Экспериментальная отработка космических летательных аппаратов - Афанасьев В.А.
ISBN 5-7035-0318-3
Скачать (прямая ссылка):
(ДЛЯ ОРБИТ Н - 100 + 500 КМ)
Радиационный пояс Тип излучения Энергия частиц, МэВ Годовая экспозиционная доза излучения
Поверхностный слой Слой в 1 г/см2
рад/год Дж/(кг год) рад/год Дж/(кг год)
Внутренний Протоны 0,001 - 700 « 1010 10 8 105 103
Электроны < 0,02 - 1 - 1012 1010 0 0
Тормозное излучение < 0,02 - 1 * 105 10 3 105 - 106 ю3 - ю4
Внешний Электроны 0,02 - 5 10й - ю13 ю9 - ю" 103 10
Тормозное излучение 0,02 - 5 105 - ю7 ю3 - ю5 104 - 106 ю2 - ю4
Таблица 2ЛЗ
ХАРАКТЕРИСТИКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАДИОЭЛЕКТРОННОЙ АППАРАТУРЫ КЛА И КОМПЛЕКТУЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ
Характер радиационной обстановки Тип излуче-. ния Обозначения Энергия (спектр), МэВ Поток частиц, с'1 Плотность потока частиц, с"' си'2 Экспозиционная доза Мощность экспозиционной дозы
Р 2,58 Кл/кг Р/с 2,58 А/кг
Импульсное облучение Нейтроны у-кванты п У 0—14 0,1 — 10 10"-ю15 1017-1021 Ю-1— 10* Ю'5 — Ю2 ю2 — ю12 108
Излучение ядерных энергетических установок Нейтроны у- кванты п У 0—14 0,1 — 10 10й-ю15 103-10е ю7 10* 10"6 — 10 1010-
Излучение естественных и искусственных радиационных поясов Земли Протоны Электроны Р е 0,001 — 700 0,02 — 5 — До 106 До 10» к/ і/ 1<У 105-10е" 0,01 — 0,1х 1 — 10х » Ю"4 — -10"3 -нг2--ю-1
Примечание. Экспозиционная доза и мощность экспозиционной дозы даны в Дж/кг (рад) и Вт/кг (рад/с) по поглощению в №1 за слоем защиты 1 г/см2.
возможных годовых экспозиционных дозах ионизирующих излучений (по поглощению в Ыа1) внутреннего и внешнего радиационных поясов Земли. Из таблицы видно, что электроны естественных радиационных поясов Земли будут вносить незначительный вклад в общую экспозе* ционную дозу за слоем защиты 1 г/см2.
Искусственный радиационный пояс в основном состоит из электро» нов, источником которых является (3-распад осколков деления ядер, црщ этом каждый осколок деления в течение нескольких секунд испускает примерно один электрон, а в течение нескольких сотен секунд — три электрона
Таким образом, радиационная обстановка на борту околоземных кос» мических объектов будет определяться в основном протонами внутреннего радиационного пояса и электронами искусственного радиационного пояса Земли, характеристики которых приведены в сводной табл. 2.13.
2.5.2. \
Источники радиации, применяемые при экспериментальных исследованиях
Для исследования радиационной стойкости радиоэлектронной аппаратуры в качестве источников нейтронного, электронного, протонного и у -излучений широкое применение получили различные исследовательские ядерные реакторы импульсного и непрерывного действия, импульсные генераторы нейтронов, импульсные реакторы, импульсные рентгеновские установки, ускорители электронов и у -установки непрерывного действия.
Источники нейтронов. Нейтроны образуются только в результате ядерных реакций. Первыми источниками нейтронов являлись радиево-бериллиевые источники, в которых образование нейтронов происходило в результате ядерной реакции взаимодействия ядер бериллия с а -час-
тицами радия с образованием ядер углерода и нейтронов Ве (й, п ) С .
В качестве источников нейтронов можно использовать также ядерные реакции, происходящие при бомбардировке некоторых материалов (дейтерий, бериллий, литий) заряженными частицами (дейтронами, а - частицами и др.) на ускорителях заряженных частиц, например Н2(й,л )Не3У7(а?,л )Ве8 и т.д. Однако эти источники нейтронов моноэнергетичны и имеют относительно малый выход нейтронов на полный телесный угол: от 107 — 108 с'1 для радиево-бериллиевых источников до 1012 — 1013 с'1 при использовании ускорителя.
Наиболее мощными источниками нейтронов являются исследовательские ядерные реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах.
236
По принципу работы все реакторы делятся на импульсные (развивающие большую мощность при очень коротком времени функционирования, порядка 10~5 — 10~2 с) и статические (длительного действия).
Для испытаний и исследований материалов и изделий электрон-н0й техники на воздействие импульсной радиации ядерного взрыва и непрерывное воздействие радиации ядерных энергетических установок широко используются исследовательские ядерные реакторы как импульсного, так и статического действия. В последние годы для проведения испытаний и исследования материалов и изделий электронной техники на импульсное воздействие радиации кроме импульсных реакторов широко применяются импульсные сильноточные электронные ускорители — генераторы коротких импульсов жесткого рентгеновского излучения высокой интенсивности.
В табл. 2.14 и 2.15 приведены основные характеристики исследовательских импульсных и статических реакторов США и Англии.
Типовым статическим реактором для исследовательских целей является водо-водяной реактор бассейного типа на тепловых нейтронах с мощностью 1 — 10 МВт и максимальной плотностью потока тепловых нейтронов 1013 — 1014 с"1- см~2. Замедлителем и теплоносителем в таком реакторе является вода, топливом — обогащенный уран-235. Такие исследовательские реакторы отличаются от других реакторов на тепловых нейтронах сравнительно большим отношением потока быстрых к потоку тепловых нейтронов. Характерный спектр быстрых нейтронов для исследовательского водо-водяного реактора приведен на рис. 2.116.
