ASTM E2215-10
軽水型原子炉のタンク監視室評価の標準的実践

規格番号

ASTM E2215-10

制定年

2010

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 E2215-15

最新版

ASTM E2215-19

範囲

中性子線の影響は、軽水減速原子炉の設計において考慮されます。 これらの影響を考慮して、反応器の耐用年数全体にわたってシステム動作パラメータの変更が行われる場合があります。 監視プログラムを使用して、照射環境による実際の容器材料の特性の変化を測定します。 この実践では、監視プログラムのテスト カプセルを評価する際に考慮すべき基準について説明します。 この規格の最初の発行日より前は、監視プログラムの設計と監視カプセルのテストは両方とも 1 つの規格である Practice E185 でカバーされていました。 1961 年の暫定採用からこの規格に関連する置き換えまでの間に、Practice E185 は何度も改訂されました (1966 年、1970 年、1973 年、1979 年、1982 年、1993 年、1998 年)。 したがって、規格の初期バージョンに基づいて設計および実装された監視プログラムのカプセルは、規格に対する大幅な変更が採用された後にテストされることがよくありました。 明確にするために、監視プログラムの標準実践は、新しい監視プログラムの設計を対象とする新しい実践 E185 と、監視カプセルのテストと評価を対象とするこの標準実践に分割されました。 標準テスト プログラムと補足テストの変更については、ガイド E636 に記載されています。 この標準的な実施は、すべての軽水減速原子炉圧力容器監視カプセルの試験と評価を対象とすることを目的としています。 この実践は、以前のすべてのバージョンの実践 E185 に基づいて設計および実装された監視プログラムのカプセルのテストに適用できます。 放射線による容器の特性の変化は、一般に、監視プログラムのカプセルからの試験片のシャルピー指数温度、シャルピー上棚エネルギー、および引張特性を測定することによって監視されます。 これらの放射線誘発性変化の重要性については、Practice E185 で説明されています。 このデータの適用は、ガイド E900 およびセクション 2 にリストされているその他の文書の主題です。 監視カプセルの材料をテストするための代替方法が存在します。 Guide E636 に示されているように、いくつかの補足的および代替的なテスト方法が利用可能です。 破壊靱性の直接測定は、試験方法 E1921 で定義された基準温度法または試験方法 E1820 で定義された J 積分技術を使用して実行することもできます。 さらに、材料の放射線応答を監視する手段として、標準的な方法を補足するために硬度試験を使用することもできます。 中性子線量測定データの分析と解釈、および中性子フルエンスの決定に使用される方法論は、Practice E853 で定義されています。 ガイド E900 は、原子炉容器材料の放射線によるシャルピー転移温度の変化を評価するために使用される基準を説明しており、以下を提供しています。

ASTM E2215-10 発売履歴

• 2019 ASTM E2215-19 軽水減速型原子炉容器からの監視カプセルの評価に関する標準的な手法
• 2018 ASTM E2215-18 軽水減速型原子炉容器からの監視カプセルの評価に関する標準的な手法
• 2016 ASTM E2215-16 軽水減速型原子炉容器からの監視カプセルの評価に関する標準的な手法
• 2015 ASTM E2215-15 軽水減速型原子炉容器監視室を評価するための標準的手法
• 2010 ASTM E2215-10 軽水型原子炉のタンク監視室評価の標準的実践
• 2002 ASTM E2215-02 軽水型原子炉監視モジュールを評価するための標準的な手法