ASTM E509-97
轻水冷却核反应堆容器在役退火的标准指南

Standard Guide for In-Service Annealing of Light-Water Cooled Nuclear Reactor Vessels

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标准号

ASTM E509-97

发布

1997年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E509-03

当前最新

ASTM E509/E509M-21

 

 

适用范围

1.1 本指南涵盖了对轻水冷核反应堆容器进行在役热退火并证明该程序有效性时应考虑的一般程序。这种在役热处理的目的是提高先前因中子脆化而退化的反应堆容器材料的机械性能（特别是断裂韧性）。通常使用夏比 V 型缺口冲击试验结果或断裂韧性结果来评估机械性能改进的程度。
1.2 本指南旨在适应反应堆容器材料在不同温度和不同时间段下对辐照后热处理的可变响应。本指南描述了在制定退火程序时必须考虑的某些固有限制因素；这些因素包括 ( ) 系统设计限制，( ) 由附加管道、支撑结构和主系统屏蔽产生的物理约束，以及 ( ) 组件和整个系统中的机械应力和热应力。
1.3 本指南为容器退火程序和退火后容器辐射监测计划的制定提供了方向。应根据实践 E185 中描述的要求和指南来设计监测程序，以监测退火容器腰线材料后续辐照的影响。制定有效的退火程序时要考虑的主要因素包括：（）确定对特定反应堆容器进行退火的可行性，（）在退火之前获得有关容器机械性能和断裂韧性性能的所需信息，（）评估特定工厂以确定实际的退火温度，以及 ( ) 用于验证恢复程度的程序。提供了确定退火后参考温度 ( RTNDT )、夏比 V 型缺口上架能水平、断裂韧性特性以及反应堆容器腰线材料的预测再脆化率的指南。本指南强调，如果要获得最佳数量的退火后再脆化数据来评估单个反应堆压力容器的寿命延长，则需要提前做好退火预期的计划。
1.4 以英寸-磅为单位的数值应被视为标准值。
1.5 本标准可能涉及危险材料、操作和设备。本标准并不旨在解决与其使用相关的所有安全问题。本标准的使用者有责任在使用前建立适当的安全和健康实践并确定监管限制的适用性。

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