ASTM E900-15
预测在反应堆容器材料中辐射感应变化导致温度漂移的标准指南

Standard Guide for Predicting Radiation-Induced Transition Temperature Shift in Reactor Vessel Materials

被代替

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标准号

ASTM E900-15

发布

2015年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E900-15e1

当前最新

ASTM E900-21

 

 

适用范围

1.1 在缺乏给定反应堆材料的监测数据的情况下（参见实践 E185 和 E2215），需要使用计算程序来进行预测。即使可以获得可靠的监视数据，通常也需要对数据进行插值或外推以获得工厂运行寿命中特定时间的 TTS。本文提出的脆化相关性是为了这些目的而开发的。
4.2 研究表明，某些元素，特别是铜 (Cu)、镍 (Ni)、磷 (P) 和锰 (Mn)，会导致反应堆压力容器钢的辐射敏感性发生变化。其他元素（例如硅 (Si) 和碳 (C)）的重要性仍然是进一步研究的主题。铜、镍、磷和锰是用于开发此处描述的计算程序的关键化学参数。
4.3 在推导这些程序时仅使用动力堆（压水堆和沸水堆）监测数据。该过程中使用的快中子注量的测量是n/m2(E＞1MeV)。这些程序并未考虑动力反应堆和试验反应堆中所经历的注量率和中子能谱的差异。
1.1 本指南提出了一种预测辐照压力容器材料的参考转变温度偏移 (TTS) 值的方法。该方法基于 41-J (30-ft·lbf) 下的夏比 V 型缺口数据所展示的 TTS，这些数据是从多个国家针对商业加压 (PWR) 和沸腾 (BWR) 轻水冷却进行的监测计划获得的（轻水堆）动力反应堆。脆化相关性是通过对大型监测数据库的统计分析得出的，该数据库由辐射引起的 TTS 和由小组委员会 E10.02 编制和分析的相关信息组成。数据库和分析的详细信息在单独的报告中描述（1）。2,3，这种脆化c......

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