ASTM E482-16
E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

Standard Guide for Application of Neutron Transport Methods for Reactor Vessel Surveillance

被代替

标准号

ASTM E482-16

发布

2016年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E482-22

当前最新

ASTM E482-22

 

 

引用标准

ASTM E1018 ASTM E2006 ASTM E693 ASTM E706 ASTM E844 ASTM E853 ASTM E944

适用范围

1.1 本指南推荐的方法规定了验证计算方法的标准，并概述了适用于试验反应堆和动力反应堆压力容器相关中子学计算的程序。本文提供的材料可用于验证计算方法和执行伴随反应堆容器监视剂量测定测量的中子学计算（参见主矩阵 E706 和实践 E853）。简而言之，整体方法包括：（1）基于至少一个有据可查的基准问题的方法验证计算，以及（2）感兴趣设施的中子学计算。感兴趣的设施和基准问题的中子学计算应一致地进行，重要的建模参数尽可能保持相同或相似。特别是，对于这两个问题应该使用相同的能群结构和共同的宽群微观横截面。此外，基准问题的特征应该与感兴趣的设施相似。例如，动力反应堆基准应用于动力反应堆计算。中子学计算涉及两项任务：（1）利用扩散理论（或传输理论）计算结合反应堆功率分布测量来确定反应堆堆芯中的中子源分布，以及（2）固定裂变速率中子源的性能（固定源）输运理论计算，以确定反应堆堆芯、内部构件和压力容器中的中子注量率分布。基准、测试反应堆或动力反应堆计算的一些中子学建模细节会有所不同；因此，本文描述的程序是通用的并且适用于每种情况。 （参见 NUREG/CR–5049、NUREG/CR–1861、NUREG/CR–3318 和 NUREG/CR–3319。） 3.1.2 预计传输计算将是只要获得压力容器监测剂量测定数据就进行，并且将按照 3.2.2 的规定进行定量比较。适用于特定设施的所有积累的剂量测定数据均应包含在比较中。 3.2“验证”在对特定设施进行运输计算之前，必须通过将结果与基准实验的测量结果进行比较来验证计算方法。为验证中子学方法学而建立基准实验的标准应包括指南 E944 和 E2006 中规定的标准以及 3.2.1 中规定的标准。参考文献（1）中给出了 LWR 监视计划的基准验证离散坐标辐射传输程序的限制精度的讨论......

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