ASTM E853-01(2008)
E706(IA) 軽水炉モニタリング結果の分析および解釈の標準的方法

規格番号

ASTM E853-01(2008)

制定年

2001

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 E853-13

最新版

ASTM E853-23

範囲

原子炉容器監視プログラムの目的は 2 つあります。 このプログラムの最初の要件は、中性子照射や熱環境への曝露による原子炉容器ベルトライン領域のフェライト系材料の破壊靱性特性の変化を監視することです。 2 番目の要件は、監視プログラムから取得したデータを利用して、船舶がその耐用年数全体にわたって運航できる条件を決定することです。 3.1 の最初の要件を満たすために実行するタスクは簡単です。 監視プログラムを構成する各照射カプセルは、別個の実験として扱うことができます。 目標は、材料試験片が曝露された中性子場を事後的に記述する線量測定プログラムを定義し、完了まで実行することです。 結果として得られる情報は、カプセルが取り出された特定のプラントに厳密な意味で適用できるデータベースの一部となりますが、より広い意味では業界全体にも適用できます。 3.1 の 2 番目の要件を満たすために、実行するタスクは多少複雑になります。 目的は、耐用年数にわたって圧力容器自体がさらされる中性子場を正確に記述することです。 中性子場のこの記述には、容器壁内の空間勾配が含まれなければなりません。 したがって、計算の設計基準の選択だけでなく、中性子輸送技術の使用にも重点を置く必要があります。 特定の監視カプセルの測定値、特に植物の寿命の初期に得られた測定値は、必ずしも長期間の原子炉運転を表しているわけではないため、特定のカプセルからの線量測定データに対する中性子輸送計算の単純な正規化は適切ではない可能性があります(1-67)。 原子炉容器の支持構造の監視プログラムの目的と要件はそれほど厳格ではなく、現時点では、利用可能な試験炉冶金学的データの使用と組み合わせた容器空洞外モニタリングによる物理線量測定に限定されています。 中性子による特性変化の影響を受ける可能性のある支持構造鋼の状態を判断するため (1、29、44-58、65-70)。 1.1 この実践では、軽水炉圧力容器監視プログラムから得られた中性子被ばくデータの分析と解釈に使用される、付属書 A1 にまとめられた方法論を対象とします。 そして、その分析の結果に基づいて、圧力容器とその支持構造の現在および将来の状態を評価するために使用される形式を確立します(1-70)。 1.2 この実践は、いくつかのサポートする ASTM 標準実践、ガイド、および方法の適用に依存し、それらを結び付けます (マスター マトリックス E 706 を参照) (1、5、13、48、49)。 この実践を少なくとも部分的に自己完結型にするために、ASTM およびその他の文書に関連する領域で適度な量の議論が提供されます。 議論されるサポート主題領域には、原子炉の物理計算、線量計の選択と分析、および曝露単位が含まれます。 注 18212;(図 1 は最新の更新で削除されました。 標準の相互接続性の最新の図については、マスター マトリックス E 706 を参照してください)。 1.3 この慣行は、軽水炉原子力発電所の運転、認可、規制を支援するために確立された監視プログラムに関連する直接的な適用に限定されます。 試験炉の結果の分析、解釈、適用に関連する手順とデータは、実践 E 560、実践 E 1006、ガイド E 900 で取り上げられています。

ASTM E853-01(2008) 発売履歴

• 2023 ASTM E853-23 軽水炉監視からの中性子被ばく結果の分析と解釈の標準的な実践方法
• 2018 ASTM E853-18 軽水炉監視からの中性子被ばく結果の分析と解釈の標準的な実践方法
• 2013 ASTM E853-13 軽水炉モニタリング結果の分析と解釈の標準的な実践方法
• 2001 ASTM E853-01(2008) E706(IA) 軽水炉モニタリング結果の分析および解釈の標準的方法
• 2001 ASTM E853-01 軽水炉のモニタリング結果の分析と解釈に関する標準実務
• 1987 ASTM E853-87(1995)e1 軽水炉のモニタリング結果の分析と解釈に関する標準実務