частица полностью теряет свою энергию, т. е. поглощается полносгью, для у-кванта— ослаблением пучка в е раз (е — основание натурального логарифма). Пробег нейтронов определяется в основном упругим рассеянием н атомпьгм номером нешества. В табл.
27.5 приведены ориентировочные длины свободного пробега для электронов, протонов, у-нваптов и длины пробега нейтрона до первого соударення, которые могут служить ориентиром для выбора оптимальной толщины образца. свободного пробега,мм Осноэные методы исследования свойств магериалоэ ЗР7 В табл. 27.5 также приведены пробеги в алюминии и меди, которые следует учитывать при исследовании систем изоляцки на макетах с проводником, а также пробеги в свинце для иллюстрацин зависимости пробега от плотности вещества. Пробег нейтрона до первого соударення не характеризует общую длину пробега до полного замедления, так как на тяжельгх ядрах энергия нейтрона теряется в результате многих соударений, в то время как иа легких ядрах происходит заметная потеря энергии при первом саударении, поэтому водородсодержащне вещества являются хорошими замедлнтелями нейтронов и применяются в качестве биологической (загрязненной) защиты.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
