3.1. Механические свойства сталей и других металлов изменяются под воздействием нейтронного излучения. Предполагается, что эти изменения свойств являются функцией химического состава, металлургического состояния, температуры, флюенса (возможно, также скорости флюенса) и спектра нейтронов. Влияние этих переменных до конца не изучено. Функциональная зависимость между изменением свойств и нейтронным излучением суммируется в виде параметров воздействия повреждений, которые представляют собой взвешенные интегралы по спектру флюенса нейтронов. 3.2. Оценка воздействия нейтронного излучения на стали сосудов под давлением и определение пределов безопасности требуют знания неопределенностей в прогнозировании параметров радиационного воздействия (например, dpa (Практика E693), флюенса нейтронов более 1,0). МэВ, флюенс нейтронов более 0,1 МэВ, флюенс тепловых нейтронов и т. д.). В этой методике описаны рекомендуемые процедуры и данные для определения этих параметров воздействия (и связанных с ними неопределенностей) для экспериментов на испытательных реакторах. 3.3. Атомная промышленность черпает большую часть информации из баз данных, полученных в результате экспериментов на испытательных реакторах. Поэтому крайне важно получить надежные базы данных по испытательным реакторам для оценки проблем безопасности на атомных электростанциях с легководными реакторами (LWR). 1.1. Данная практика охватывает методологию, изложенную в Приложении А1, которая будет использоваться при анализе и интерпретации результатов физико-дозиметрии испытательных реакторов. 1.2. Эта практика основана на применении нескольких поддерживающих стандартных практик, руководств и методов ASTM и связывает их воедино. 1.3 Обсуждаемые области поддержки включают физические расчеты реактора, выбор и анализ дозиметров, установки облучения и методы корректировки спектра нейтронов. 1.4. Эта практика направлена на разработку и применение физико-дозиметрических и металлургических данных, полученных в ходе экспериментов по облучению испытательных реакторов, которые проводятся в поддержку эксплуатации, лицензирования и регулирования атомных электростанций LWR. В нем конкретно рассматриваются физико-дозиметрические аспекты проблемы. Процедуры, связанные с анализом, интерпретацией и применением результатов испытаний и результатов физики, дозиметрии и металлургии энергетических реакторов, описаны в Методиках E185, E853 и E1035, Руководствах E900, E2005, E2006 и Методе испытаний E646. 1,5 Настоящий стандарт может включать в себя опасного помощника......
ASTM E1006-13 Ссылочный документ
ASTM E1005 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
ASTM E1018 Стандартное руководство по применению файла данных оценки поперечного сечения ASTM, матрица E 706 (IIB)
ASTM E1035 Стандартная практика определения радиационного воздействия на опорные конструкции корпуса ядерных реакторов
ASTM E185 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов с легководным охлаждением, E706 (IF)
ASTM E2005 Стандартное руководство по эталонным испытаниям реакторной дозиметрии в стандартных и эталонных нейтронных полях
ASTM E2006 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
ASTM E482 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
ASTM E646 Стандартный метод испытаний показателей упрочнения при растяжении (n-значения) металлических листовых материалов*, 2023-11-09 Обновление
ASTM E693 Стандартная практика для характеристики нейтронного воздействия в железе и низколегированных сталях с точки зрения смещений на атом (DPA), E706 (ID)
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 E854 Стандартный метод испытаний для применения и анализа твердотельных трековых самописцев (SSTR) для наблюдения за реакторами, E706(IIIB)
ASTM E900 Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)
ASTM E910 Стандартный метод испытаний для применения и анализа мониторов флюенса накопления гелия для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IIIC)
ASTM E944 Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)
ASTM E1006-13 История
2021ASTM E1006-21 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии в ходе экспериментов на испытательном реакторе
2013ASTM E1006-13 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии в ходе экспериментов на испытательном реакторе
2008ASTM E1006-08 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)
2002ASTM E1006-02 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)
1996ASTM E1006-96 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)