ASTM E900-02(2007)
在反應堆容器材料中預測輻射感應變化導致溫度的變化的標準指南,E 706(IIF)

Standard Guide for Predicting Radiation-Induced Transition Temperature Shift in Reactor Vessel Materials, E706 (IIF)

被代替

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標準號

ASTM E900-02(2007)

發布

2002年

發布單位

美國材料與試驗協會

替代標準

ASTM E900-15

當前最新

ASTM E900-21

 

 

適用范圍

商業動力反應堆的運行必須符合加熱和冷卻期間的壓力-溫度限制，以防止在存在缺陷的情況下可能導致非延性行為的溫度過壓。隨著中子損傷的累積，通過將壓力-溫度限制調整到更高的溫度來補償對反應堆容器腰線區域的輻射損傷。目前的做法是根據在夏比 V 型缺口 30-ft·lbf (41-J) 能級下測量的中子輻照產生的轉變溫度的增加進行調整。為了確定設備運行壽命期間的壓力溫度運行限制，必須對轉變溫度的調整進行預測。
4.1.1 在缺乏給定反應堆的監測數據的情況下（參見實踐 E 185），需要使用計算程序來進行預測。即使可以獲得可靠的監測數據，通常也需要對數據進行推斷，以獲得工廠運行壽命中特定時間內轉變溫度的調整。本文提出的脆化相關性是為了這些目的而開發的。研究表明，某些元素，特別是銅和鎳，會導致鋼的輻射敏感性發生變化。其他元素（例如磷 (P)）的重要性仍然是進一步研究的主題。銅和鎳是用于開發此處描述的計算程序的關鍵化學參數。在推導這些程序時僅使用了動力堆監測數據。該程序中使用的快中子注量測量值為 n/cm2 (E > 1 MeV)。動力反應堆和試驗反應堆中所經歷的中子注量率和中子能譜的差異尚未應用于這些程序中。考慮這些因素的方式將在別處討論。3 1.1 本指南提出了一種基于夏比 V 型缺口 30-ftlbf (41-J) 的輻照輕水冷動力反應堆壓力容器材料的參考轉變溫度調整預測方法。數據。輻射損傷計算程序是根據 2000 年 5 月可用的輻照材料數據庫的統計分析制定的。本指南中使用的脆化相關性是使用以下變量開發的：銅和鎳含量、輻照溫度和中子注量。該模型的形式基于目前對兩種脆化機制的理解：穩定基體損傷（SMD）和富銅沉淀（CRP）；包括銅飽和效應（對于不同的焊接材料）。本指南適用于基于整個數據庫的以下特定材料、銅、鎳和磷含量、輻照溫度范圍和中子注量：
1.1.1 材料A 533 Type B 1 級和2 級、A302 Grade B、A302 Grade B（修改），A508 2 級和 3 級。 .1.1.2 材料的埋弧焊、保護弧焊和電渣焊 銅含量在 0 至 0.50 wt% 范圍內。
1.1.3 鎳含量在 0 至 0.50 wt% 范圍內0 至 1.3 wt%。
1.1.4 磷含量在 0 至 0.025 wt% 范圍內。
1.1.5 輻照暴露溫度在 500 至 570F（260 至 299C）范圍內。
1.1.6 中子注量在 1·1016 范圍內至 8 1019 n/cm2 (E > 1 MeV)。
1.1.7 中子能譜在輕水冷反應堆反應堆堆芯帶線區域的預期范圍內，注量率在 2 108 至 1 1012 n/cm2s 范圍內(E > 1 MeV).1.2 調整方法的依據......

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