核动力装置无线传感器抗辐照屏蔽设计和验证

邓志光，吴 茜，吕 鑫，朱毖微，王雪梅，徐思捷，董晨龙，向美琼

(核反应堆系统设计技术重点试验室，四川 成都 610213)

0 引言

当前，核设施中无线传感器及网络的使用越来越多。国外学者对核装置中辐射对无线传感器及网络的影响进行了一定的研究[1]。还有学者提出基于无线传感器网络(wireless sensors network，WSN)的实时监控核反应堆方案，对WSN在核环境下的可靠性和兼容性进行了试验评估[2-3]。AECL Chalk River Labs进行了网络的电磁干扰、无线信号传输以及核辐射硬度测试[4]。经美国能源部资助，Comanche Peak核电站将无线技术应用于设备状态监测。Comanche Peak核电站的应用经验表明，只要配置、安装合适，数据安全性和电磁兼容性都不存在问题。在该项目的第二阶段，无线技术将被应用于辅助给水泵、上充泵、设备冷却水泵等更为关键的设备，以实现设备状态监测[5-6]。橡树岭国家试验室的高通量同位素堆(high-flux isotope reactor,HFIR)研究堆也进行了类似的应用尝试[7]。在核动力装置中使用无线传感器网络，必须要考虑抗辐射问题。

国外对微电子电路的抗辐照屏蔽封装展开了较为深入的研究[8-9]。我国航空领域也对辐射屏蔽有效性开展了许多尝试和研究[10-11]，但对于微电子电路元器件的辐射屏蔽封装的研究仍处于初步研究阶段。前期的抗辐照研究经历了从研究辐照效应为主向辐照损伤机制研究转移的过程，当前则是以抗辐射加固技术为主。抗辐照屏蔽是抵御辐照损伤的一种有效技术手段，通过在传感器上添加屏蔽体，使其受到的射线强度减少，进而降低传感器材料受到辐照产生的累积吸收剂量[12-13]。文献[14]采用蒙特卡罗N粒子(Monte Carlo N particle,MCNP)运输软件，对工作于反应堆中的压电加速度传感器的屏蔽抗辐照加固进行了研究。针对反应堆运行时释放的裂变中子谱和γ谱，该研究通过考虑运行温度、抗辐照性能、屏蔽效果等诸多因素，提出了铅-聚乙烯-铅多层组合和铁+钨+碳化硼复合材料等两种屏蔽方式，并经验证给出了2种屏蔽方式各自的使用工况场景。文献[15]则以含铅增韧双马来酰亚胺为基体，以高Z、低Z金属粉末为填料，制备了抗辐射复合材料；采用蒙特卡罗方法，对复合材料的电子辐照屏蔽有效性进行了模拟计算，并与金属钨、铝进行了比较，验证了所制抗辐射屏蔽材料的有效性。文献[16]采用“铅板+钢板”的形式，对某公司配备的1台卧位式工业电子辐照加速器进行屏蔽，并现场试验验证了这种防护方式的有效性和经济性。

本文针对核动力装置的极端环境特征，以γ射线为主要辐射源。首先，通过屏蔽材料性能研究分析，确定了合适的屏蔽材料及屏蔽材料厚度；然后，通过屏蔽结构设计及布局研究，对核动力装置中使用的无线传感器节点和无线网关进行了抗辐射外壳加固；最后，通过辐照试验，验证了所采取的辐射防护的有效性。

1 无线传感器及网关抗辐射设计

1.1 材料屏蔽性能研究

γ射线穿过材料时，与材料原子发生的任何一种能量沉积过程都将使γ射线发生衰减。对于经过准直的单能γ射线束，射线束强度衰减与材料厚度呈指数关系，可由式(1)表示：

I(x)=I0e-σhv·N·x

(1)

式中:I0为γ射线束的初始强度(单位时间内通过单位截面积的光子数)；σhv为射线的总反应截面；N为物质原子密度；x为材料厚度。

由式(1)可以看出，σhv、N与材料及射线能量相关。因此，式(1)又可表示为：

I(x)=I0e-μ·x

(2)

式中：μ为线性衰减系数，cm-1。

当考虑材料密度时，用质量衰减系数μm表示材料对射线的吸收能力，可表示为：

(3)

式中：ρ为物质密度；NA为阿伏伽德罗常数；A为材料元素原子量。

而核事故应急环境中的γ射线辐射场并非窄束射线，材料对γ射线的吸收能力用窄束模型计算并不准确。此时，研究必须考虑光子能量、材料、辐射场等因素。这些因素对γ射线吸收能力的修正用积累因子表示。因此，材料对γ射线的吸收可由式(4)表示：

I(x)=B(x,hv)·I0·e-μ·x

(4)

在屏蔽体结构设计中，对屏蔽材料及厚度的选择应当结合式(4)进行分析。由于采用理论计算的方法对所设计结构屏蔽效果进行估算较为复杂，不能准确地分析各种几何结构对粒子输运的影响。因此，本文采用MCNP帮助设计。

通常而言，屏蔽材料对γ射线的吸收能力越强，说明材料的屏蔽性能越好。而材料对γ射线的吸收能力取决于射线与材料原子反应概率。这一反应概率可以用材料原子的反应截面表示，其大小与γ射线能量及材料原子序数有关。材料的屏蔽能力通常用质量衰减系数μm表示。根据式(4)所述，质量衰减系数与反应截面成正比，而正比系数为阿伏伽德罗常数。由此可以认为，对于同样能量的γ射线，μm值越大，则屏蔽能力越强。常用作γ射线屏蔽的材料主要有水、土壤、岩石、铁矿石、混凝土、金、铅、钨、铜、铁、铝、铀、铅硼聚乙烯、含硼聚丙烯等。根据需要并考虑经济性和材料的机械性能，本文所设计屏蔽体主要采用非贵重金属材料作为屏蔽层的主要屏蔽材料。常用γ射线屏蔽材料性质[16-17]如表1所示。

表1 常用γ射线屏蔽材料性质

以铅、铜、铝、铁和钨为代表的金属屏蔽材料的总反应截面面积及质量衰减系数[17]分别如图1和图2所示。由图1、图2可以看出，在1.5 MeV以下时，钨和铅的屏蔽效果优于铜、铝、铁，特别是对低能射线的吸收更为优异。

图1 金属屏蔽材料的总反应截面图

图2 金属屏蔽材料质量衰减系数图

为了便于携带或放置，无线传感器及网关的屏蔽体设计还需考虑体积因素。对于质量衰减系数相近的材料，在相同厚度的屏蔽层，密度越大则屏蔽效果越好。根据式(4)，可以计算出这些金属材料的线性衰减系数，如图3所示。

图3 各类金属材料线性衰减系数

由图3可知，相同材料厚度，钨对γ射线(特别是低能γ射线)的吸收能力最强，铅次之。从图3中钨和铅的线性衰减系数曲线可以看出：对能量在0.1～1.5 MeV范围内的γ射线，相比于铅，以钨为材料的屏蔽体的体积优势随着能量的增大而逐渐增大；当能量大于1.5 MeV后，体积优势随能量的增大变化不明显。因此，采用钨作为屏蔽材料，有利于缩小屏蔽体体积。

本文选用钨作为主要屏蔽材料，不用考虑金属的毒性和韧性。采用粉末冶金工艺制造的纯钨板，钨含量≥99.9%。以137Cs为γ射线测试源，基于MCNP程序，研究模拟了钨板厚度与透射率的关系曲线如图4所示。图4中的试验值来自中国原子能科学研究院的试验结果。

图4 钨板厚度与透射率关系曲线图

由图4可以看出，钨板实际测量屏蔽能力强于理论值。这可能是由于理论计算采用的是理想窄束源，而实际环境中的放射源多为宽束源。本文系统的累积辐照耐受总剂量以500 Gy为目标(核动力装置屏蔽体中辐照较弱区域的仪表应用指标)，基于前期无屏蔽防护的智能变送器抗辐照摸底等试验，要求屏蔽层的衰减比例至少大于70%。当屏蔽体厚度为9 mm时，能够满足衰减比率大于70%的需要。然而在实际工程设计中，需要预留一定的冗余量，以便应对更高能量光子入射以及更大注量的复合辐射场。因此，屏蔽层采用10 mm厚、粉末冶金工艺制造、纯度大于99.9%的钨板为主要屏蔽材料。

1.2 屏蔽结构设计与布局

屏蔽体尺寸的设计原则是在保证较好屏蔽性能的基础上尽可能小，所需确定的尺寸包括屏蔽层挡板厚度、长度与宽度，以及开孔直径。屏蔽层覆盖区域的面积尺寸是在原有无线传感器及网关印刷电路板(printed circuit board,PCB)电路板基础上宽度增加2Δd2，长度增加2Δd1。本文网关单元与节点单元结构协同设计，使其外观及结构形式保持一致，且内部零件尽量采用通用化设计准则，以减少零部件种类。网关单元和节点单元外形尺寸分别为280 mm×180 mm×60 mm及230 mm×150 mm×60 mm(长×宽×高)，外形尺寸不含天线及接口突出部分。

网关单元和节点单元外形如图5所示。图5中，未标注尺寸公差按GB/T 1804—2000中C级要求执行。

图5 网关单元和节点单元外形示意图

网关单元和节点单元的3D结构爆炸布局如图6所示。

图6 3D结构爆炸布局示意图

网关与节点对外连接器及天线布置于后端，而前端为设备状态指示灯。屏蔽结构采用双层式结构形式，外壳体采用铝合金6063-T6整体铣加工成型，壁厚2 mm并设置加强筋，在轻量化设计的同时提高了结构强度，可避免拼装缝隙造成的电磁泄漏及温热环境下的水气进入。机壳内表面及搭接处进行黄色导电氧化处理。内层为钨板屏蔽结构。硬件模块位于由6个面的钨板(4侧屏蔽+上屏蔽+底屏蔽)包络的腔体内，其主要由底板、远距离传输(long range radio，LoRa)模块、核心板(CPU)及散热片、Wi-Fi模块及散热片等关键部件组成。壳体外部还包括LoRa和Wi-Fi天线。

外壳体由底屏蔽盒(底盖板)、中壳、上盖板组成。底屏蔽盒为独立的空腔，可方便替换不同厚度(1～10 mm)的钨板。中壳体在硬件模块四周设计了导槽，在各侧面设计了调整块。当钨板厚度小于10 mm时，通过调整块的腰形孔调节固定位置。上钨板通过4个螺钉孔固定在4个导槽上，并与各侧面的钨板搭接。10 mm钨板屏蔽结构如图7所示。

图7 10 mm钨板屏蔽结构示意图

通过调整块、导槽及底屏蔽盒，可满足不同厚度(1～10 mm)钨板的快速安装。

通过试验，测定辐射环境下传感器网络性能参数，最终确定采用屏蔽结构的厚度。在保证系统正常运行的情况下，设计应选用最小的屏蔽体厚度。

2 辐照试验验证

测试环境选择为普通室内环境，无线传感节点与无线网关按照距离源不同距离依次摆放。系统上电后打开上位机软件，设置无线传感节点及无线网关的状态，并保持无线传感节点与无线网关建立无线通信链路。由无线传感节点自发产生数据并发送至无线网关，上传至上位机并通过软件对功能、性能进行检验，保持通信，记录通信状态以及故障发生时间。

未加装壳体和屏蔽层的试验现场布置如图8所示。

图8 未加装壳体和屏蔽层试验现场布置情况

节点和网关模块安装在试验板上。试验板垂直吊在支架导轨上。

辐照加固前试验样件γ射线累积剂量如表2所示。由表2可以看出，节点损坏时辐射总剂量约为200 Gy，但各样品总耐受剂量略有差别。这可能是由于主板中元器件批次不同，造成耐辐射性能具有不确定性的缘故。结合试验数据可知，差异程度与模块或器件的构成复杂程度有关。当未采用加固工艺时，结构越复杂、越精密的器件，耐辐射性能越差。

表2 辐照加固前试验样件γ射线累积剂量表

用于无线通信的LoRa模块没有配置复杂芯片，辐照后仍然正常工作。这可以从一个侧面说明上述问题。

对于节点，损坏后则失去工作能力。节点核心板(高集成度芯片比较集中)受到辐照后芯片损坏，同时辐照造成电源正、负极短路，使整个系统无法工作。

在辐照试验中，网关一直处于工作状态。在事后经过分析，发现网关也受到了影响，如路由模块性能下降、核心板的NAND也出现更多的坏区、千兆网PHY芯片已经损坏。

综上可知，经过试验发现在没有外壳和屏蔽结构的情况下，电路板能耐受的累积剂量约为200 Gy左右。

加装外壳和屏蔽层后，再次进行试验。加装外壳和屏蔽层的试验现场布置如图9所示。

图9 加装外壳和屏蔽层试验现场布置示意图

节点和网关模块安装在试验板上，试验板垂直吊在支架导轨上。

辐照加固后试验样件γ射线累积剂量如表3所示。

表3 辐照加固后试验样件γ射线累积剂量表

由表3可知，在累积计量500 Gy时，系统运行正常。在第57 min时，节点损坏。此时，辐射总剂量约为660 Gy。对于节点，损坏后则失去工作能力，千兆网络的PHY芯片不能正常工作。网关出现故障后，经分析发现是由于网关内部的AC/DC模块故障，经过一段时间以后，网关偶尔能工作。

同时，本文还将有无屏蔽下的理论模拟值与实际试验值进行了对比，如表4所示。

表4 有无屏蔽下的理论模拟值与实际试验值对比

综上可知，在加装外壳和10 mm钨屏蔽层后，本文所设计的无线传感器节点和网关能在累计计量为500 Gy的环境中正常工作，理论模拟值和实际试验值较为接近，可为后续屏蔽设计奠定基础。

3 结论

本文针对无线传感器及网络在核动力装置辐照环境中的应用制约，通过研究分析选择抗辐射屏蔽加固的方式加以解决。针对核动力装置主要辐射源——γ射线，首先由材料屏蔽性能研究确定了合适的屏蔽材料及厚度。其中，无线传感器及网关的外壳屏蔽层材料为金属钨，而钨板的厚度设计为10 mm。通过有无屏蔽层的对比试验表明：在没有钨屏蔽层的情况下，无线传感器及网络耐辐照能力基本低于200 Gy；在加固10 mm钨屏蔽层时，耐辐照能力达到了大于500 Gy。本文研究为后续无线传感器及网络在核动力装置辐照环境下的应用奠定了基础。