ASTM E2956-14
Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR

Стандартный №

ASTM E2956-14

Дата публикации

2014

Разместил

American Society for Testing and Materials (ASTM)

состояние

быть заменен

быть заменен

ASTM E2956-21

Последняя версия

ASTM E2956-23

сфера применения

4.1. Нормативные требования. Свод федеральных правил США (10CFR, часть 50, приложение H) требует реализации программы наблюдения за материалами корпуса реактора для всех действующих LWR. В других странах действуют аналогичные правила. Целью программы является: (1) мониторинг изменений характеристик вязкости разрушения ферритных материалов в зоне пояса корпуса реактора в результате воздействия нейтронного облучения и тепловой среды, и (2) использование данных, полученных в рамках программ наблюдения. определить условия, при которых судно может эксплуатироваться с достаточным запасом безопасности в течение всего срока службы. Практика E185, полученные данные о механических свойствах и (r, θ, z) данные физико-дозиметрии (полученные на основе расчетов и измерений полости реактора и капсулы наблюдения (1) с использованием физико-дозиметрических стандартов) могут использоваться вместе с информацией в Руководстве E900 и Refs. 4, 10-17, чтобы показать связь между ухудшением свойств и воздействием нейтронов, обычно называемую «кривой тренда». Чтобы получить эту кривую тренда во всех точках стенки сосуда под давлением, необходимо, чтобы выбранная кривая тренда использовалась вместе с соответствующей информацией о поле нейтронов (r, &#θ, z), полученной с помощью этого руководства для достижения необходимых результатов. интерполяции и экстраполяции в пространстве и времени. 4.2. Характеристика нейтронного поля. Задачи, необходимые для достижения второй части цели 4.1, сложны и обобщены в Практике E853. При этом необходимо описать нейтронное поле в выбранных (r, &##03b8;, z) точках внутри стенки сосуда. Описание может быть либо зависящим от времени, либо усредненным по времени за интересующий период службы реактора. Это описание лучше всего получить путем объединения расчетов переноса нейтронов с измерениями на установке, такими как измерения в полости реактора (вне корпуса) и капсуле наблюдения или оболочке корпуса реактора (внутри корпуса), эталонные облучения материалов датчиков дозиметра и знание пространственной мощности активной зоны. распределение, включая зависимость от времени. Поскольку распределение мощности в активной зоне со временем меняется, измерения в полости реактора или капсуле наблюдения, полученные на ранних этапах эксплуатации станции, могут не отражать долгосрочную эксплуатацию реактора. Поэтому простая нормализация расчетов транспорта нейтронов на данные дозиметрии данной капсулы вряд ли даст удовлетворительное решение проблемы в течение всего срока службы реактора. В Руководстве E482 и E944 представлена подробная информация, касающаяся характеристик нейтронного поля для электростанций с реакторами BWR и PWR. 4.3. Анализ механики разрушения. В настоящее время эксплуатационные ограничения для нормальных переходных режимов нагрева и охлаждения, налагаемые на корпус реактора, основаны на методах механики разрушения, изложенных в Нормах и правилах ASME для котлов и сосудов под давлением. Этот кодекс требует допущения о наличии поверхностного дефекта глубиной, равной одной четвертой толщины сосуда под давлением. Кроме того, анализ механики разрушения переходных процессов, вызванных аварией (тепловой удар под давлением (PTS)) может включать оценку влияния дефектов различной глубины внутри......

ASTM E2956-14 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 E170 Стандартная терминология, относящаяся к радиационным измерениям и дозиметрии
• 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 E2215 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
• ASTM E482 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
• ASTM E509 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением
• ASTM E693 Стандартная практика для характеристики нейтронного воздействия в железе и низколегированных сталях с точки зрения смещений на атом (DPA), E706 (ID)
• 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 E900 Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)
• ASTM E944  Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)

ASTM E2956-14 История

• 2023 ASTM E2956-23 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR
• 2021 ASTM E2956-21 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR
• 2014 ASTM E2956-14 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR