ASTM E706-23
轻水反应堆压力容器监督标准主矩阵
Standard Master Matrix for Light-Water Reactor Pressure Vessel Surveillance Standards
ASTM E706-23 发布历史
ASTM E706-23由美国材料与试验协会 US-ASTM 发布于 2023-03-01。
ASTM E706-23在国际标准分类中归属于: 27.120.10 反应堆工程。
ASTM E706-23 轻水反应堆压力容器监督标准主矩阵的最新版本是哪一版？
最新版本是 ASTM E706-23 。
ASTM E706-23 发布之时，引用了标准
- ASTM C859 核材料用术语
- ASTM E1005 反应堆压力容器监测E706(ⅢA)用辐射监视器的应用和分析的试验方法
- ASTM E1006 试验反应堆E706(Ⅱ)用的物理剂量测定结果的分析和解释
- ASTM E1018 ASTM评价横切面数据文件、矩阵E 706 (IIB)的标准指南
- ASTM E1035 核反应堆容器支撑结构辐射暴露测定的标准实施规程
- ASTM E1214 使用熔丝温度监测器进行反应堆容器监视的标准指南
- ASTM E1253 辐照过的摆锤式冲击试样的复原
- ASTM E170 有关辐射测量和剂量测定的标准术语
- ASTM E185 对轻水冷却核反应堆容器实施监督试验的标准操作规程E 706 (IF)
- ASTM E2005 标准和参考中子场中反应堆剂量测定的基准试验的标准指南
- ASTM E2006 轻水反应堆计算的基准试验的标准指南
- ASTM E2215 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程
- ASTM E23 植物（绿色）屋顶系统的负荷分析最大介质密度的标准测试方法
- ASTM E2956 LWR反应堆压力容器中子暴露监测的标准指南*， 2023-09-01 更新
- ASTM E482 E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南
- ASTM E509 轻水冷却核反应堆容器在役退火的标准指南
- ASTM E636 对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南
- ASTM E646 金属薄板材拉伸应变硬化指数 (n值) 的标准试验方法*， 2024-03-05 更新
- ASTM E693 根据每个原子(DPA)、E706(ID)位移辨别铁和低合金钢中子照射特性的标准实施规程
- ASTM E844 E-706(ⅡC)反应堆监视用传感器装置设计和辐照的标准指南
- ASTM E853 轻水堆监测结果分析和说明标准规程
- ASTM E854 反应堆监测用固态径迹记录仪(SSTR)监视器的应用和分析的试验方法,E 706(IIIB)
- ASTM E900 预测中子辐射对反应堆容器材料的损害,E 706(IIF)
- ASTM E910 反应堆容器监测用氦聚集流监视器的应用及分析的标准试验方法.E 706(IIIC)
- ASTM E944 反应堆监测时中子光谱调节法的应用
* 在 ASTM E706-23 发布之后有更新，请注意新发布标准的变化。
ASTM E706-23的历代版本如下：
- 2023年 ASTM E706-23 轻水反应堆压力容器监督标准主矩阵
- 2016年 ASTM E706-16 轻水反应堆压力容器监控标准标准主矩阵
- 2002年 ASTM E706-02 E706(0)轻水反应堆压力容器监视标准的标准主模型
- 2001年 ASTM E706-01 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- 1987年 ASTM E706-87(1994) 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
1.1 本主矩阵标准描述了一系列标准实践、指南和方法，用于预测轻水反应堆（LWR）压力容器（PV）和支撑结构钢在压力容器整个使用寿命期间的中子引起的变化（图1）。 1）。第 2 节列出了参考文档。第 3 节和第 4 节中提供的摘要信息对于在这套矩阵标准的作者和用户之间建立正确的理解和沟通至关重要。它是从参考标准（第 2 节）和参考文献中提取出来的，供个人作者和用户使用。第 3 至 5 节提供了更详细的作者和用户信息、理由以及对个人实践、指南和方法的具体要求。内容和一致性的一般要求在第 6 节中讨论。
1.2 该主矩阵旨在作为该系列标准的准备、修订和使用的参考和指南。
1.3 为了在设定压力-温度限制和进行断裂分析时考虑中子辐射损伤（（112）2和指南E509），必须预测中子引起的反应堆压力容器钢断裂韧性的变化，然后通过监测程序数据的外推进行检查在船舶的使用寿命期间。预测方法的不确定性可能很大。与 PV 物理测量和支撑结构钢性能变化相关的技术、变量和不确定性不在本主矩阵中考虑，而是在其他地方考虑（(2, 6, 7, 11-26) 和指南 E509）。
1.4 与（1）中子和伽马剂量测定、（2）物理（中子学和伽马效应）以及（3）冶金损伤相关程序和数据相关的技术、变量和不确定性在属于该主矩阵的单独标准中得到解决（ 1、17）。 (1)、(2)、(3)主要关注变量如下：
1.4.1 钢的化学成分和显微组织， 1.4.2 钢的辐照温度， 1.4.3 电厂的配置和尺寸，从堆芯开始外围到监视位置以及进入容器和空腔壁，1.4.4 堆芯功率分布，1.4.5 反应堆运行历史，1.4.6 反应堆物理计算，1.4.7 中子照射单位的选择，1.4.8 剂量测量，1.4。 9 中子特殊效应，以及 1.4.10 中子剂量率效应。
1.5 存在多种方法和标准来确保反应堆压力容器带线在正常和事故载荷下的断裂控制的充分性（(1, 7, 8, 11, 12, 14, 16, 17, 23-27)，参考文献文件：ASTM 标准 (2.1)、核监管文件 (2.3) 和 ASME 标准 (2.4)。随着旧的轻水堆压力容器受到的辐照程度越来越高，韧性变化的预测能力必须提高。由于在船舶的使用寿命期间，从试验反应堆和动力反应堆监视计划中可以获得越来越多的信息，因此必须使用评估和使用这些信息的程序（1、2、4-9、11、12、23-26、 28）。该主矩阵定义了 ASTM 标准系列的当前 (1) 范围、(2) 应用领域和 (3) 一般分组，如图 1 所示。
1.6 以 SI 单位表示的值应视为标准。本标准不包含其他计量单位。
1.7 本标准并不旨在解决与其使用相关的所有安全问题（如果有）。本标准的使用者有责任建立适当的安全、健康和环境实践，并在使用前确定监管限制的适用性。
1.8 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒（TBT）委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。 1 该主矩阵由 ASTM 核技术和应用委员会 E10 管辖，并由核辐射计量小组委员会 E10.05 直接负责。当前版本于 2023 年 3 月 1 日批准。2023 年 3 月发布。最初于 1979 年批准。上一版本于 2016 年批准为 E706 – 16。DOI：10.1520/E0706-23。 2 括号中的黑体数字指的是本标准末尾的参考文献列表。版权所有 © ASTM International，100 Barr Harbor Drive，PO Box C700，West Conshohocken，PA 19428-2959。美国 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒（TBT）委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。 1 2。参考文件
- 标准号
- ASTM E706-23
- 发布
- 2023年
- 发布单位
- 美国材料与试验协会
- 当前最新
- ASTM E706-23
- 引用标准
- ASTM C859 ASTM E1005 ASTM E1006 ASTM E1018 ASTM E1035 ASTM E1214 ASTM E1253 ASTM E170 ASTM E185 ASTM E2005 ASTM E2006 ASTM E2215 ASTM E23 ASTM E2956 ASTM E482 ASTM E509 ASTM E636 ASTM E646 ASTM E693 ASTM E844 ASTM E853 ASTM E854 ASTM E900 ASTM E910 ASTM E944