ASTM E1005-03e1
E706(IIIA) 原子炉圧力容器監視用放射線測定モニタの応用および分析のための標準試験方法

規格番号

ASTM E1005-03e1

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 E1005-10

最新版

ASTM E1005-21

範囲

放射測定モニターは、さまざまな中性子場における中性子フルエンス率 (線束密度)、フルエンス、およびスペクトルを決定するための実証済みの受動的線量測定技術を提供します。 これらのデータは、原子炉圧力容器やその支持構造に使用される鋼などの原子炉構造材料に対する、起こり得る長期的な放射線誘発損傷を評価および推定するために必要です。 多数の放射測定モニター、それらに対応する中性子放射化反応、放射性反応生成物、およびこれらの RM と生成物の関連核パラメータの一部を表 1 に示します。 表 2 は、核分裂生成物の累積および独立した核分裂収量に関するデータ (35) を示しています。 重要な核分裂モニター。 現場での光核分裂情報を提供する可能性のある追加の核分裂生成物反応は、情報が開発され検証されるにつれて表 1 に追加されます (23-29、36-39)。 1.1 この方法は、原子炉容器および支持構造物の監視曝露中に誘発される核反応によって放射測定モニター (RM) で生成される放射性核種の比放射能を測定するための一般的な手順を説明します。 個々の RM のより詳細な手順は、参考文献 および で特定される別の規格で提供されます。 測定結果は、対応する中性子誘発反応速度を定義するために使用でき、それを使用して原子炉容器および支持構造の照射環境を特徴付けることができます。 主な測定技術は高分解能ガンマ線分光法ですが、特定の RM では X 線光子分光法とベータ粒子計数が程度は低いですが使用されます ()。 1.1.1 測定手順には、ランダムおよび真の検出器のバックグラウンド放射線の補正が含まれます。 一致合計損失、校正線源標準と RM の間の形状の違い、RM による放射線の自己吸収、その他の吸収効果、および放射性崩壊補正 (、)。 1.1.2 特定の放射能は、放射能の継続時間を考慮して計算されます。 カウント、カウントの開始から照射終了までの経過時間、半減期、RM 内のターゲット核種の質量、および対象の放射線の分岐強度。 適切な半減期と既知の照射条件を使用して、比放射能を対応する反応速度に変換することができます ()。 1.1.3 放射能測定と照射電力時刻歴から反応速度を計算する手順が含まれています。 反応速度は、適切な積分断面積と有効照射時間の値を使用して中性子フルエンス速度とフルエンスに変換でき、他の反応速度とともに、適切なコンピューター プログラムを使用して中性子スペクトルを定義することができます ()。 1.1.4 RM の校正にベンチマーク中性子場を使用すると、絶対反応速度の計算に必要な多くのパラメータとそのそれぞれの不確実性がベンチマーク測定とテスト測定の両方に共通であり、したがって自己キャンセルされるため、系統誤差を大幅に削減または排除できます。 。 テストされた環境のベンチマーク等価フルエンス率は、2 つの環境で測定された飽和アクティビティと認定されたベンチマーク フルエンス率の直接比から計算できます()。

ASTM E1005-03e1 発売履歴

• 2021 ASTM E1005-21 原子炉容器監視用放射線モニタの応用および分析のための標準試験法
• 2016 ASTM E1005-16 原子炉圧力容器監視用放射線モニタの応用および解析試験方法 E706(IIIA)
• 2015 ASTM E1005-15 原子炉圧力容器監視用放射線モニタの応用および分析のための標準試験法
• 2010 ASTM E1005-10 原子炉容器監視用放射線測定モニタの適用及び分析のための標準試験方法 E 706(IIIA)
• 2003 ASTM E1005-03e1 E706(IIIA) 原子炉圧力容器監視用放射線測定モニタの応用および分析のための標準試験方法
• 2003 ASTM E1005-03 E706(IIIA) 原子炉圧力容器監視用放射線測定モニタの応用および分析のための標準試験方法
• 1997 ASTM E1005-97 原子炉圧力容器監視用放射線モニタの応用および解析試験方法 E706(IIIA)