ASTM E185-02
輕水冷卻核反應堆容器的監督程序設計的標準操作規程

Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels

被代替

標準號

ASTM E185-02

發布

2002年

總頁數

8頁

發布單位

美國材料與試驗協會

替代標準

ASTM E185-10

當前最新

ASTM E185-21

 

 

適用范圍

在輕水慢化核反應堆的設計中考慮了中子輻射對壓力容器鋼影響的預測。系統操作參數的變化通常在反應堆容器的整個使用壽命期間進行，以考慮輻射效應。由于反應堆容器鋼的性能存在差異，因此需要制定監測計劃來監測因長期暴露于反應堆容器的中子輻射和溫度環境而引起的實際容器材料性能的變化。本實踐描述了在規劃和實施監視測試計劃時應考慮的標準，并指出應采取的預防措施，以確保：（1）膠囊暴露可以與腰線暴露相關，（2）為監視計劃選擇的材料是那些最有可能限制反應堆容器運行的材料的樣品，以及（3）測試產生的結果可用于評估反應堆容器上的輻射效應。指南 E 482 中定義了評估反應堆容器監視計劃所獲得的中子暴露的方法，該方法建立了用于評估反應堆容器的設計和未來狀況的基礎。除了用于該反應堆容器的特定材料之外，給定反應堆容器的監視計劃的設計還必須考慮類似材料的現有數據體。此類數據的數量以及暴露條件和材料特性的相似性將決定它們在預測輻射效應方面的適用性。
1.1 本實踐涵蓋了設計監視計劃的程序，以監測傳送帶中鐵素體材料的機械性能的輻射引起的變化輕水慢化核動力反應堆容器。本實踐包括設計監視計劃、選擇所包含的容器材料以及材料評估時間表的最低要求。
1.2 本實踐是為所有輕水慢化核動力反應堆容器制定的，其預測的最大設計壽命（EOL）結束時反應堆容器內表面的快中子注量（E > 1 MeV）超過 1 x 1017 n/cm2 (1 x 1021 n/m2)。
1.3 這種做法僅適用于規劃和設計本做法生效日期后設計和建造的反應堆容器的監測計劃。實踐 E 185 的先前版本適用于早期的反應堆容器。
1.4 本實踐沒有提供用于監測超出設計壽命的輻射引起的性能變化的具體程序，但所描述的程序可以為制定此類監視程序提供指導。注釋 18212；輕水慢化核動力反應堆容器監視計劃的要求日益復雜，因此有必要將這些要求分為三個相關標準。實踐 E 185 描述了監視計劃的最低要求。實踐 E 2215，“評估輕水慢化核動力反應堆容器監視艙的標準實踐”描述了從當前或以前版本的實踐 E 185 中定義的監視計劃中移除的監視艙的測試和評估程序. 另一份用于補充現有輕水慢化核動力反應堆容器監視計劃的標準指南正在制定中。附錄 X1 中包含自最初發布以來對實踐 E 185 的許多主要修訂的摘要。

專題

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