ASTM E706-23
Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов

Стандартный №

ASTM E706-23

Дата публикации

2023

Разместил

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Последняя версия

ASTM E706-23

сфера применения

1.1 В настоящем матричном стандарте описан ряд стандартных практик, руководств и методов для прогнозирования нейтронно-индуцированных изменений в корпусе легководного реактора (LWR) под давлением (PV) и стали опорных конструкций на протяжении всего срока службы корпуса под давлением (рис. 1). Ссылочные документы перечислены в Разделе 2. Сводная информация, представленная в Разделах 3 и 4, важна для установления надлежащего понимания и общения между авторами и пользователями этого набора матричных стандартов. Он был извлечен из упомянутых стандартов (раздел 2) и ссылок для использования отдельными авторами и пользователями. Более подробная информация для авторов и пользователей, обоснование и конкретные требования к отдельным практикам, руководствам и методам представлены в разделах 3–5. Общие требования к содержанию и последовательности обсуждаются в разделе 6. 1.2 Эта основная матрица предназначена для справочник и руководство по подготовке, пересмотру и использованию стандартов этой серии. 1.3 Для учета нейтронного радиационного повреждения при установлении предельных значений давления и температуры и проведении анализа разрушения ((112)2 и Руководство E509) необходимо прогнозировать нейтронно-индуцированные изменения в вязкости разрушения стали корпуса реактора, а затем проверять путем экстраполяции данных программы наблюдения. в течение срока службы судна. Неопределенности в методологии прогнозирования могут быть значительными. Методы, переменные и неопределенности, связанные с физическими измерениями фотоэлектрических параметров и изменениями свойств стали опорных конструкций, рассматриваются не в этой основной матрице, а в других местах ((2, 6, 7, 11-26) и Руководство E509). 1.4 Методы, переменные и неопределенности, связанные с (1) нейтронной и гамма-дозиметрией, (2) физикой (нейтронные и гамма-эффекты) и (3) процедурами и данными корреляции металлургических повреждений, рассматриваются в отдельных стандартах, принадлежащих этой основной матрице ( 1, 17). Основными переменными, рассматриваемыми в (1), (2) и (3), являются следующие: 1.4.1 Химический состав и микроструктура стали, 1.4.2 Температура облучения стали, 1.4.3 Конфигурация и размеры электростанции, начиная с активной зоны. от периферии до позиций наблюдения, а также в стенки корпуса и полости, 1.4.4 Распределение мощности активной зоны, 1.4.5 История эксплуатации реактора, 1.4.6 Физические расчеты реактора, 1.4.7 Выбор единиц нейтронного воздействия, 1.4.8 Дозиметрические измерения, 1.4. 9 нейтронных специальных эффектов и 1.4.10 эффектов мощности дозы нейтронов. 1.5 Существует ряд методов и стандартов для обеспечения адекватного контроля разрушения конвейерных линий корпуса реактора при нормальных и аварийных нагрузках ((1, 7, 8, 11, 12, 14, 16, 17, 23-27), ссылка Документы: стандарты ASTM (2.1), нормативные документы по атомной энергии (2.3) и стандарты ASME (2.4)). Поскольку старые корпуса LWR подвергаются более сильному облучению, возможность прогнозирования изменений прочности должна улучшиться. Поскольку в течение срока службы судна все большее количество информации будет доступно из программ наблюдения за испытательным реактором и энергетическим реактором, необходимо использовать процедуры оценки и использования этой информации (1, 2, 4–9, 11, 12, 23–26, 1, 2, 4–9, 11, 12, 23–26, 28). Эта основная матрица определяет текущую (1) область применения, (2) области применения и (3) общую группировку серии стандартов ASTM, как показано на рис. 1. 1.6 Значения, указанные в единицах СИ, следует рассматривать как стандарт. Никакие другие единицы измерения в настоящий стандарт не включены. 1.7 Настоящий стандарт не претендует на решение всех проблем безопасности, если таковые имеются, связанных с его использованием. Пользователь настоящего стандарта несет ответственность за установление соответствующих мер безопасности, охраны труда и окружающей среды, а также определение применимости нормативных ограничений перед использованием. 1.8 Настоящий международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, изданном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ). 1 Эта основная матрица находится в ведении Комитета ASTM E10 по ядерным технологиям и их применениям и является прямой ответственностью Подкомитета E10.05 по метрологии ядерного излучения. Текущее издание утверждено 1 марта 2023 г. Опубликовано в марте 2023 г. Первоначально утверждено в 1979 г. Последнее предыдущее издание утверждено в 2016 г. под номером E706–16. DOI: 10.1520/E0706-23. 2 Номера, выделенные жирным шрифтом в скобках, относятся к списку ссылок в конце настоящего стандарта. Авторские права © ASTM International, 100 Barr Harbour Drive, PO Box C700, West Conshohocken, PA 19428-2959. США Этот международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, выпущенном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ). 1 2. Справочные документы

ASTM E706-23 Ссылочный документ

• ASTM C859 Стандартная терминология, касающаяся ядерных материалов
• ASTM E1005 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
• ASTM E1006  Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)
• ASTM E1018 Стандартное руководство по применению файла данных оценки поперечного сечения ASTM, матрица E 706 (IIB)
• ASTM E1035 Стандартная практика определения радиационного воздействия на опорные конструкции корпуса ядерных реакторов
• ASTM E1214 Стандартное руководство по использованию датчиков температуры расплавленной проволоки для наблюдения за корпусом реактора, E706(IIIE)
• ASTM E1253 Стандартное руководство по восстановлению облученных образцов размером с Шарпи
• ASTM E170 Стандартная терминология, относящаяся к радиационным измерениям и дозиметрии
• ASTM E185 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов с легководным охлаждением, E706 (IF)
• ASTM E2005  Стандартное руководство по эталонным испытаниям реакторной дозиметрии в стандартных и эталонных нейтронных полях
• ASTM E2006  Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
• ASTM E2215 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
• ASTM E23 Стандартный метод испытаний металлических материалов на удар стержнем с надрезом
• ASTM E2956 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR*， 2023-09-01 Обновление
• ASTM E482 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
• ASTM E509 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением
• ASTM E636 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E706 (IH)
• ASTM E646 Стандартный метод испытаний показателей упрочнения при растяжении (n-значения) металлических листовых материалов*， 2023-10-27 Обновление
• ASTM E693 Стандартная практика для характеристики нейтронного воздействия в железе и низколегированных сталях с точки зрения смещений на атом (DPA), E706 (ID)
• ASTM E844 Стандартное руководство по проектированию комплектов датчиков и облучению для наблюдения за реакторами, E 706 (IIC)
• ASTM E853 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов наблюдения за легководными реакторами, E706 (IA)
• ASTM E854 Стандартный метод испытаний для применения и анализа твердотельных трековых самописцев (SSTR) для наблюдения за реакторами, E706(IIIB)
• ASTM E900 Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)
• ASTM E910 Стандартный метод испытаний для применения и анализа мониторов флюенса накопления гелия для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IIIC)
• ASTM E944  Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)

ASTM E706-23 История

• 2023 ASTM E706-23 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
• 2016 ASTM E706-16 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
• 2002 ASTM E706-02 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
• 2001 ASTM E706-01 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
• 1987 ASTM E706-87(1994) Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)