1.1 В настоящем руководстве представлен метод прогнозирования корректировки эталонной температуры перехода для материалов корпуса высокого давления облученных легководных реакторов энергетических реакторов на основе данных Шарпи с V-образным вырезом 41-J (30 фут-фунт-сила). Процедуры расчета радиационного повреждения были разработаны на основе статистического анализа базы данных об облученных материалах, которая была доступна по состоянию на июнь 1982 года, и проверены на легкодоступных данных до августа 1983 года. В процедуре химический фактор представлен в табличной форме как функция содержания меди и никеля умножается на коэффициент флюенса, считанный по графику или рассчитанный по формуле. Разница между этим руководством и предыдущим изданием заключается в добавлении содержания никеля в химический фактор. Настоящее руководство применимо для следующих конкретных материалов, диапазона температур облучения, флюенса нейтронов и скорости флюенса: 1.1.1 Материалы 1.1.1.1 A 533 Тип B Класс 1 и 2, A302 Марка B, A302 Марка B (модифицированный), А508 Класс 2 и 3.1.1.1.2 Сварка под флюсом, защитная дуговая сварка и электрошлаковая сварка для материалов по 1.1.1.1.1.1.1.3 Сварка зон термического влияния материалов по 1.1.1.1 и 1.1.1.2.1.1.2 Содержание меди в диапазоне от 0,01 до 0,40 мас.%.1.1.3 Содержание никеля в диапазоне от 0 до 1,2 мас.%.1.1.4 Температура воздействия облучения в диапазоне от 530 до 590176;Ф (277 до 310176;С). 1.1.5 Флюенс нейтронов в диапазоне от 1 х 10 17 до 1 х 1020 н/см2 (E > 1 МэВ). 1.1.6 Скорость флюенса и энергетические спектры нейтронов в диапазоне, ожидаемом в области пояса активной зоны корпуса реактора светло- водоохлаждаемые реакторы.1.2 Основой метода корректировки контрольной температуры является отчет, описывающий основу для Нормативного руководства 1.99. Отчет основан на данных наблюдения за корпусом реактора и анализе, описанном Гатри, Одетле и Ломброзо; объем этой базы данных обозначен пунктирными линиями в .1.3. Настоящее руководство представляет собой часть IIF Основной матрицы E 706, которая координирует несколько стандартов, используемых для радиационного контроля материалов корпуса легководного реактора. Методы определения применимой флюенса для использования в этом руководстве описаны в основной матрице E 706, методах E 560 (IC) и E944 (IIA) и методе E 1005 (IIIA). Общее применение этих отдельных руководств и практик описано в Методике E 853 (IA). 1.4 Значения, приведенные в единицах дюйм-фунт, следует рассматривать как стандарт. Значения, указанные в скобках, предназначены только для информации. 1.5 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 и охраны труда и определение применимости нормативных ограничений перед использованием.
ASTM E900-87(1994) История
2021ASTM E900-21 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
2015ASTM E900-15e2 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
2015ASTM E900-15e1 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
2015ASTM E900-15 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
2002ASTM E900-02(2007) Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
2002ASTM E900-02 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
1987ASTM E900-87(2001) Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)
1987ASTM E900-87(1994) Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)