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)

規格番号
ASTM E900-02(2007)
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 E900-15
最新版
ASTM E900-21
範囲
商用発電用原子炉の運転は、欠陥がある場合に非延性挙動を引き起こす可能性のある温度での過剰な加圧を防ぐために、加熱および冷却中の圧力と温度の制限に準拠する必要があります。 原子炉容器ベルトライン領域への放射線損傷は、中性子損傷が蓄積するにつれて圧力と温度の限界をより高い温度に調整することによって補償される。 現在の実務では、シャルピー V ノッチ 30-ft·lbf (41-J) エネルギーレベルで測定した中性子照射によって生じる転移温度の上昇に基づいて調整を行っています。 プラントの動作寿命中の圧力温度動作限界を確立するには、遷移温度の調整を予測する必要があります。 4.1.1 特定の原子炉の監視データがない場合（実践 E 185 を参照）、予測を行うには計算手順を使用する必要があります。 信頼できる監視データが入手可能な場合でも、プラントの稼働期間中の特定の期間における遷移温度の調整を得るために、通常はデータを外挿する必要があります。 ここで示される脆化相関関係は、これらの目的のために開発されたものです。 研究により、特定の元素、特に銅とニッケルが鋼の放射線感受性の変動を引き起こすことが証明されています。 リン (P) などの他の元素の重要性については、引き続きさらなる研究の対象となります。 銅とニッケルは、ここで説明する計算手順を開発する際に使用される重要な化学パラメーターです。 これらの手順の導出には、発電炉監視データのみが使用されました。 この手順で使用される高速中性子フルエンスの尺度は n/cm2 (E > 1 MeV) です。 発電炉や試験炉で経験される中性子フルエンス率と中性子エネルギースペクトルの違いは、これらの手順には適用されていません。 これらの要因を考慮した方法については、別の場所で説明します。 3 1.1 このガイドでは、シャルピー V ノッチ 30-ftlbf (41-J) 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。 データ。 放射線損傷の計算手順は、2000 年 5 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解析に基づいて開発されました。 このガイドで使用される脆化の相関関係は、銅とニッケルの含有量、照射温度、中性子フルエンスという変数を使用して開発されました。 モデルの形式は、安定母材損傷 (SMD) と銅リッチ析出 (CRP) という 2 つの脆化メカニズムに関する現在の理解に基づいています。 銅効果の飽和（さまざまな溶接材料の場合）が含まれています。 このガイドは、データベース全体に基づいて、以下の特定の材料、銅、ニッケル、およびリンの含有量、照射温度の範囲、および中性子フルエンスに適用されます:1.1.1 材料 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。 .1.1.2 の材料のサブマージ 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。 0 ～ 0.50 wt % の範囲内の銅含有量。 1.1.3 ～ の範囲内のニッケル含有量。 0 ～ 1.3 wt %。 1.1.4 リン含有量は 0 ～ 0.025 wt % の範囲内。 1.1.5 照射暴露温度は 500 ～ 570 F (260 ～ 299℃) の範囲内。 1.1.6 中性子フルエンスは 1 1016 の範囲内。 1.1.7 軽水冷却炉の炉心ベルトライン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および 2108 ～ 11012 n/cm2s の範囲内のフルエンス率(E > 1 MeV).1.2 ……を調整する方法の基礎

ASTM E900-02(2007) 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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