ASTM E1005-03e1
E706(ⅢA)反應堆壓力容器監視用輻射測量監視器的應用和分析的標準試驗方法　　

Standard Test Method for Application and Analysis of Radiometric Monitors for Reactor Vessel Surveillance, E 706(IIIA)

被代替

標準號

ASTM E1005-03e1

發布

2003年

總頁數

10頁

發布單位

美國材料與試驗協會

替代標準

ASTM E1005-10

當前最新

ASTM E1005-21

 

 

適用范圍

輻射監測儀應提供經過驗證的被動劑量測定技術，用于確定各種中子場中的中子注量率（通量密度）、注量和頻譜。需要這些數據來評估和估計核反應堆結構材料（例如反應堆壓力容器及其支撐結構中使用的鋼材）可能遭受的長期輻射損傷。表 1 列出了許多輻射監測器、它們相應的中子激活反應、放射性反應產物以及這些 RM 和產物的一些相關核參數。表 2 提供了有關放射性監測器的累積和獨立裂變產率的數據 (35)。重要的裂變監測器。隨著信息的開發和驗證，可能提供原位光裂變信息的其他裂變產物反應將添加到表 1 中 (23-29、36-39)。
1.1 本方法描述了測量放射性核素比活度的一般程序，該放射性核素是在反應堆容器和支撐結構的監視暴露期間引起的核反應在輻射監測器（RM）中產生的。參考文獻 和 中確定的單獨標準中提供了針對各個 RM 的更詳細程序。測量結果可用于定義相應的中子誘發反應速率，進而可用于表征反應堆容器和支撐結構的輻照環境。主要測量技術是高分辨率伽馬射線光譜測定法，盡管 X 射線光子光譜測定法和 Beta 粒子計數在特定 RM 中的使用程度較低 ()。
1.1.1 測量程序包括對探測器背景輻射、隨機和真實輻射的校正重合總和損失、校準源標準和 RM 之間的幾何差異、RM 輻射的自吸收、其他吸收效應以及放射性衰變校正 (, )。
1.1.2 比活度的計算考慮了持續時間計數、計數開始和照射結束之間經過的時間、半衰期、RM 中目標核素的質量以及感興趣輻射的分支強度。使用適當的半衰期和已知的照射條件，可以將比活度轉換成相應的反應速率（）。
1.1.3 包括根據放射性測量和輻照功率時間歷史計算反應速率的程序。可以使用適當的積分截面和有效輻照時間值將反應速率轉換為中子注量速率和注量，并且可以使用其他反應速率通過使用適當的計算機程序來定義中子能譜（）。
1.1.4 使用基準中子場校準 RM 可以顯著減少或消除系統誤差，因為計算絕對反應速率所需的許多參數及其各自的不確定性對于基準測量和測試測量都是通用的，因此是自抵消的。測試環境的基準等效注量率可以根據兩個環境中測得的飽和活動與經認證的基準注量率()的正比來計算。

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