4.1. 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. Радиационное повреждение корпуса реактора компенсируется за счет корректировки пределов давления и температуры в сторону более высоких температур по мере накопления нейтронного повреждения. Существующая практика заключается в том, чтобы основывать эту корректировку на TTS, создаваемом нейтронным облучением, измеренном на уровне энергии Шарпи с V-образным вырезом 41 Дж (30 фут-фунт-сила). Чтобы установить эксплуатационные пределы давления и температуры в течение срока службы установки, необходимо сделать прогноз TTS. 4.1.1. При отсутствии данных наблюдения для данного материала реактора (см. Методику E185 и E2215) для составления прогноза необходимо использование расчетных процедур. Даже если доступны достоверные данные наблюдения, обычно бывает необходимо интерполировать или экстраполировать данные для получения TTS для определенного периода эксплуатации станции. Представленная здесь корреляция охрупчивания была разработана для этих целей. 4.2. Исследования установили, что некоторые элементы, особенно медь (Cu), никель (Ni), фосфор (P) и марганец (Mn), вызывают изменение радиационной чувствительности сталей корпуса реактора. Важность других элементов, таких как кремний (Si) и углерод (C), остается предметом дополнительных исследований. Медь, никель, фосфор и марганец являются ключевыми химическими параметрами, используемыми при разработке описанных здесь расчетных процедур. 4.3. При разработке этих процедур использовались только данные наблюдения за энергетическими реакторами (PWR и BWR). Мерой флюенса быстрых нейтронов, используемой в процедуре, является н/м2 (E > 1 МэВ). В этих процедурах не были учтены различия в скорости флюенса и энергетических спектрах нейтронов, наблюдаемые в энергетических и испытательных реакторах. 1.1 В этом руководстве представлен метод прогнозирования значений эталонного температурного сдвига перехода (TTS) для облученных материалов сосудов под давлением. Метод основан на данных TTS с V-образным вырезом по Шарпи при 41 Дж (30 фут-фунт-сила), полученных в результате программ наблюдения, проводимых в нескольких странах для коммерческих ламп под давлением (PWR) и кипящих (BWR) ламп. энергетические реакторы с водяным охлаждением (LWR). Корреляция охрупчивания была получена на основе статистического анализа большой базы данных наблюдения, состоящей из радиационно-индуцированных TTS и соответствующей информации, собранной и проанализированной Подкомитетом E10.02. Подробности базы данных и анализа описаны в отдельном отчете (1).2,3, Это охрупчивание c......
ASTM E900-15 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)