ASTM E185-10
轻水中型核动力反应堆罐监测计划设计的标准实施规程

Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels

被代替

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标准号

ASTM E185-10

发布

2010年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E185-15

当前最新

ASTM E185-21

 

 

适用范围

在轻水慢化核反应堆的设计中考虑了中子辐射对压力容器钢影响的预测。系统操作参数的变化通常在反应堆容器的整个使用寿命期间进行，以考虑辐射效应。由于反应堆容器钢的性能存在差异，因此需要制定监测计划来监测因长期暴露于反应堆容器的中子辐射和温度环境而引起的实际容器材料性能的变化。本实践描述了在规划和实施监视测试计划时应考虑的标准，并指出应采取的预防措施，以确保：（1）胶囊暴露可以与腰线暴露相关，（2）为监视计划选择的材料是(3) 测试样本类型适合评估反应堆容器的辐射效应。指南 E482 中定义了用于估计反应堆容器监视计划所获得的中子暴露的方法。除了用于该反应堆容器的特定材料之外，给定反应堆容器的监视计划的设计还必须考虑类似材料的现有数据体。此类数据的数量以及暴露条件和材料特性的相似性将决定它们在预测辐射效应方面的适用性。
1.1 本实践涵盖了设计监测程序的程序，该监测程序用于监测铁素体材料在光环境下辐射引起的机械性能变化。水慢化核动力反应堆容器。该实践包括监测计划设计的最低要求、要包含的容器材料的选择以及材料评估的初始时间表。
1.2 这一做法是针对所有轻水慢化核动力反应堆容器而制定的，这些容器在许可证结束时（EOL）的预测最大快中子注量（E > 1 MeV）超过 1 ×反应堆容器内表面有 1021 个中子/m2 (1 × 1017 n/cm2)。
1.3 本做法仅适用于本做法生效后设计和建造的反应堆容器的监视方案的规划和设计。实践 E185 的早期版本适用于早期的反应堆容器。
1.4 本实践没有提供监测超出设计寿命的辐射引起的性能变化的具体程序，但所描述的程序可以为制定此类监测计划提供指导。
1.5 以 SI 单位表示的数值应被视为标准。括号中给出的值仅供参考。注18212；轻水慢化核动力反应堆容器监视计划的要求日益复杂，因此有必要将这些要求分为三个相关标准。实践 E185 描述了监视计划的最低要求。实践 E2215 描述了从当前或以前版本的实践 E185 中定义的监测计划中取出的监测胶囊的测试和评估程序。指南E......

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