ASTM E900-02
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)

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标准号

ASTM E900-02

发布

2002年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E900-02(2007)

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 30-ftlbf (41-J) 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 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：
1.1.1.1 A 533 B 类 1 和 2 类，A302 B 级、A302 B 级（修改）、A508 2 级和 3.1.1.1.2 1.1.1.1.1.1.2 中材料的埋弧焊、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 1.3 wt% 范围内 %.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 570176;F (260 至 299176 ;C).1.1.6 中子注量在 1 x 1016 至 8 x 1019 n/cm2 范围内 (E > 1 MeV).1.1.7 中子能谱在反应堆容器轻水核心带线区域的预期范围内冷却反应堆和注量率在 2 x 108 至 1 x 1012 n/cm2s (E > 1 MeV) 范围内。
1.2 调整参考温度的方法的基础在单独的报告中讨论。
1.3 本指南是第 IIF 部分Master Matrix E 706 协调了用于轻水反应堆容器材料辐照监测的多个标准。 Master Matrix E 706、实践 E 560 (IC) 和指南 E 944 (IIA) 以及测试方法 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 以美国惯用单位给出的值应被视为标准。括号中给出的 SI 值仅供参考。
1.5 本标准指南没有定义如何使用转变温度的变化来确定最终调整的参考温度。 （这通常包括考虑初始起点、预测的偏移以及偏移估计方法的不确定性。） 1.6 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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