ASTM E185-15e1
軽水冷原子炉容器の監督手順設計の標準実務

規格番号

ASTM E185-15e1

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 E185-16

最新版

ASTM E185-21

範囲

4.1 軽水減速原子炉の設計では、圧力容器鋼に対する中性子線の影響の予測が考慮されます。 システム動作パラメータの変更は、放射線の影響を考慮して、原子炉容器の耐用年数全体を通じて行われることがよくあります。 原子炉容器鋼の挙動にはばらつきがあるため、原子炉容器の中性子線や温度環境への長期曝露によって引き起こされる実際の容器材料の特性の変化を監視するための監視プログラムが必要です。 この実践では、監視テストプログラムを計画および実施する際に考慮すべき基準を説明し、(1) カプセルへの曝露がベルトラインへの曝露に関連する可能性があること、(2) 監視プログラム用に選択された材料が安全であることを確認するために講じるべき予防策を指摘しています。 原子炉容器の動作を制限する可能性が最も高い材料のサンプル、および (3) 試験片の種類が原子炉容器に対する放射線の影響の評価に適切であること。 4.2 原子炉容器監視プログラムのために得られる中性子被ばくの推定に使用される方法論は、ガイド E482 および E853 で定義されています。 4.3&# 特定の原子炉容器の監視プログラムの設計では、その原子炉容器に使用される特定の材料に加えて、同様の材料に関する既存のデータを考慮する必要があります。 このようなデータの量、および曝露条件と材料特性の類似性によって、放射線影響の予測への適用可能性が決まります。 1.1 この演習では、軽水減速原子炉容器内のフェライト系材料の機械的特性における放射線誘発性の変化を監視するための監視プログラムを設計する手順を取り上げます。 この実務では、公称設計出力 300 MWe 以下の新しい高度な軽水小型モジュール型原子炉設計は特に考慮されていません。 この実践には、監視プログラムの設計、含まれる船舶材料の選択、および材料評価の初期スケジュールの最小要件が含まれます。 1.2 この手法は、予測最大高速中性子フルエンス (E > 1 MeV) が 18201;&#×8201;1021 中性子/を超えるすべての軽水減速原子炉容器を対象に開発されました。 フェライト鋼反応容器の内面における m 2 (18201;×8201;1017 n/cm2)。 1.3&# この実践では、設計寿命を超えた放射線による特性の変化を監視するための具体的な手順は提供されません。 実践 E2215 は、設計期間中および設計期間を超えた撤退スケジュールの変更に対処します。 1.4&# SI単位で記載されている値は目安となります。 括弧内の値は情報提供のみを目的としています。

ASTM E185-15e1 発売履歴

• 2021 ASTM E185-21 軽水減速型原子炉の船舶監督手順の設計に関する標準実務
• 2016 ASTM E185-16 軽水中型原子炉の船舶監視計画設計の標準実務
• 2015 ASTM E185-15e1 軽水冷原子炉容器の監督手順設計の標準実務
• 2015 ASTM E185-15 軽水減速型原子炉の船舶監督手順の設計に関する標準実務
• 2010 ASTM E185-10 軽水原子炉のタンク監視プログラム設計の標準的な実践
• 2002 ASTM E185-02 軽水冷原子炉容器の監督手順設計のための標準作業手順書
• 1998 ASTM E185-98 軽水冷却原子炉容器 E 706 (IF) の監視試験の標準操作手順
• 1982 ASTM E185-82e2 軽水冷却型原子炉容器 E706(IF)の監督試験に関する標準実務
• 1979 ASTM E185-79 軽水冷却型原子炉容器の監督試験の標準実務
• 1973 ASTM E185-73 原子炉容器の監督試験に関する標準推奨慣行