ASTM E509-03
運転中の軽水冷却原子炉容器の徐冷に関する標準ガイド

規格番号

ASTM E509-03

制定年

2003

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 E509-03(2008)

最新版

ASTM E509/E509M-21

範囲

1.1 このガイドでは、軽水減速原子炉容器の運転中熱焼鈍を実施し、その手順の有効性を実証するために考慮すべき一般的な手順を説明します。 この稼働中焼きなまし（熱処理）の目的は、中性子脆化によって以前に劣化した原子炉容器材料の機械的特性、特に破壊靱性を改善することです。 機械的特性の向上は一般に、シャルピー V ノッチ衝撃試験の結果、あるいは破壊靱性試験の結果、または引張、硬度、押し込み、またはその他の小型試験片試験から推定される靱性特性の変化を使用して評価されます (1).1.2 このガイドは、以下のように設計されています。 さまざまな温度およびさまざまな時間での照射後アニーリングにおける原子炉容器の材料のさまざまな応答に対応するため。 アニーリング手順を開発する際には、特定の固有の制限要因を考慮する必要があります。 これらの要因には、システム設計の制限が含まれます。 取り付けられた配管、支持構造、および一次システムのシールドに起因する物理的制約。 コンポーネントおよびシステム全体における機械的応力および熱応力。 1.3 このガイドは、容器のアニーリング手順とアニーリング後の容器の放射線監視プログラムの開発の方向性を提供します。 アニールされた容器ベルトライン材料へのその後の照射の影響を監視するための監視プログラムの開発は、実践 E 185 および E 2215 に記載されている要件とガイダンスに基づく必要があります。 効果的なアニール プログラムを開発する際に考慮すべき主な要素には、次のものがあります。 特定の原子炉容器のアニーリングの実現可能性の決定。 アニーリング前の容器の機械的特性および破壊特性に関する必要な情報の入手可能性。 アニーリング時間と温度を決定するための、特定の容器の材料、設計、および操作の評価。 回復の程度と再脆化の傾向を検証するために使用される手順。 原子炉容器ベルトライン材料のアニール後の基準無延性転移温度 (RTNDT)、シャルピー V ノッチの上部シェルフ エネルギー レベル、破壊靱性特性、およびこれらの特性の予測される再脆化傾向を決定するためのガイドラインが提供されています。 このガイドでは、原子炉容器が現在の許可期間中運転できるか、資格を得る能力を評価する際に最適な量の焼きなまし後の再脆化データを利用できるようにするには、焼きなましを見越して十分な事前計画を立てる必要性を強調しています。 1.4 インチポンドまたは SI 単位で記載された値は、標準として個別にみなされるものとします。 1.5 この標準は、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 E509-03 発売履歴

• 2021 ASTM E509/E509M-21 軽水中型原子炉船の供用中焼鈍の標準指針
• 2014 ASTM E509/E509M-14 軽水減速原子炉容器の運転中焼鈍に関する標準ガイド
• 2003 ASTM E509-03(2008) 運転中の軽水冷却原子炉容器の徐冷に関する標準ガイド
• 2003 ASTM E509-03 運転中の軽水冷却原子炉容器の徐冷に関する標準ガイド
• 1997 ASTM E509-97 軽水冷原子炉容器の運転中焼鈍に関する標準ガイド