ASTM E900-02(2007) Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
Эксплуатация коммерческих энергетических реакторов должна соответствовать предельным значениям давления и температуры во время нагрева и охлаждения, чтобы предотвратить избыточное давление при температурах, которые могут привести к непластическому поведению при наличии дефекта. Радиационные повреждения поясной части корпуса реактора компенсируются за счет корректировки пределов давления и температуры в сторону более высоких температур по мере накопления нейтронных повреждений. Существующая практика основана на увеличении температуры перехода, вызванном нейтронным облучением, измеренном на энергетическом уровне Шарпи с V-образным вырезом и 30 футо-фунт-силой (41 Дж). Чтобы установить рабочие пределы температуры давления в течение срока службы установки, необходимо сделать прогноз регулировки переходной температуры. 4.1.1 При отсутствии данных наблюдения для данного реактора (см. Методику Е 185) для составления прогноза необходимо будет использовать расчетные процедуры. Даже если доступны достоверные данные наблюдения, обычно необходимо экстраполировать эти данные, чтобы получить корректировку переходной температуры для определенного периода срока службы станции. Представленная здесь корреляция охрупчивания была разработана для этих целей. Исследования установили, что некоторые элементы, особенно медь и никель, вызывают изменение радиационной чувствительности сталей. Важность других элементов, таких как фосфор (Р), остается предметом дополнительных исследований. Медь и никель являются ключевыми химическими параметрами, используемыми при разработке описанных здесь расчетных процедур. При разработке этих процедур использовались только данные наблюдения за энергетическим реактором. Мерой флюенса быстрых нейтронов, используемой в процедуре, является н/см2 (E > 1 МэВ). Различия в скорости флюенса нейтронов и энергетических спектрах нейтронов, наблюдаемые в энергетических и испытательных реакторах, не учитывались в этих процедурах. Способ учета этих факторов рассматривается в другом месте.3 1.1 В настоящем руководстве представлен метод прогнозирования корректировки эталонной температуры перехода для материалов корпуса высокого давления облученных легководных реакторов энергетических реакторов на основе V-образного паза Шарпи 30 фут-фунт-сила (41-Дж). данные. Процедуры расчета радиационного повреждения были разработаны на основе статистического анализа базы данных облученных материалов, которая была доступна по состоянию на май 2000 года. Корреляция охрупчивания, используемая в этом руководстве, была разработана с использованием следующих переменных: содержания меди и никеля, температуры облучения и флюенса нейтронов. Форма модели была основана на современном понимании двух механизмов охрупчивания: повреждение стабильной матрицы (SMD) и осаждение с высоким содержанием меди (CRP); было включено насыщение эффектов меди (для разных материалов сварного шва). Настоящее руководство применимо к следующим конкретным материалам, содержанию меди, никеля и фосфора, диапазону температур облучения и флюенсу нейтронов на основе общей базы данных: 1.1.1 МатериалыA 533 Тип B Класс 1 и 2, A302 Класс B, A302 Класс Б (модифицированный), А508 класс 2 и 3. Дуговая сварка под флюсом, защитная дуговая сварка, электрошлаковая сварка для материалов .1.1.2 Содержание меди в диапазоне от 0 до 0,50 мас. %.1.1.3 Содержание никеля в диапазоне от от 0 до 1,3 мас.%.1.1.4 Содержание фосфора в диапазоне от 0 до 0,025 мас.%.1.1.5 Температура воздействия облучения в диапазоне от 500 до 570F (от 260 до 299C).1.1.6 Флюенс нейтронов в диапазоне от 1 1016 до 8 1019 н/см2 (E > 1 МэВ).1.1.7 Энергетические спектры нейтронов в диапазоне, ожидаемом в зоне пояса активной зоны корпуса реактора легководоохлаждаемых реакторов и скорости флюенса в диапазоне от 2 108 до 1 1012 н/см2с. (E > 1 МэВ).1.2 Основы метода настройки ......
ASTM E900-02(2007) 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)