ASTM E900-15e1
原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド

規格番号

ASTM E900-15e1

制定年

2015

出版団体

American Society for Testing and Materials (ASTM)

状態

入れ替わる

に置き換えられる

ASTM E900-15e2

最新版

ASTM E900-21

範囲

1.1 このガイドでは、照射された圧力容器材料の基準転移温度シフト (TTS) の値を予測する方法を説明します。 この方法は、商用加圧 (PWR) および沸騰 (BWR) 軽水冷 (LWR) についていくつかの国で実施された監視プログラムから得られた 41-J (30-ft・lbf) でのシャルピー V ノッチ データによって示される TTS に基づいています。 ）発電用原子炉。 脆化の相関関係は、放射線誘発性 TTS と小委員会 E10.02 によって編集および分析された関連情報で構成される大規模な監視データベースの統計分析から開発されました。 データベースと分析の詳細は、別のレポート (ADJE090015-EA) で説明されています 2,3。 この脆化相関関係は、変数銅、ニッケル、リン、マンガン、照射温度、中性子フルエンス、および製品の形状を使用して開発されました。 これらの変数のデータ範囲と条件は 1.1.1 にリストされています。 セクション 1.1.2 には、データベースに含まれる材料と、TTS に影響を与える可能性があるが脆化相関には使用されない暴露変数の領域がリストされています。 1.1.1 脆化相関関係で使用される変数のデータベース内の材料および照射条件の範囲: 1.1.1.1 銅含有量は最大 0.4 %。 1.1.1.2 ニッケル含有量は 1.7 % まで。 1.1.1.3 リン含有量は 0.03 % まで。 1.1.1.4 マンガン含有量が 0.55 ～ 2.0 % の範囲内。 1.1.1.5 照射温度は 255 ～ 300°C (491 ～ 572°F) の範囲内。 1.1.1.6 中性子フルエンスは 1 × 1021 n/m2 ～ 2 × 1024 n/m2 (E> 1 MeV) の範囲内。 1.1.1.7 製品の形状 (つまり、溶接、プレート、鍛造) を記述するカテゴリ変数。 1.1.2 脆化相関に含まれない変数のデータベース内の材料および照射条件の範囲: 1.1.2.1 A533 タイプ B クラス 1 および 2、A302 グレード B、A302 グレード B (修正)、および A508 クラス 2 および 3また、これらの ASTM グレードと同等のヨーロッパおよび日本の鋼材グレード。 1.1.2.2 サブマージアーク溶接、シールドアーク溶接、およびエレクトロスラグ溶接は、1.1.2.1 に記載された母材の接合に使用される溶接の組成と一致する組成を有する。 1.1.2.3 中性子フルエンス率が 3 × 1012 n/m2 /s から 5 × 1016 n/m2 /s の範囲内 (E > 1 MeV)。 1.1.2.4 商業用 PWR および BWR (電力約 500MW を超える) の炉心に隣接する原子炉容器領域で予想される範囲内の中性子エネルギー スペクトル。 1.1.2.5 沸騰水型原子炉では最長 25 年、加圧水型原子炉では最長 31 年の照射暴露時間。 1.2 このガイドを適用する際に関心のある条件が、ガイドの基礎となっている技術情報によって適切に対処されていることを示すのはユーザーの責任です。 データベースによって定量化された条件は、1.1 で説明した材料および照射条件の範囲にわたって均等に分布しているわけではなく、変数の組み合わせによっては、特に 1 において影響を受けることに注意してください。 このガイドは、原子力に関する ASTM 委員会 E10 の管轄下にあります。 技術と応用であり、核構造材料の挙動と使用に関する小委員会 E10.02 の直接の責任です。 現在の版は 2015 年 2 月 1 日に承認されました。 2015 年 4 月に発行されました。 最初は 1983 年に承認されました。 最後の前の版は 2007 年に E900 – 02(2007) として承認されました。 DOI: 10.1520/E0900-15E01。 2 ASTM 国際本部から入手できます。 注文付属品番号 ADJE090015-EA。 3 このガイドのセクション 5 の TTS 予測を知らせるために、E10.02 小委員会は、考慮されるデータを PWR および BWR で行われた照射から測定されたシャルピー シフト値 (ΔT41J) に限定することを決定しました。 1,878 件のシャルピー TTS 測定値のデータベースは、13 か国 (ブラジル、ベルギー、フランス、ドイツ、イタリア、日本、メキシコ、オランダ、韓国、スウェーデン、スイス、台湾、米国）および技術文献から。 各データ記録について、フルエンス、フルエンス率、照射温度、Cu、Ni、P、Mn の含有率 (%) の情報が利用可能である必要がありました。 材料試験炉で実施された研究プログラムの結果を文書化した報告書や技術論文も検討されました。 これらのソースからのデータは情報としてデータベースに含まれていますが、このガイドのセクション 5 の TTS 予測の開発には使用されませんでした。 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 データ範囲の極値が過小評価されています。 TTS 方程式の作成に使用されるデータ範囲の極端に近い条件にガイドが適用される場合、およびデータがまばらなデータ空間の領域がアプリケーションに含まれる場合は、特に注意が必要です。 このガイド用に開発された脆化相関関係は大規模なデータベースの統計分析に基づいていますが、1.1 で指定された範囲を超える変数値が関与するアプリケーションには慎重が必要です。 データベース内の他の曝露変数（つまり、フルエンス）との強い相関関係、およびデータベース内のデータの不均一な分布（たとえば、PWR データと BWR データの照射温度と光束範囲はほとんど重複を示さない）により、どちらも中性子フルエンス率や照射時間により、予測の精度が十分に向上し、このガイドの脆化相関に使用する価値がありました。 このガイドの将来のバージョンでは、(1) で説明されているように、TTS に対する中性子フルエンス率または照射時間、またはその両方の影響が組み込まれる可能性があります。 4 照射材料データベース、脆化相関関係を開発するための技術的基盤、および問題点そのアプリケーションに関係するものについては、別のレポート (ADJE090015-EA) で説明されています。 このレポートでは、このガイドの開発で考慮された 9 つの異なる TTS 方程式について説明しています。 そのうちのいくつかは、より限定されたデータセット (たとえば、国家プログラム データ (2、3)) を使用して開発されました。 特定の用途の材料変数または曝露条件がこれらの交互相関のいずれかの範囲内にある場合、より適切なガイダンスが提供される可能性があります。 1.3 このガイドは、軽水炉容器材料の放射線監視に対処するいくつかの規格と連携して使用されることが期待されています。 このガイドで使用する適切なフルエンスを決定する方法は、ガイド E482、E944、およびテスト方法 E1005 で説明されています。 これらの個別のガイドと実践の全体的な適用については、実践 E853 で説明されています。 1.4 SI 単位で記載された値は標準とみなされます。 括弧内に示されている値は、米国慣用単位への数学的変換であり、情報提供のみを目的としており、標準とはみなされません。 1.5 この標準ガイドでは、最終調整基準温度を決定するために TTS をどのように使用すべきかは定義されていません。 これには、通常、照射前の転移温度、予測される TTS、およびシフト推定方法の不確実性の考慮が含まれます。 1.6 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。 適切な安全衛生慣行を確立し、使用前に規制上の制限の適用可能性を判断することは、この規格のユーザーの責任です。 1.7 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。

ASTM E900-15e1 規範的参照

• ASTM A302/A302M 圧力容器用マンガン・モリブデン鋼板およびマンガン・モリブデン・ニッケル合金鋼板
• ASTM A508/A508M 圧力容器用焼入れ・焼戻し真空処理炭素鋼・合金鋼鋳物の標準仕様
• ASTM A533/A533M 圧力容器プレート合金鋼の焼入れおよび焼入れマンガン・モリブデンおよびマンガン・モリブデン・ニッケルの標準仕様
• 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 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 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*， 2019-06-01 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 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 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 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 E900-15e1 発売履歴

• 2021 ASTM E900-21 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15e2 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15e1 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度ドリフトを予測するための標準ガイド
• 2002 ASTM E900-02(2007) 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度変化を予測するための標準ガイド、E 706(IIF)
• 2002 ASTM E900-02 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度変化を予測するための標準ガイド、E 706(IIF)
• 1987 ASTM E900-87(2001) 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)
• 1987 ASTM E900-87(1994) 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)