ASTM E900-87(1994)
预测中子辐射对反应堆容器材料的损害,E 706(IIF)

Standard Guide for Predicting Neutron Radiation Damage to Reactor Vessel Materials, E 706 (IIF)

被代替

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标准号

ASTM E900-87(1994)

发布

1987年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E900-87(2001)

当前最新

ASTM E900-21

 

 

适用范围

1.1 本指南提出了一种基于夏比 V 型缺口 41-J (30-ftlbf) 数据预测辐照轻水冷却动力反应堆压力容器材料参考转变温度调整的方法。辐射损伤计算程序是根据 1982 年 6 月可用的辐照材料数据库的统计分析制定的，并对照截至 1983 年 8 月的可用数据进行检查。在该程序中，以表格形式给出的化学因子作为函数铜和镍的含量，乘以从图表中读取的或从公式计算出的注量因子。本指南与早期版本的区别在于化学因子中添加了镍含量。本指南适用于以下特定材料、辐照温度范围、中子注量和注量率：
1.1.1 材料 1.1.1.1 A 533 B 型 1 级和 2 级、A302 B 级、A302 B 级（修改）、 A508 2 级和 3.1.1.1.2 1.1.1.1.1.1.1.3 材料的埋弧焊、保护电弧焊和电渣焊 1.1.1.1 和 1.1.1.2.1.1.2 材料的焊接热影响区铜含量在0.01至0.40重量％范围内。
1.1.3镍含量在0至1.2重量％范围内。
1.1.4辐照暴露温度在530至590176；F(277至310176；C)范围内。
1.1.5 中子注量在 1 × 10 17 至 1 × 1020 n/cm2 范围内（E > 1 MeV）。
1.1.6 中子注量率和能谱在反应堆容器堆芯轻带线区域的预期范围内水冷反应堆。
1.2 调整参考温度的方法的基础是一份描述监管指南1.99 基础的报告。该报告基于 Guthrie、Odetle 和 Lombrozo 描述的反应堆容器监测数据和分析；该数据库的范围由 .1.3 中的虚线表示。本指南是 Master Matrix E 706 的 IIF 部分，它协调了用于轻水反应堆容器材料辐照监测的若干标准。 Master Matrix E 706、实践 E 560 (IC) 和 E944 (IIA) 以及方法 E 1005 (IIIA) 中介绍了确定本指南中适用的能量密度的方法。这些单独指南和实践的总体应用在实践 E 853 (IA) 中进行了描述。
1.4 以英寸-磅为单位给出的值应被视为标准。括号中给出的值仅供参考。
1.5 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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