ASTM E706-23
軽水炉圧力容器監督基準マスターマトリックス

規格番号

ASTM E706-23

制定年

2023

出版団体

American Society for Testing and Materials (ASTM)

最新版

ASTM E706-23

範囲

1.1 このマスターマトリックス規格は、圧力容器の耐用年数全体にわたる軽水炉（LWR）圧力容器（PV）および支持構造鋼の中性子誘発変化を予測するための一連の標準的な実践、ガイド、および方法を説明しています（図1）。 1)。 参照文書はセクション 2 にリストされています。 セクション 3 と 4 で提供される概要情報は、この一連のマトリックス規格の作成者とユーザーの間で適切な理解を確立し、コミュニケーションを確立するために不可欠です。 これは、個々の作成者およびユーザーが使用するために、参照された標準 (セクション 2) および参考資料から抽出されたものです。 より詳細な作成者とユーザーの情報、正当性、および個々の実践、ガイド、および方法の具体的な要件は、セクション 3 ～ 5 で提供されます。 内容と一貫性の一般的な要件については、セクション 6 で説明します。 1.2 このマスター マトリックスは次のように意図されています。 シリーズの規格の作成、改訂、および使用に関するリファレンスおよびガイド。 1.3 圧力温度制限の設定および破壊解析 ((112)2 およびガイド E509) の実行において中性子線による損傷を考慮するには、原子炉圧力容器鋼の破壊靱性の中性子誘発変化を予測し、監視プログラム データの外挿によってチェックする必要があります。 船舶の耐用年数中。 予測方法の不確実性は重大な場合があります。 PV および支持構造の鋼の特性変化の物理的測定に関連する技術、変数、および不確実性は、このマスター マトリックスでは考慮されていませんが、他の場所で考慮されています ((2, 6, 7, 11-26) およびガイド E509)。 1.4 (1) 中性子およびガンマ線量測定、(2) 物理学 (中性子およびガンマ効果)、および (3) 冶金学的損傷の相関手順およびデータに関連する技術、変数、および不確実性は、このマスター マトリックスに属する別の規格で扱われます ( 1、17）。 (1)、(2)、(3) に関係する主な変数は次のとおりです。 1.4.1 鋼の化学組成と微細構造、 1.4.2 鋼の照射温度、 1.4.3 炉心からの発電所の構成と寸法1.4.4 炉心出力分布、1.4.5 原子炉運転履歴、1.4.6 原子炉物理計算、1.4.7 中性子曝露装置の選択、1.4.8 線量測定測定、1.4. 9 中性子特殊効果、および 1.4.10 中性子線量率効果。 1.5 正常荷重および事故荷重下での原子炉圧力容器ベルトラインの破壊制御の適切性を確保するための多くの方法および基準が存在する ((1, 7, 8, 11, 12, 14, 16, 17, 23-27)、参照文書: ASTM 規格 (2.1)、原子力規制文書 (2.3)、および ASME 規格 (2.4))。 古い軽水炉圧力容器はより高度に放射線を浴びるようになっているため、靭性の変化の予測能力を向上させる必要があります。 船舶の耐用期間中、試験炉および発電炉監視プログラムから入手できる情報量は増加するため、この情報を評価および使用するための手順を使用する必要があります（1、2、4-9、11、12、23-26、 28）。 このマスター マトリックスは、図 1 に示すように、一連の ASTM 規格の現在の (1) 範囲、(2) 適用分野、および (3) 一般的なグループ分けを定義します。 1.6 SI 単位で記載された値は次のようにみなされます。 標準。 この規格には他の測定単位は含まれません。 1.7 この規格は、その使用に関連する安全上の懸念がある場合、そのすべてに対処することを目的とするものではありません。 適切な安全、健康、および環境慣行を確立し、使用前に規制上の制限の適用可能性を判断するのは、この規格のユーザーの責任です。 1.8 この国際規格は、世界貿易機関貿易技術障壁 (TBT) 委員会によって発行された国際規格、ガイドおよび推奨事項の開発のための原則に関する決定で確立された、国際的に認められた標準化原則に従って開発されました。 1 このマスター マトリックスは、原子力技術と応用に関する ASTM 委員会 E10 の管轄下にあり、核放射線計測に関する小委員会 E10.05 の直接の責任です。 現在の版は 2023 年 3 月 1 日に承認されました。 2023 年 3 月に発行されました。 最初は 1979 年に承認されました。 前回の前回の版は 2016 年に E706 – 16 として承認されました。 DOI: 10.1520/E0706-23。 2 括弧内の太字の数字は、この規格の最後にある参考文献のリストを参照しています。 著作権 © ASTM International、100 Barr Harbor Drive、PO Box C700、West Conshohocken、PA 19428-2959。 米国 この国際規格は、世界貿易機関貿易技術障壁 (TBT) 委員会によって発行された、国際標準、ガイドおよび推奨の開発のための原則に関する決定で確立された、国際的に認められた標準化原則に従って開発されました。 1 2. 参考文献

ASTM E706-23 規範的参照

• ASTM C859 核物質の用語
• ASTM E1005 原子炉圧力容器監視用放射線モニタの応用および解析試験方法 E706(IIIA)
• ASTM E1006 試験炉 E706(II)の物理線量測定結果の分析と解釈
• ASTM E1018 トランセクト データ ファイルを評価するための ASTM 標準ガイド、マトリックス E 706 (IIB)
• ASTM E1035 原子炉容器支持構造物の放射線被ばくを決定するための標準的な方法
• ASTM E1214 ヒューズ温度モニターを使用した原子炉容器監視の標準ガイド
• ASTM E1253 照射された振り子衝撃試験片の復元
• ASTM E170 放射線測定と線量測定の標準用語
• ASTM E185 軽水冷却原子炉容器 E 706 (IF) の監視試験の標準操作手順
• ASTM E2005 標準中性子場および参照中性子場における原子炉線量測定のベンチマーク テストの標準ガイド
• ASTM E2006 軽水炉計算ベンチマークテストの標準ガイド
• ASTM E2215 軽水減速型原子炉容器からの監視カプセルの評価に関する標準的な手法
• ASTM E23 金属材料のノッチ付きバー衝撃試験の標準試験方法
• ASTM E2956 軽水炉原子炉圧力容器の中性子被曝監視のための標準ガイド*， 2023-09-01 更新するには
• ASTM E482 原子炉容器監視のための中性子伝達法の適用に関する E706 (IID) 標準ガイド
• ASTM E509 軽水冷原子炉容器の運転中焼鈍に関する標準ガイド
• ASTM E636 発電用原子炉容器 E706 (IH) の補足監視試験に関する標準ガイド
• ASTM E646 金属板の引張ひずみ硬化指数（n値）の標準試験方法*， 2024-04-09 更新するには
• ASTM E693 各原子の変位に基づく鉄および低合金鋼の中性子曝露特性の特性評価の標準的な手法 (DPA)、E706 (ID)
• ASTM E844 E-706(IIC) 原子炉監視用センサーデバイスの設計と照射に関する標準ガイド
• ASTM E853 軽水炉のモニタリング結果の分析と解釈に関する標準実務
• ASTM E854 原子炉監視用ソリッドステートトラックレコーダー (SSTR) モニターの応用および分析のための試験方法、E 706(IIIB)
• ASTM E900 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)
• ASTM E910 原子炉容器監視用のヘリウム蓄積流量モニターの応用および分析のための標準試験方法 E 706(IIIC)
• ASTM E944 原子炉監視における中性子スペクトル調整法の応用

ASTM E706-23 発売履歴

• 2023 ASTM E706-23 軽水炉圧力容器監督基準マスターマトリックス
• 2016 ASTM E706-16 軽水炉圧力容器監視基準の標準マスターマトリックス
• 2002 ASTM E706-02 E706(0) 軽水炉圧力容器監視基準標準マスターモデル
• 2001 ASTM E706-01 軽水炉炉心圧力容器監視基準の標準マスターモデル、E706(0)
• 1987 ASTM E706-87(1994) 軽水炉炉心圧力容器監視基準の標準マスターモデル、E706(0)