ASTM E853-01(2008)
E706(IA)轻水堆监测结果的分析和说明标准方法

Standard Practice for Analysis and Interpretation of Light-Water Reactor Surveillance Results, E706(IA)

被代替

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标准号

ASTM E853-01(2008)

发布

2001年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E853-13

当前最新

ASTM E853-18

 

 

适用范围

反应堆容器监视计划的目标是双重的。该计划的第一个要求是监测反应堆容器腰线区域中铁素体材料由于暴露于中子辐照和热环境而导致的断裂韧性特性的变化。第二个要求是利用从监视计划中获得的数据来确定船舶在其整个使用寿命期间可以运行的条件。为了满足 3.1 的第一个要求，要执行的任务很简单。组成监视程序的每个照射舱可以被视为单独的实验。目标是定义并完成一个剂量测定程序，该程序将事后描述材料测试样本所暴露的中子场。由此产生的信息将成为数据库的一部分，该数据库在更严格的意义上适用于取出胶囊的特定工厂，而且在更广泛的意义上适用于整个行业。为了满足3.1的第二个要求，需要执行的任务有些复杂。目的是准确描述压力容器本身在其使用寿命期间将暴露的中子场。中子场的描述必须包括容器壁内的空间梯度。因此，必须高度重视中子输运技术的使用以及计算设计基础的选择。由于给定的监视胶囊测量，特别是在工厂生命早期获得的测量结果，不一定代表反应堆的长期运行，因此将中子输运计算简单归一化为给定胶囊的剂量测定数据可能并不合适 (1-67)。反应堆容器支撑结构监测计划的目标和要求不太严格，目前仅限于通过容器外腔监测并结合使用可用的测试反应堆冶金数据进行物理剂量测量确定可能受到中子引起的性能变化的任何支撑结构钢的状况（1、29、44-58、65-70）。
1.1 本实践涵盖附件 A1 中总结的方法，用于分析和解释从 LWR 压力容器监测计划获得的中子照射数据；并根据分析结果，建立用于评估压力容器及其支撑结构当前和未来状况的形式（1-70）。
1.2 本实践依赖于多个支持性 ASTM 标准实践、指南和方法的应用，并将其联系在一起（参见主矩阵 E 706）（1、5、13、48、49）。为了使该实践至少部分独立，在与 ASTM 和其他文件相关的领域提供了适量的讨论。讨论的支持主题领域包括反应堆物理计算、剂量计选择和分析以及曝光单位。 Note 18212；（最新更新中删除了图1，用户可参考Master Matrix E 706获取最新的标准互连图）。
1.3 这种做法仅限于与为支持轻水堆核电厂的运行、许可和监管而建立的监测计划相关的直接应用。与测试反应器结果的分析、解释和应用相关的程序和数据在实践 E 560、实践 E 1006、指南 E 900 中阐述