ASTM E900-02 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
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 и силой 30 фут-фунтов-сил (41 Дж). 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 Материалы: 1.1.1.1 A 533 Тип B Класс 1 и 2, A302 Марка Б, А302 Марка Б (модифицированная), А508 Класс 2 и 3.1.1.1.2 Дуговая сварка под флюсом, защитная дуговая сварка и электрошлаковая сварка для материалов 1.1.1.1.1.1.2 Содержание меди в пределах от 0 до 0,50 мас. %.1.1.3 Содержание никеля в диапазоне 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 570176;F (от 260 до 299176) ;В).1.1.6 Флюенс нейтронов в диапазоне от 1 х 1016 до 8 х 1019 н/см2 (E > 1 МэВ).1.1.7 Энергетические спектры нейтронов в диапазоне, ожидаемом в области пояса активной зоны корпуса реактора из легкой воды охлаждаемые реакторы и скорость флюенса в диапазоне от 2 x 108 до 1 x 1012 н/см2с (E > 1 МэВ).1.2. Основы метода корректировки эталонной температуры обсуждаются в отдельном отчете.1.3 Настоящее руководство представляет собой часть IIF. Master Matrix E 706, который 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, Практике E 560 (IC) и Руководстве E 944 (IIA), а также Методе испытаний E 1005 (IIIA). Общее применение этих отдельных руководств и практик описано в Методике E 853 (IA). 1.4 Значения, приведенные в обычных единицах измерения США, следует рассматривать как стандарт. Значения SI, указанные в скобках, предназначены только для информации. 1.5 Настоящее стандартное руководство не определяет, как следует использовать сдвиг температуры перехода для определения окончательной скорректированной эталонной температуры. (Обычно это включает рассмотрение начальной отправной точки, прогнозируемого сдвига и неопределенности в методе оценки сдвига.) 1.6 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 E900-02 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)