ASTM E509-03(2008)
轻水冷却核反应堆容器在运转中逐渐冷却的标准指南

Standard Guide for In-Service Annealing of Light-Water Moderated Nuclear Reactor Vessels

被代替

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标准号

ASTM E509-03(2008)

发布

2003年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E509/E509M-14

当前最新

ASTM E509/E509M-21

 

 

适用范围

由铁素体钢制成的反应堆容器的设计考虑到了在役中子暴露导致材料性能的逐渐变化。在轻水冷核反应堆的运行中，在使用寿命期间定期改变压力-温度（P–T）限制，以考虑中子辐射对韧脆转变温度的影响材料特性。如果中子脆化程度变大，则正常加热和冷却期间的操作限制可能会变得严重。应额外考虑假设事件，例如加压热冲击 (PTS)。中子暴露也会导致上架韧性降低，这种降低可能会降低防止延性断裂的安全边际。当出现这些情况时，可以采取某些替代方案来减少问题或推迟必须考虑工厂限制的时间。这些替代方案之一是对反应堆容器腰线区域进行热退火，即，将腰线区域加热到充分高于正常工作温度的温度，以恢复大部分原始断裂韧性和因中子脆化的结果。在役退火的准备和计划应尽早开始，以便获得相关信息来指导退火操作。应分配足够的时间来评估通过退火获得的预期使用寿命效益；评估所采用的退火方法；进行必要的系统研究和压力评估；评估预期的退火恢复和再脆化行为；开发和功能测试进行在役退火可能需要的设备；并培训人员进行退火。退火温度的选择需要平衡相反的条件。较高的退火温度和较长的退火时间可以使断裂韧性和其他材料性能得到更大的恢复，从而延长退火后的寿命。退火温度也会对退火后的再脆化趋势产生影响。另一方面，较高的温度会产生其他不良的性能影响，例如永久蠕变变形或回火脆化。这些较高的温度还会导致工程困难，即堆芯和冷却剂的移除和储存、局部加热效应等，以防止退火操作使容器变形或损坏容器支撑件、主冷却剂管道、相邻混凝土、绝缘层等. 有关退火条件和热应力评估的进一步指导，请参阅 ASME 规范案例 N-557 (2)。当反应堆容器接近脆化状态而需要考虑退火时，主要标准是容器退火将提供的额外使用寿命的年数。回答这个问题需要两条信息：退火后调整的 RTNDT 和上架能级，以及它们在未来辐照过程中的后续变化。此外，如果容器进行退火，则需要相同的信息作为确定退火后立即压力-温度限制的基础，并证明符合其他设计要求和 PTS 筛选标准。同样必须解决对上层韧性的影响。本指南主要解决 RTNDT 更改。可以使用 NRC 监管指南 1.16....... 中所示的类似方法来处理上层搁板。

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