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

規格番号

ASTM E509-03(2008)

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/E509M-14

最新版

ASTM E509/E509M-21

範囲

フェライト鋼製の原子炉容器は、運転中の中性子曝露による材料特性の漸進的な変化を想定して設計されています。 軽水冷原子炉の運転では、延性から脆性までの中性子線の影響を考慮して、耐用年数中に圧力温度（P–T）の制限値が定期的に変更されます。 転移温度の材料特性。 中性子脆化の程度が大きくなると、通常の昇温・冷却時の運転制限が厳しくなる可能性があります。 加圧熱衝撃（PTS）などの想定される事象については、さらに考慮する必要があります。 上部棚靱性の低下は中性子曝露によっても発生し、この低下によって延性破壊に対する安全域が減少する可能性があります。 このような状況が発生する可能性があると思われる場合は、問題を軽減したり、プラント制限を考慮する必要がある時期を延期したりする特定の代替手段が利用可能です。 これらの代替案の 1 つは、原子炉容器のベルトライン領域を熱アニールすることです。 つまり、ベルトライン領域を通常の動作温度よりも十分に高い温度まで加熱して、原子炉容器のベルトライン領域を加熱して、元の破壊靱性や、原子炉容器として失われた他の材料特性のかなりの部分を回復させることです。 中性子脆化の結果。 インサービスアニールの準備と計画は、アニール操作をガイドするための関連情報を取得できるように、早期に開始する必要があります。 アニーリングによって得られる動作寿命における予想される利点を評価するには、十分な時間を割り当てる必要があります。 採用されるアニーリング方法を評価する。 必要なシステム研究と応力評価を実行する。 予想される焼鈍回復と再脆化挙動を評価する。 稼働中のアニーリングを行うために必要な機器を開発し、機能テストするため。 そして、アニールを実行する人材を訓練すること。 アニーリング温度の選択には、相反する条件のバランスが必要です。 アニーリング温度を高くし、アニーリング時間を長くすると、破壊靱性やその他の材料特性の回復が大きくなり、アニーリング後の寿命が長くなります。 焼きなまし温度も、焼きなまし後の再脆化傾向に影響を与える可能性があります。 一方、温度が高くなると、永久クリープ変形や焼き戻し脆化など、他の望ましくない特性効果が生じる可能性があります。 これらのより高い温度はまた、焼きなまし操作による容器の変形や容器支持体、一次冷却剤配管、隣接するコンクリート、断熱材などの損傷を防ぐ際に、炉心と冷却剤の除去と保管、局所的な加熱効果などの工学的困難を引き起こす可能性があります。 アニーリング条件および熱応力評価に関する詳細なガイダンスについては、ASME Code Case N-557 を参照してください (2)。 原子炉容器が脆化状態に近づき、焼きなましを検討する場合、主な基準は、原子炉容器の焼きなましによって得られる追加の耐用年数の年数です。 この質問に答えるには、アニール後に調整された RTNDT と上部シェルフ エネルギー レベル、および将来の照射中のその後の変化という 2 つの情報が必要です。 さらに、容器がアニールされる場合、アニール直後の期間の圧力と温度の制限を確立し、他の設計要件と PTS スクリーニング基準への準拠を実証するための基礎として同じ情報が必要です。 上部棚の靭性への影響にも同様に対処する必要があります。 このガイドでは主に RTNDT の変更について説明します。 上部棚の取り扱いは、NRC 規制ガイド 1.16 に示されているのと同様のアプローチを使用して可能です。

ASTM E509-03(2008) 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