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)

規格番号
ASTM E900-02
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 E900-02(2007)
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 30-ftlbf (41-J) 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、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:1.1.1.1 A 533 Type B Class 1 and 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 1.1.1.1.1.1.2 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 ニッケル含有量は 0 ～ 1.3 wt %の範囲内 %.1.1.4 リン含有量は 0 ～ 0.025 wt %の範囲内;C).1.1.6 1 x 1016 ～ 8 x 1019 n/cm2 の範囲内の中性子フルエンス (E > 1 MeV)。 1.1.7 軽水の原子炉容器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1.2 基準温度を調整する方法の基礎については、別のレポートで説明します。 1.3 このガイドはパート IIF です。 軽水炉容器材料の放射線監視に使用されるいくつかの規格を調整するマスター マトリックス E 706 の規格。 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、マスター マトリックス E 706、実践 E 560 (IC) およびガイド E 944 (IIA)、およびテスト方法 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 慣習的な米国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 SI 値は情報提供のみを目的としています。 1.5 この標準ガイドでは、最終的な調整済み基準温度を決定するために転移温度のシフトをどのように使用するかを定義していません。 (これには通常、最初の開始点、予測されるシフト、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。

ASTM E900-02 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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