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)

Standard Master Matrix for Light-Water Reactor Pressure Vessel Surveillance Standards, E706(0)

被代替

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标准号

ASTM E706-87(1994)

发布

1987年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E706-01

当前最新

ASTM E706-23

 

 

适用范围

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）。其中一些是现有的 ASTM 标准，一些是已修改的 ASTM 标准，还有一些是拟议的 ASTM 标准。内容和一致性的一般要求在第 6 节中讨论。第 3-5 节提供了关于九种实践、十种指南和三种方法的更详细的作者和用户信息、理由和具体要求。第 2 节讨论了参考文档。第 3 节和第 4 节中提供的摘要类型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。它摘自参考文件第 2 节和参考文献 (1-106)，供个人作者和用户使用。
1.2 本主矩阵旨在作为系列和标准中标准的准备、修订和使用的参考和指南。用于规划和调度的目的。该指数旨在确保目标的实现，无论所需时间、相关 ASTM 委员会的数量或所涉及问题的复杂程度如何。
1.3 该主矩阵标准为与能源关键领域相关的 ASTM 标准提供了指南，将在指南 E584-77 裂变反应堆开发第 10 节的类别下进行开发，并如实践 E583-97.1.4 中所讨论的那样，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（参见参考文献 2） -7、9-14、21-57、63、69-71、77、78、83-104 和推荐指南 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，然后通过外推法进行检查船舶使用寿命期间的监视程序数据。预测方法的不确定性可能很大。与光伏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（1, 3, 4, 10-13, 17, 21, 22-27, 32- 39、42、43、45、49-57、71、77、78、83、91-104 和推荐指南 E509）。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、变量和不确定性在该主矩阵中得到解决（2,34）。 (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，从核心边缘到监视位置并进入容器和空腔壁，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 中子谱效应，和 1.4.10 中子剂量率效应。
1.5 存在许多潜在的方法和标准，用于确保正常和事故载荷下反应堆压力容器带线断裂控制的充分性（1-4、6、7、13） 、14、21-28、29-34、52-57、71、77、78、91、93、推荐指南 E509 和 2.3 ASME 标准）。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，将从试验反应堆和动力反应堆监视计划中获得越来越多的信息，因此可以而且必须开发更好的程序来评估和使用这些信息（1-4,6,7,9- 15、17、21-34、52-57、69、......

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