ASTM E1005-03
E706(ⅢA)反应堆压力容器监视用辐射测量监视器的应用和分析的标准试验方法　　

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 E1005-03

发布

2003年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E1005-03e1

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 测量程序包括对探测器背景辐射的校正，随机和真实符合总和损失、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 特定活动是通过考虑计数的持续时间、计数开始和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感兴趣的辐射的分支强度来计算。使用适当的半衰期和已知的辐照条件，比活度可以转换为相应的反应速率(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辐照时间值将反应速率转换为中子注量速率和注量，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。测试环境的基准当量注量率可以根据两种环境中测得的饱和活度与经认证的基准注量率(24-30)的正比计算。
1.2 本方法旨在与ASTM 指南 E 844。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：轻水反应堆压力容器监测标准主矩阵，E 706 (O) E 853 轻水反应堆监测结果的分析和解释，E 706 (IA)E 560 外推反应堆容器监测剂量测定结果的实践，E 706 (IC)E 693 表征铁和低合金钢中子暴露的实践在每原子位移 (DPA) 方面，E 706 (ID)E 185 轻水核动力反应堆容器进行监视测试的实践，E 706 (IF)E 1035 确定核反应堆容器支撑结构辐射暴露的实践， E 706 (IG)E 636 核动力反应堆容器进行补充监视试验的实践、E 706 (IH) E 944 反应堆监视中中子能谱调整方法的应用指南、E 706 (IIA)E 1018 ASTM 应用指南评估横截面和数据文件，E 706 (IIB)E 482 反应堆容器监测中子传输方法应用指南，E 706 (IID)E 2005 反应堆容器基准测试指南......

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