Общие сведения: Методика, рекомендованная в настоящем руководстве, определяет критерии проверки вычислительных методов и описывает процедуры, применимые к нейтронно-физическим расчетам, связанным с корпусами высокого давления, для испытательных и энергетических реакторов. Представленный здесь материал полезен для проверки методологии вычислений и для выполнения нейтронно-физических расчетов, сопровождающих измерения дозиметрии наблюдения за корпусом реактора (см. Основную матрицу E706 и Практику E853). Вкратце, общая методология включает в себя: (1) расчеты по проверке методов, основанные как минимум на одной хорошо документированной контрольной задаче, и (2) нейтронно-физические расчеты для интересующей установки. Нейтронно-физические расчеты интересующей установки и эталонной задачи должны выполняться последовательно, при этом важные параметры моделирования должны оставаться неизменными или настолько близкими, насколько это возможно. В частности, для обеих задач следует использовать одну и ту же структуру энергетических групп и общие микроскопические сечения широкой группы. Нейтронно-физические расчеты включают в себя две задачи: (1) определение распределения источников нейтронов в активной зоне реактора путем использования расчетов теории диффузии (или теории переноса) в сочетании с измерениями распределения мощности реактора и (2) характеристики источника нейтронов с фиксированной скоростью деления. Расчет теории переноса (с фиксированным источником) для определения распределения скорости флюенса нейтронов в активной зоне реактора, во внутренних устройствах и в корпусе высокого давления. Некоторые детали нейтронно-физического моделирования для эталонного, испытательного реактора или расчета энергетического реактора будут отличаться; поэтому описанные здесь процедуры являются общими и применимы к каждому случаю. (См. NUREG/CR–5049, NUREG/CR–1861, NUREG/CR–3318 и NUREG/CR–3319.) Ожидается, что транспортные расчеты будет проводиться всякий раз, когда становятся доступными данные дозиметрического наблюдения за сосудами под давлением, и количественные сравнения будут проводиться, как предписано 3.2.2. Все накопленные дозиметрические данные, применимые к конкретной установке, должны быть включены в сличения. Значения параметров воздействия повреждений в сосуде высокого давления. Значения параметров воздействия могут быть получены непосредственно из расчетов или косвенно из расчетов, которые корректируются дозиметрическими измерениями; Руководство E944 и Методика E853 определяют соответствующие вычислительные процедуры. 1.2 Методология8212; Нейтронные расчеты для применения в надзоре за корпусом реактора охватывают три основные области: (1) валидация методов путем сравнения расчетов с дозиметрическими измерениями в контрольном эксперименте, (2) определение распределения источника нейтронов в активной зоне реактора и ( 3) расчет скорости флюенса нейтронов на позиции наблюдения и в сосуде высокого давления. 1.3 Настоящий стандарт не претендует на решение всех проблем безопасности, т.е.
ASTM E482-11 Ссылочный документ
ASTM E1018 Стандартное руководство по применению файла данных оценки поперечного сечения ASTM, матрица E 706 (IIB)
ASTM E2006 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
ASTM E706 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
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 E944 Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)
ASTM E482-11 История
2022ASTM E482-22 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора
2016ASTM E482-16 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора
2011ASTM E482-11e1 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
2011ASTM E482-11 Стандартный метод определения золы из нефтепродуктов
2007ASTM E482-07 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
2001ASTM E482-01 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
2001ASTM E482-89(1996) Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)