ASTM E900-02(2007)
在反应堆容器材料中预测辐射感应变化导致温度的变化的标准指南,E 706(IIF)

Standard Guide for Predicting Radiation-Induced Transition Temperature Shift in Reactor Vessel Materials, E706 (IIF)

被代替

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标准号

ASTM E900-02(2007)

发布

2002年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E900-15

当前最新

ASTM E900-21

 

 

适用范围

商业动力反应堆的运行必须符合加热和冷却期间的压力-温度限制，以防止在存在缺陷的情况下可能导致非延性行为的温度过压。随着中子损伤的累积，通过将压力-温度限制调整到更高的温度来补偿对反应堆容器腰线区域的辐射损伤。目前的做法是根据在夏比 V 型缺口 30-ft·lbf (41-J) 能级下测量的中子辐照产生的转变温度的增加进行调整。为了确定设备运行寿命期间的压力温度运行限制，必须对转变温度的调整进行预测。
4.1.1 在缺乏给定反应堆的监测数据的情况下（参见实践 E 185），需要使用计算程序来进行预测。即使可以获得可靠的监测数据，通常也需要对数据进行推断，以获得工厂运行寿命中特定时间内转变温度的调整。本文提出的脆化相关性是为了这些目的而开发的。研究表明，某些元素，特别是铜和镍，会导致钢的辐射敏感性发生变化。其他元素（例如磷 (P)）的重要性仍然是进一步研究的主题。铜和镍是用于开发此处描述的计算程序的关键化学参数。在推导这些程序时仅使用了动力堆监测数据。该程序中使用的快中子注量测量值为 n/cm2 (E > 1 MeV)。动力反应堆和试验反应堆中所经历的中子注量率和中子能谱的差异尚未应用于这些程序中。考虑这些因素的方式将在别处讨论。3 1.1 本指南提出了一种基于夏比 V 型缺口 30-ftlbf (41-J) 的辐照轻水冷动力反应堆压力容器材料的参考转变温度调整预测方法。数据。辐射损伤计算程序是根据 2000 年 5 月可用的辐照材料数据库的统计分析制定的。本指南中使用的脆化相关性是使用以下变量开发的：铜和镍含量、辐照温度和中子注量。该模型的形式基于目前对两种脆化机制的理解：稳定基体损伤（SMD）和富铜沉淀（CRP）；包括铜饱和效应（对于不同的焊接材料）。本指南适用于基于整个数据库的以下特定材料、铜、镍和磷含量、辐照温度范围和中子注量：
1.1.1 材料A 533 Type B 1 级和2 级、A302 Grade B、A302 Grade B（修改），A508 2 级和 3 级。 .1.1.2 材料的埋弧焊、保护弧焊和电渣焊 铜含量在 0 至 0.50 wt% 范围内。
1.1.3 镍含量在 0 至 0.50 wt% 范围内0 至 1.3 wt%。
1.1.4 磷含量在 0 至 0.025 wt% 范围内。
1.1.5 辐照暴露温度在 500 至 570F（260 至 299C）范围内。
1.1.6 中子注量在 1·1016 范围内至 8 1019 n/cm2 (E > 1 MeV)。
1.1.7 中子能谱在轻水冷反应堆反应堆堆芯带线区域的预期范围内，注量率在 2 108 至 1 1012 n/cm2s 范围内(E > 1 MeV).1.2 调整方法的依据......

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