ASTM E900-15
原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度ドリフトを予測するための標準ガイド

規格番号

ASTM E900-15

制定年

2015

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 E900-15e1

最新版

ASTM E900-21

範囲

4.1 商用発電用原子炉の運転は、欠陥がある場合に非延性挙動を引き起こす可能性のある温度での過加圧を防ぐために、加熱および冷却中の圧力と温度の制限に準拠する必要があります。 原子炉容器への放射線損傷は、中性子損傷が蓄積するにつれて圧力と温度の限界をより高い温度に調整することで補償されます。 現在の実務では、シャルピー V ノッチ 41-J (30-ft·lbf) エネルギー レベルで測定した中性子照射によって生成される TTS に基づいて調整を行っています。 プラントの動作寿命中の圧力温度動作限界を確立するには、TTS を予測する必要があります。 4.1.1 特定の原子炉材料に関する監視データがない場合（実践 E185 および E2215 を参照）、予測を行うには計算手順の使用が必要です。 信頼できる監視データが入手可能な場合でも、プラントの稼働期間内の特定の期間の TTS を取得するには、通常、データを内挿または外挿する必要があります。 ここで示される脆化相関関係は、これらの目的のために開発されたものです。 4.2 研究により、特定の元素、特に銅 (Cu)、ニッケル (Ni)、リン (P)、およびマンガン (Mn) が原子炉圧力容器鋼の放射線感受性の変動を引き起こすことが確立されました。 シリコン (Si) や炭素 (C) などの他の元素の重要性については、引き続きさらなる研究の対象となります。 銅、ニッケル、リン、マンガンは、ここで説明する計算手順を開発する際に使用される重要な化学パラメーターです。 4.3 これらの手順の導出には発電炉 (PWR および BWR) 監視データのみが使用されました。 この手順で使用される高速中性子フルエンスの測定値は n/m2 (E > 1 MeV) です。 発電炉と試験炉で経験されるフルエンス率と中性子エネルギースペクトルの違いは、これらの手順では考慮されていません。 1.1 このガイドでは、照射された圧力容器材料の基準転移温度シフト (TTS) の値を予測する方法を示します。 この方法は、商用加圧 (PWR) および沸騰 (BWR) 光についていくつかの国で実施された監視プログラムから得られた、高度 41-J (30 フィートポンドポンド) でのシャルピー V ノッチ データによって示される TTS に基づいています。 水冷（LWR）発電炉。 脆化の相関関係は、放射線誘発性 TTS と小委員会 E10.02 によって編集および分析された関連情報で構成される大規模な監視データベースの統計分析から開発されました。 データベースと解析の詳細については、別の報告書に記載されています(1)。 2、3、この脆化は...

ASTM E900-15 発売履歴

• 2021 ASTM E900-21 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15e2 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15e1 原子炉容器材料の放射線誘発転移温度変化を予測するための標準ガイド
• 2015 ASTM E900-15 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度ドリフトを予測するための標準ガイド
• 2002 ASTM E900-02(2007) 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度変化を予測するための標準ガイド、E 706(IIF)
• 2002 ASTM E900-02 原子炉容器材料の放射線誘発変化による温度変化を予測するための標準ガイド、E 706(IIF)
• 1987 ASTM E900-87(2001) 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)
• 1987 ASTM E900-87(1994) 中性子線による原子炉容器材料の損傷の予測、E 706(IIF)