核動力裝置無線傳感器抗輻照屏蔽設計和驗證

鄧志光，吳 茜，呂 鑫，朱毖微，王雪梅，徐思捷，董晨龍，向美瓊

(核反應堆系統設計技術重點試驗室，四川 成都 610213)

0 引言

當前，核設施中無線傳感器及網絡的使用越來越多。國外學者對核裝置中輻射對無線傳感器及網絡的影響進行了一定的研究[1]。還有學者提出基于無線傳感器網絡(wireless sensors network，WSN)的實時監控核反應堆方案，對WSN在核環境下的可靠性和兼容性進行了試驗評估[2-3]。AECL Chalk River Labs進行了網絡的電磁干擾、無線信號傳輸以及核輻射硬度測試[4]。經美國能源部資助，Comanche Peak核電站將無線技術應用于設備狀態監測。Comanche Peak核電站的應用經驗表明，只要配置、安裝合適，數據安全性和電磁兼容性都不存在問題。在該項目的第二階段，無線技術將被應用于輔助給水泵、上充泵、設備冷卻水泵等更為關鍵的設備，以實現設備狀態監測[5-6]。橡樹嶺國家試驗室的高通量同位素堆(high-flux isotope reactor,HFIR)研究堆也進行了類似的應用嘗試[7]。在核動力裝置中使用無線傳感器網絡，必須要考慮抗輻射問題。

國外對微電子電路的抗輻照屏蔽封裝展開了較為深入的研究[8-9]。我國航空領域也對輻射屏蔽有效性開展了許多嘗試和研究[10-11]，但對于微電子電路元器件的輻射屏蔽封裝的研究仍處于初步研究階段。前期的抗輻照研究經歷了從研究輻照效應為主向輻照損傷機制研究轉移的過程，當前則是以抗輻射加固技術為主。抗輻照屏蔽是抵御輻照損傷的一種有效技術手段，通過在傳感器上添加屏蔽體，使其受到的射線強度減少，進而降低傳感器材料受到輻照產生的累積吸收劑量[12-13]。文獻[14]采用蒙特卡羅N粒子(Monte Carlo N particle,MCNP)運輸軟件，對工作于反應堆中的壓電加速度傳感器的屏蔽抗輻照加固進行了研究。針對反應堆運行時釋放的裂變中子譜和γ譜，該研究通過考慮運行溫度、抗輻照性能、屏蔽效果等諸多因素，提出了鉛-聚乙烯-鉛多層組合和鐵+鎢+碳化硼復合材料等兩種屏蔽方式，并經驗證給出了2種屏蔽方式各自的使用工況場景。文獻[15]則以含鉛增韌雙馬來酰亞胺為基體，以高Z、低Z金屬粉末為填料，制備了抗輻射復合材料；采用蒙特卡羅方法，對復合材料的電子輻照屏蔽有效性進行了模擬計算，并與金屬鎢、鋁進行了比較，驗證了所制抗輻射屏蔽材料的有效性。文獻[16]采用“鉛板+鋼板”的形式，對某公司配備的1臺臥位式工業電子輻照加速器進行屏蔽，并現場試驗驗證了這種防護方式的有效性和經濟性。

本文針對核動力裝置的極端環境特征，以γ射線為主要輻射源。首先，通過屏蔽材料性能研究分析，確定了合適的屏蔽材料及屏蔽材料厚度；然后，通過屏蔽結構設計及布局研究，對核動力裝置中使用的無線傳感器節點和無線網關進行了抗輻射外殼加固；最后，通過輻照試驗，驗證了所采取的輻射防護的有效性。

1 無線傳感器及網關抗輻射設計

1.1 材料屏蔽性能研究

γ射線穿過材料時，與材料原子發生的任何一種能量沉積過程都將使γ射線發生衰減。對于經過準直的單能γ射線束，射線束強度衰減與材料厚度呈指數關系，可由式(1)表示：

I(x)=I0e-σhv·N·x

(1)

式中:I0為γ射線束的初始強度(單位時間內通過單位截面積的光子數)；σhv為射線的總反應截面；N為物質原子密度；x為材料厚度。

由式(1)可以看出，σhv、N與材料及射線能量相關。因此，式(1)又可表示為：

I(x)=I0e-μ·x

(2)

式中：μ為線性衰減系數，cm-1。

當考慮材料密度時，用質量衰減系數μm表示材料對射線的吸收能力，可表示為：

(3)

式中：ρ為物質密度；NA為阿伏伽德羅常數；A為材料元素原子量。

而核事故應急環境中的γ射線輻射場并非窄束射線，材料對γ射線的吸收能力用窄束模型計算并不準確。此時，研究必須考慮光子能量、材料、輻射場等因素。這些因素對γ射線吸收能力的修正用積累因子表示。因此，材料對γ射線的吸收可由式(4)表示：

I(x)=B(x,hv)·I0·e-μ·x

(4)

在屏蔽體結構設計中，對屏蔽材料及厚度的選擇應當結合式(4)進行分析。由于采用理論計算的方法對所設計結構屏蔽效果進行估算較為復雜，不能準確地分析各種幾何結構對粒子輸運的影響。因此，本文采用MCNP幫助設計。

通常而言，屏蔽材料對γ射線的吸收能力越強，說明材料的屏蔽性能越好。而材料對γ射線的吸收能力取決于射線與材料原子反應概率。這一反應概率可以用材料原子的反應截面表示，其大小與γ射線能量及材料原子序數有關。材料的屏蔽能力通常用質量衰減系數μm表示。根據式(4)所述，質量衰減系數與反應截面成正比，而正比系數為阿伏伽德羅常數。由此可以認為，對于同樣能量的γ射線，μm值越大，則屏蔽能力越強。常用作γ射線屏蔽的材料主要有水、土壤、巖石、鐵礦石、混凝土、金、鉛、鎢、銅、鐵、鋁、鈾、鉛硼聚乙烯、含硼聚丙烯等。根據需要并考慮經濟性和材料的機械性能，本文所設計屏蔽體主要采用非貴重金屬材料作為屏蔽層的主要屏蔽材料。常用γ射線屏蔽材料性質[16-17]如表1所示。

表1 常用γ射線屏蔽材料性質

以鉛、銅、鋁、鐵和鎢為代表的金屬屏蔽材料的總反應截面面積及質量衰減系數[17]分別如圖1和圖2所示。由圖1、圖2可以看出，在1.5 MeV以下時，鎢和鉛的屏蔽效果優于銅、鋁、鐵，特別是對低能射線的吸收更為優異。

圖1 金屬屏蔽材料的總反應截面圖

圖2 金屬屏蔽材料質量衰減系數圖

為了便于攜帶或放置，無線傳感器及網關的屏蔽體設計還需考慮體積因素。對于質量衰減系數相近的材料，在相同厚度的屏蔽層，密度越大則屏蔽效果越好。根據式(4)，可以計算出這些金屬材料的線性衰減系數，如圖3所示。

圖3 各類金屬材料線性衰減系數

由圖3可知，相同材料厚度，鎢對γ射線(特別是低能γ射線)的吸收能力最強，鉛次之。從圖3中鎢和鉛的線性衰減系數曲線可以看出：對能量在0.1～1.5 MeV范圍內的γ射線，相比于鉛，以鎢為材料的屏蔽體的體積優勢隨著能量的增大而逐漸增大；當能量大于1.5 MeV后，體積優勢隨能量的增大變化不明顯。因此，采用鎢作為屏蔽材料，有利于縮小屏蔽體體積。

本文選用鎢作為主要屏蔽材料，不用考慮金屬的毒性和韌性。采用粉末冶金工藝制造的純鎢板，鎢含量≥99.9%。以137Cs為γ射線測試源，基于MCNP程序，研究模擬了鎢板厚度與透射率的關系曲線如圖4所示。圖4中的試驗值來自中國原子能科學研究院的試驗結果。

圖4 鎢板厚度與透射率關系曲線圖

由圖4可以看出，鎢板實際測量屏蔽能力強于理論值。這可能是由于理論計算采用的是理想窄束源，而實際環境中的放射源多為寬束源。本文系統的累積輻照耐受總劑量以500 Gy為目標(核動力裝置屏蔽體中輻照較弱區域的儀表應用指標)，基于前期無屏蔽防護的智能變送器抗輻照摸底等試驗，要求屏蔽層的衰減比例至少大于70%。當屏蔽體厚度為9 mm時，能夠滿足衰減比率大于70%的需要。然而在實際工程設計中，需要預留一定的冗余量，以便應對更高能量光子入射以及更大注量的復合輻射場。因此，屏蔽層采用10 mm厚、粉末冶金工藝制造、純度大于99.9%的鎢板為主要屏蔽材料。

1.2 屏蔽結構設計與布局

屏蔽體尺寸的設計原則是在保證較好屏蔽性能的基礎上盡可能小，所需確定的尺寸包括屏蔽層擋板厚度、長度與寬度，以及開孔直徑。屏蔽層覆蓋區域的面積尺寸是在原有無線傳感器及網關印刷電路板(printed circuit board,PCB)電路板基礎上寬度增加2Δd2，長度增加2Δd1。本文網關單元與節點單元結構協同設計，使其外觀及結構形式保持一致，且內部零件盡量采用通用化設計準則，以減少零部件種類。網關單元和節點單元外形尺寸分別為280 mm×180 mm×60 mm及230 mm×150 mm×60 mm(長×寬×高)，外形尺寸不含天線及接口突出部分。

網關單元和節點單元外形如圖5所示。圖5中，未標注尺寸公差按GB/T 1804—2000中C級要求執行。

圖5 網關單元和節點單元外形示意圖

網關單元和節點單元的3D結構爆炸布局如圖6所示。

圖6 3D結構爆炸布局示意圖

網關與節點對外連接器及天線布置于后端，而前端為設備狀態指示燈。屏蔽結構采用雙層式結構形式，外殼體采用鋁合金6063-T6整體銑加工成型，壁厚2 mm并設置加強筋，在輕量化設計的同時提高了結構強度，可避免拼裝縫隙造成的電磁泄漏及溫熱環境下的水氣進入。機殼內表面及搭接處進行黃色導電氧化處理。內層為鎢板屏蔽結構。硬件模塊位于由6個面的鎢板(4側屏蔽+上屏蔽+底屏蔽)包絡的腔體內，其主要由底板、遠距離傳輸(long range radio，LoRa)模塊、核心板(CPU)及散熱片、Wi-Fi模塊及散熱片等關鍵部件組成。殼體外部還包括LoRa和Wi-Fi天線。

外殼體由底屏蔽盒(底蓋板)、中殼、上蓋板組成。底屏蔽盒為獨立的空腔，可方便替換不同厚度(1～10 mm)的鎢板。中殼體在硬件模塊四周設計了導槽，在各側面設計了調整塊。當鎢板厚度小于10 mm時，通過調整塊的腰形孔調節固定位置。上鎢板通過4個螺釘孔固定在4個導槽上，并與各側面的鎢板搭接。10 mm鎢板屏蔽結構如圖7所示。

圖7 10 mm鎢板屏蔽結構示意圖

通過調整塊、導槽及底屏蔽盒，可滿足不同厚度(1～10 mm)鎢板的快速安裝。

通過試驗，測定輻射環境下傳感器網絡性能參數，最終確定采用屏蔽結構的厚度。在保證系統正常運行的情況下，設計應選用最小的屏蔽體厚度。

2 輻照試驗驗證

測試環境選擇為普通室內環境，無線傳感節點與無線網關按照距離源不同距離依次擺放。系統上電后打開上位機軟件，設置無線傳感節點及無線網關的狀態，并保持無線傳感節點與無線網關建立無線通信鏈路。由無線傳感節點自發產生數據并發送至無線網關，上傳至上位機并通過軟件對功能、性能進行檢驗，保持通信，記錄通信狀態以及故障發生時間。

未加裝殼體和屏蔽層的試驗現場布置如圖8所示。

圖8 未加裝殼體和屏蔽層試驗現場布置情況

節點和網關模塊安裝在試驗板上。試驗板垂直吊在支架導軌上。

輻照加固前試驗樣件γ射線累積劑量如表2所示。由表2可以看出，節點損壞時輻射總劑量約為200 Gy，但各樣品總耐受劑量略有差別。這可能是由于主板中元器件批次不同，造成耐輻射性能具有不確定性的緣故。結合試驗數據可知，差異程度與模塊或器件的構成復雜程度有關。當未采用加固工藝時，結構越復雜、越精密的器件，耐輻射性能越差。

表2 輻照加固前試驗樣件γ射線累積劑量表

用于無線通信的LoRa模塊沒有配置復雜芯片，輻照后仍然正常工作。這可以從一個側面說明上述問題。

對于節點，損壞后則失去工作能力。節點核心板(高集成度芯片比較集中)受到輻照后芯片損壞，同時輻照造成電源正、負極短路，使整個系統無法工作。

在輻照試驗中，網關一直處于工作狀態。在事后經過分析，發現網關也受到了影響，如路由模塊性能下降、核心板的NAND也出現更多的壞區、千兆網PHY芯片已經損壞。

綜上可知，經過試驗發現在沒有外殼和屏蔽結構的情況下，電路板能耐受的累積劑量約為200 Gy左右。

加裝外殼和屏蔽層后，再次進行試驗。加裝外殼和屏蔽層的試驗現場布置如圖9所示。

圖9 加裝外殼和屏蔽層試驗現場布置示意圖

節點和網關模塊安裝在試驗板上，試驗板垂直吊在支架導軌上。

輻照加固后試驗樣件γ射線累積劑量如表3所示。

表3 輻照加固后試驗樣件γ射線累積劑量表

由表3可知，在累積計量500 Gy時，系統運行正常。在第57 min時，節點損壞。此時，輻射總劑量約為660 Gy。對于節點，損壞后則失去工作能力，千兆網絡的PHY芯片不能正常工作。網關出現故障后，經分析發現是由于網關內部的AC/DC模塊故障，經過一段時間以后，網關偶爾能工作。

同時，本文還將有無屏蔽下的理論模擬值與實際試驗值進行了對比，如表4所示。

表4 有無屏蔽下的理論模擬值與實際試驗值對比

綜上可知，在加裝外殼和10 mm鎢屏蔽層后，本文所設計的無線傳感器節點和網關能在累計計量為500 Gy的環境中正常工作，理論模擬值和實際試驗值較為接近，可為后續屏蔽設計奠定基礎。

3 結論

本文針對無線傳感器及網絡在核動力裝置輻照環境中的應用制約，通過研究分析選擇抗輻射屏蔽加固的方式加以解決。針對核動力裝置主要輻射源——γ射線，首先由材料屏蔽性能研究確定了合適的屏蔽材料及厚度。其中，無線傳感器及網關的外殼屏蔽層材料為金屬鎢，而鎢板的厚度設計為10 mm。通過有無屏蔽層的對比試驗表明：在沒有鎢屏蔽層的情況下，無線傳感器及網絡耐輻照能力基本低于200 Gy；在加固10 mm鎢屏蔽層時，耐輻照能力達到了大于500 Gy。本文研究為后續無線傳感器及網絡在核動力裝置輻照環境下的應用奠定了基礎。