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)

規格番号
ASTM E900-87(2001)
制定年
1987
出版団体
American Society for Testing and Materials (ASTM)
状態
に置き換えられる
ASTM E900-02
最新版
ASTM E900-21
範囲
1.1 このガイドは、シャルピー V ノッチ 41-J (30-ftlbf) データに基づいて、照射済み軽水冷発電用原子炉圧力容器材料の基準転移温度調整を予測する方法を示します。 放射線損傷の計算手順は、1982 年 6 月の時点で利用可能であった照射材料データベースの統計分析から開発され、1983 年 8 月までの容易に利用可能なデータと照合されました。 手順では、関数として表形式で与えられる化学係数が使用されます。 銅とニッケルの含有量に、グラフから読み取ったフルエンス係数または式から計算したフルエンス係数を掛けます。 このガイドと以前の版の違いは、化学係数にニッケル含有量が追加されていることです。 このガイドは、以下の特定の材料、照射温度範囲、中性子フルエンス、およびフルエンス率に適用されます。 1.1.1 材料1.1.1.1 A 533 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)、 A508 クラス 2 および 3.1.1.1.2 1.1.1.1.1.1.1.3 の材料のサブマージ アーク溶接、シールド アーク溶接、エレクトロスラグ溶接 1.1.1.1 および 1.1.1.2.1.1.2 の材料の熱影響部の溶接銅含有量は 0.01 ～ 0.40 重量 % の範囲内。 1.1.3 ニッケル含有量は 0 ～ 1.2 重量 % の範囲内。 1.1.4 照射温度は 530 ～ 590176;F (277 ～ 310176;C) の範囲内。 1.1.5 1 × 10 17 ～ 1 × 1020 n/cm2 の範囲内の中性子フルエンス (E > 1 MeV)。 1.1.6 原子炉容器炉心ベルトラインの光領域で予想される範囲内の中性子フルエンス率およびエネルギースペクトル1.2 基準温度の調整方法の根拠は、規制ガイド 1.99 の根拠を説明する報告書です。 この報告書は、ガスリー氏、オデトル氏、ロンブローゾ氏が記述した原子炉容器監視データと分析に基づいている。 そのデータベースの範囲は、.1.3 の破線で示されています。 このガイドは、軽水炉容器材料の放射線監視に使用されるいくつかの基準を調整するマスター マトリックス E 706 のパート IIF です。 このガイドで使用する適用可能なフルエンスを決定する方法は、マスター マトリックス E 706、実践 E 560 (IC) および E944 (IIA)、およびメソッド E 1005 (IIIA) で取り上げられています。 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 E 853 (IA) に記載されています。 1.4 インチポンド単位で与えら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情報提供のみを目的としています。 1.5 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。

ASTM E900-87(2001) 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)


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