1.1 В настоящем руководстве рассматриваются общие процедуры, которые необходимо учитывать при проведении эксплуатационного термического отжига корпуса легководного ядерного реактора и демонстрации эффективности этой процедуры. Целью такого отжига (термической обработки) в процессе эксплуатации является улучшение механических свойств, особенно вязкости разрушения, материалов корпуса реактора, ранее разрушенных нейтронным охрупчиванием. Улучшение механических свойств обычно оценивается с использованием результатов испытаний на ударную вязкость по Шарпи с V-образным надрезом или, альтернативно, результатов испытаний на вязкость разрушения или предполагаемых изменений свойств вязкости в результате испытаний на растяжение, твердость, вдавливание или других испытаний миниатюрных образцов (1).1.2 Настоящее руководство разработано. для учета переменной реакции материалов корпуса реактора при пострадиационном отжиге при различных температурах и в разные периоды времени. При разработке процедуры отжига необходимо учитывать определенные внутренние ограничивающие факторы. Эти факторы включают ограничения конструкции системы; физические ограничения, возникающие из-за присоединенных трубопроводов, опорных конструкций и защиты первичной системы; механические и термические напряжения в компонентах и системе в целом; и изменения состояния материала, которые могут ограничивать температуру отжига. 1.3 В настоящем руководстве представлены направления разработки процедуры отжига сосуда и программы радиационного наблюдения сосуда после отжига. Разработка программы наблюдения для мониторинга последствий последующего облучения материалов конвейерной линии отожженной емкости должна основываться на требованиях и руководствах, описанных в методах E 185 и E 2215. Основные факторы, которые следует учитывать при разработке эффективной программы отжига, включают в себя определение возможности отжига конкретного корпуса реактора; наличие необходимой информации о механических и разрушающих свойствах сосудов перед отжигом; оценка конкретных материалов, конструкции и эксплуатации сосуда для определения времени и температуры отжига; и процедуру, которую следует использовать для проверки степени восстановления и тенденции к повторному охрупчиванию. Приводятся рекомендации по определению эталонной температуры перехода к нулевой пластичности после отжига (RTNDT), уровня энергии верхней полки с V-образным надрезом Шарпи, свойств вязкости разрушения и прогнозируемой тенденции повторного охрупчивания этих свойств для материалов поясной части корпуса реактора. В этом руководстве подчеркивается необходимость заблаговременного планирования в ожидании отжига, чтобы получить оптимальный объем данных о повторном охрупчивании после отжига для использования при оценке способности корпуса ядерного реактора работать в течение срока действия его действующей лицензии или соответствовать требованиям. для продления лицензии или того и другого. 1.4 Значения, указанные в дюйм-фунтах или единицах СИ, следует рассматривать отдельно как стандарт. 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 E509-03 История
2021ASTM E509/E509M-21 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2014ASTM E509/E509M-14 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2003ASTM E509-03(2008) Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2003ASTM E509-03 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением
1997ASTM E509-97 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением