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
- 規格番号
- ASTM E853-13
- 制定年
- 2013
- 出版団体
- American Society for Testing and Materials (ASTM)
- 状態
- に置き換えられる
- ASTM E853-18
- 最新版
- ASTM E853-23
- 範囲
- 3.1 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。 3.1.1&# 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。 3.1.2 3.1 の 2 番目の要件を満たすために、実行されるタスクは多少複雑です。 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すとは限らないため、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-
ASTM E853-13 規範的参照
- ASTM E1005 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)
- ASTM E1006 試験炉 E706(II)の物理線量測定結果の分析と解釈
- ASTM E1018 トランセクト データ ファイルを評価するための ASTM 標準ガイド、マトリックス E 706 (IIB)
- ASTM E1035 原子炉容器支持構造物の放射線被ばくを決定するための標準的な方法
- ASTM E1214 ヒューズ温度モニターを使用した原子炉容器監視の標準ガイド
- ASTM E185 軽水冷却原子炉容器 E 706 (IF) の監視試験の標準操作手順
- ASTM E2006 軽水炉計算ベンチマークテストの標準ガイド
- ASTM E482 原子炉容器監視のための中性子伝達法の適用に関する E706 (IID) 標準ガイド
- ASTM E509 軽水冷原子炉容器の運転中焼鈍に関する標準ガイド
- ASTM E706 軽水炉炉心圧力容器監視基準の標準マスターモデル、E706(0)
- ASTM E844 E-706(IIC) 原子炉監視用センサーデバイスの設計と照射に関する標準ガイド
- ASTM E854 原子炉監視用ソリッドステートトラックレコーダー (SSTR) モニターの応用および分析のための試験方法、E 706(IIIB)
- ASTM E900 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)
- ASTM E910 原子炉容器監視用のヘリウム蓄積流量モニターの応用および分析のための標準試験方法 E 706(IIIC)
- ASTM E944 原子炉監視における中性子スペクトル調整法の応用
ASTM E853-13 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
