ASTM E1005-97
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　　

Standard Test Method for Application and Analysis of Radiometric Monitors for Reactor Vessel Surveillance, E 706(IIIA)

被代替

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标准号

ASTM E1005-97

发布

1997年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E1005-03

当前最新

ASTM E1005-21

 

 

适用范围

1.1 本方法描述了测量放射性核素比活度的一般程序，该放射性核素是在反应堆容器和支撑结构的监视暴露期间引起的核反应在辐射监测器（RM）中产生的。
2.1 和参考文献 11、24-27 中确定的单独标准中提供了针对各个 RM 的更详细程序。测量结果可用于定义相应的中子诱发反应速率，进而可用于表征反应堆容器和支撑结构的辐照环境。主要测量技术是高分辨率伽马射线光谱测定法，尽管 X 射线光子光谱测定法和 Beta 粒子计数在特定 RM 中的使用程度较低 (1-29)。
1.1.1 测量程序包括探测器背景辐射的校正、随机和真实符合总和损耗、校准源标准和 RM 之间的几何差异、RM 对辐射的自吸收、其他吸收效应以及放射性衰变校正（1- 10、12-22）。
1.1.2 比活度的计算考虑了计数的持续时间、计数开始与照射结束之间的经过时间、半衰期、RM 中目标核素的质量以及分支强度感兴趣的辐射。使用适当的半衰期和已知的照射条件，可以将比活性转换成相应的反应速率(24-30)。
1.1.3 包括根据放射性测量和辐照功率时间历史计算反应速率的程序。可以使用适当的积分截面和有效照射时间值将反应速率转换为中子注量速率（通量密度）和注量，并且可以使用其他反应速率通过使用适当的计算机程序来定义中子能谱（ 24-30）。
1.1.4 使用基准中子场校准 RM 可以显着减少或消除系统误差，因为计算绝对反应速率所需的许多参数及其各自的不确定性对于基准测量和测试测量都是通用的，因此是自抵消的。测试环境的基准等效通量可以根据两个环境中测量的饱和活动与认证基准通量 (24-30) 的正比来计算。
1.2 本方法旨在与 ASTM 指南 E706 (IIC) 和 E844 结合使用。以下现有或提议的 ASTM 实践、指南和方法也直接涉及反应堆容器和支撑结构监测测量的物理剂量评估： E 706 (O) 轻水反应堆压力容器监测标准的主矩阵 E 706 ( IA)、E853 轻水反应堆监测结果的分析和解释 E 706 (IC)、E560 外推反应堆容器监测剂量测定结果的实践 E 706 (ID)、E693 用每原子位移表征铁素体钢中中子暴露的实践(DPA) E 706 (IE) 反应堆容器监视损伤相关性 E 706 (IF)、E185 轻水核动力反应堆容器监视试验实践 E 706 (IG) 核反应堆支撑结构监视试验 E 706 (IH) )、E636 核动力反应堆容器进行补充监视测试的实践 E 706 (IIA)、E944 反应堆监视中中子能谱调整方法的应用指南 E 706 (IIB)、E1018 ASTM 评估核数据文件的应用 (ENDF/A) )-截面和不确定度文件 E 706 (IID)、E482 反应堆容器监测中子输运方法应用指南

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