ASTM E2956-14
軽水炉圧力容器の中性子照射監視のための標準ガイド
- 規格番号
- ASTM E2956-14
- 制定年
- 2014
- 出版団体
- American Society for Testing and Materials (ASTM)
- 状態
- に置き換えられる
- ASTM E2956-21
- 最新版
- ASTM E2956-23
- 範囲
- 4.1&# 規制要件&#—米国連邦規則集 (10CFR Part 50、付録 H) は、運転中のすべての軽水炉に対して原子炉容器材料監視プログラムの導入を義務付けています。 他の国にも同様の規制があります。 このプログラムの目的は、(1) 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、(2) 監視プログラムから得られたデータを利用することです。 耐用年数を通じて船舶が十分な安全マージンを持って運航できる条件を決定する。 Practice E185、導出された機械的特性データ、および (r, &#θ, z) 物理線量測定データ (物理線量測定基準を使用した計算および原子炉キャビティおよび監視カプセルの測定 (1) から導出された) を一緒に使用できます。 Guide E900 および参考文献の情報を参照してください。 一般に「傾向曲線」と呼ばれる、特性劣化と中性子曝露の間の関係を提供するために、図 4、10 ～ 17 を参照してください。 圧力容器壁のすべての点でこの傾向曲線を取得するには、選択した傾向曲線を、このガイドを使用して導出された適切な (r, θ, z) 中性子場情報とともに使用して、必要な目的を達成する必要があります。 空間と時間における内挿と外挿。 4.2&# 中性子場の特性評価&#—4.1 の目的の 2 番目の部分を満たすために必要なタスクは複雑であり、Practice E853 にまとめられています。 これを行うには、圧力容器壁内の選択された (r, θ, z) 点における中性子場を記述する必要があります。 記述は、時間に依存するか、対象となる原子炉の稼働期間にわたって時間平均されるかのいずれかです。 この説明は、中性子輸送計算と、原子炉キャビティ (容器外) および監視カプセルまたは RPV 被覆管 (容器内) の測定、線量計センサー材料のベンチマーク照射、空間炉心出力の知識などのプラント測定と組み合わせることで最もよく得られます。 時間依存性を含む分布。 炉心の出力分布は時間とともに変化するため、プラント寿命の初期に得られた原子炉キャビティまたは監視カプセルの測定値は、原子炉の長期運転を表していない可能性があります。 したがって、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では、原子炉の全寿命にわたって問題に対する満足のいく解決策が得られる可能性は低いです。 ガイド E482 およびガイド E944 は、BWR および PWR 発電所の中性子場の特性評価に関連する詳細な情報を提供します。 4.3&# 破壊力学解析&#—現在、原子炉圧力容器に課せられる通常の昇温および冷却過渡現象に対する動作制限は、ASME ボイラーおよび圧力容器規定に概説されている破壊力学技術に基づいています。 このコードでは、圧力容器の厚さの 4 分の 1 に等しい深さの表面欠陥の存在を前提としています。 さらに、事故によって引き起こされた過渡現象 (加圧熱衝撃 (PTS)) の破壊力学解析には、内部のさまざまな深さのきずの影響の評価が含まれる場合があります。
ASTM E2956-14 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 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 E170 放射線測定と線量測定の標準用語
- 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 E2005 標準中性子場および参照中性子場における原子炉線量測定のベンチマーク テストの標準ガイド
- ASTM E2006 軽水炉計算ベンチマークテストの標準ガイド
- ASTM E2215 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
- 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 E693 各原子の変位に基づく鉄および低合金鋼の中性子曝露特性の特性評価の標準的な手法 (DPA)、E706 (ID)
- 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 E853 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
- 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 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 E2956-14 発売履歴
- 2023 ASTM E2956-23 軽水炉原子炉圧力容器の中性子被曝監視のための標準ガイド
- 2021 ASTM E2956-21 軽水炉圧力容器の中性子照射監視のための標準ガイド
- 2014 ASTM E2956-14 軽水炉圧力容器の中性子照射監視のための標準ガイド
