ASTM E1035-02
原子炉容器支持構造物の中性子照射線量決定の標準実務

規格番号
ASTM E1035-02
制定年
2002
出版団体
American Society for Testing and Materials (ASTM)
状態
に置き換えられる
ASTM E1035-08
最新版
ASTM E1035-18(2023)
範囲
圧力容器の鋼材に対する中性子線の影響の予測は、長年にわたって軽水炉発電所の設計と運転の一部として行われてきました。 連邦規制機関 (2.2 を参照) と国家基準団体 (2.1 を参照) は両方とも、これらの船舶の安全な運航を確保するための規制と基準を公布しています。 最近、加圧水型原子炉容器の支持構造も同様の中性子線の影響を受ける可能性があることが明らかになりました (1、2、3、4、5)。 7 この実践の目的は、中性子線を決定するためのガイドラインを提供することです。 個々の血管サポートが経験する放射線被ばく。 高エネルギー光子も、中性子によって生成されるものと同様の変位損傷効果を生成する可能性があることが知られています。 これらの影響は、軽水炉圧力容器のベルトラインでは、中性子によって引き起こされる影響よりもはるかに小さいことが知られています。 船舶支持構造内のすべての場所で同じことが証明されているわけではありません。 したがって、結合中性子光子輸送法と光子誘起変位断面積を適用して、ガンマ誘起 dpa がスクリーニング レベル 3.0 を超えるかどうかを判断することが賢明である可能性があります。 10-4、この実践で中性子曝露のために使用されます。 1.2.1.1 を参照 この実践は、活性炉心の近くに位置する原子炉容器支持構造内のフェライト系材料が受ける中性子線被ばくを監視する手順を対象としています。 この実践には、次のガイドラインが含まれます。 1.1.1 適切な線量測定センサー セットの選択と原子炉空洞への適切な設置。 1.1.2 中性子線被ばくを予測するための適切な中性子計算の作成。 1.2 この実践は、容器支持体が放射線を受けるすべての加圧水型原子炉に適用される。 1 x 1017 中性子/cm 2 または 3.0 x 10-4 dpa を超える生涯中性子フルエンス (E > 1 MeV)。 (用語 E 170 を参照。 )1.3 ガンマ線による船舶支持構造の曝露はこの慣行の範囲には含まれていないが、この問題については 3.2.1.4 での簡単な説明を参照。 この規格は安全上の懸念のすべてに対処することを目的とするものではない。 存在する場合、その使用に関連するもの。 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。

ASTM E1035-02 発売履歴

  • 2023 ASTM E1035-18(2023) 原子炉容器支持構造の中性子曝露量を決定するための標準的な方法
  • 2018 ASTM E1035-18 原子炉容器支持構造の中性子曝露量を決定するための標準的な方法
  • 2013 ASTM E1035-13 原子炉容器支持構造の中性子照射を決定するための標準的な手法
  • 2008 ASTM E1035-08 原子炉容器支持構造の中性子照射決定の標準実務
  • 2002 ASTM E1035-02 原子炉容器支持構造物の中性子照射線量決定の標準実務
  • 1985 ASTM E1035-85(1996) 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
  • 1990 ASTM E1035-85(1990) 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


© 著作権 2024