ASTM E900-15e1
Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора

Стандартный №

ASTM E900-15e1

Дата публикации

2015

Разместил

American Society for Testing and Materials (ASTM)

состояние

быть заменен

быть заменен

ASTM E900-15e2

Последняя версия

ASTM E900-21

сфера применения

1.1 В этом руководстве представлен метод прогнозирования значений эталонного температурного сдвига перехода (TTS) для облученных материалов сосудов под давлением. Метод основан на TTS, демонстрируемом данными Шарпи с V-образным вырезом при 41 Дж (30 фут-фунт-сила), полученными в результате программ наблюдения, проводимых в нескольких странах для коммерческих двигателей с давлением (PWR) и кипящих (BWR) с легководным охлаждением (LWR). ) энергетические реакторы. Корреляция охрупчивания была получена на основе статистического анализа большой базы данных наблюдения, состоящей из радиационно-индуцированных TTS и соответствующей информации, собранной и проанализированной Подкомитетом E10.02. Подробности базы данных и анализа описаны в отдельном отчете (ADJE090015-EA).2,3 Эта корреляция охрупчивания была разработана с использованием переменных меди, никеля, фосфора, марганца, температуры облучения, флюенса нейтронов и формы продукта. Диапазоны данных и условия для этих переменных указаны в 1.1.1. В разделе 1.1.2 перечислены материалы, включенные в базу данных, и области переменных воздействия, которые могут влиять на TTS, но не используются в корреляции охрупчивания. 1.1.1 Диапазон материалов и условий облучения в базе данных для переменных, используемых в корреляции охрупчивания: 1.1.1.1 Содержание меди до 0,4 %. 1.1.1.2 Содержание никеля до 1,7 %. 1.1.1.3 Содержание фосфора до 0,03 %. 1.1.1.4 Содержание марганца в пределах от 0,55 до 2,0 %. 1.1.1.5 Температура облучения в диапазоне от 255 до 300°С (от 491 до 572°F). 1.1.1.6 Флюенс нейтронов в диапазоне от 1 × 1021 н/м2 до 2 × 1024 н/м2 (E > 1 МэВ). 1.1.1.7 Категориальная переменная, описывающая форму изделия (т. е. сварной шов, пластина, поковка). 1.1.2 Диапазон материалов и условий облучения в базе данных для переменных, не включенных в корреляцию охрупчивания: 1.1.2.1 А533 Тип Б Класс 1 и 2, А302 Марка Б, А302 Марка Б (модифицированный) и А508 Класс 2 и 3 Кроме того, европейские и японские марки стали, эквивалентные этим маркам ASTM. 1.1.2.2 Сварка под флюсом, сварка защитной дугой и электрошлаковая сварка, имеющая составы, соответствующие составу сварных швов, используемых для соединения основных материалов, описанных в 1.1.2.1. 1.1.2.3 Скорость флюенса нейтронов в диапазоне от 3 × 1012 н/м2/с до 5 × 1016 н/м2/с (E > 1 МэВ). 1.1.2.4 Энергетические спектры нейтронов находятся в диапазоне, ожидаемом в области корпуса реактора, прилегающей к активной зоне коммерческих реакторов PWR и BWR (электрической мощностью более примерно 500 МВт). 1.1.2.5 Время облучения до 25 лет в реакторах с кипящей водой и 31 год в реакторах с водой под давлением. 1.2 Пользователь несет ответственность за то, чтобы показать, что условия, представляющие интерес при применении данного руководства, адекватно отражены в технической информации, на которой основано руководство. Следует отметить, что условия, количественно определяемые базой данных, не распределены равномерно по диапазону материалов и условий облучения, описанных в 1.1, и что некоторые комбинации переменных, особенно при Технологии и приложения и находится в прямой ответственности Подкомитета E10.02 по поведению и использованию ядерных конструкционных материалов. Текущая редакция утверждена 1 февраля 2015 г. Опубликована в апреле 2015 г. Первоначально утверждена в 1983 г. Последняя предыдущая редакция утверждена в 2007 г. как E900 – 02 (2007). ДОИ: 10.1520/E0900-15E01. 2 Доступно в штаб-квартире ASTM International. Дополнение к заказу № ADJE090015-EA. 3 Для обоснования прогноза TTS, приведенного в разделе 5 настоящего руководства, подкомитет E10.02 решил ограничить рассматриваемые данные значениями сдвига Шарпи (∆T41J), измеренными в результате облучений, проведенных в реакторах PWR и BWR. База данных по 1878 измерениям TTS по Шарпи была составлена на основе отчетов о наблюдении за действующими и снятыми с эксплуатации легководными реакторами западного дизайна из 13 стран (Бразилия, Бельгия, Франция, Германия, Италия, Япония, Мексика, Нидерланды, Южная Корея, Швеция, Швейцария, Тайвань и США), а также из технической литературы. Для каждой записи данных должна была быть доступна следующая информация: флюенс, скорость флюенса, температура облучения и процентное содержание Cu, Ni, P и Mn. Были также рассмотрены отчеты и технические документы, документирующие результаты исследовательских программ, проводимых в реакторах для испытания материалов. Данные из этих источников были включены в базу данных для информации, но не использовались при разработке прогноза TTS раздела 5 настоящего руководства. Авторские права © ASTM International, 100 Barr Harbour Drive, PO Box C700, West Conshohocken, PA 19428-2959. США Этот международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, выпущенном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ). 1 крайние значения диапазона данных недостаточно представлены. Особое внимание требуется, когда руководство применяется к условиям, близким к крайним значениям диапазона данных, используемого для разработки уравнения TTS, и когда приложение затрагивает область пространства данных, где данные разрежены. Хотя корреляция охрупчивания, разработанная для данного руководства, была основана на статистическом анализе большой базы данных, требуется осторожность при работе с приложениями, в которых значения переменных выходят за пределы диапазонов, указанных в 1.1. Из-за сильной корреляции с другими переменными воздействия в базе данных (то есть флюенсом) и из-за неравномерного распределения данных в базе данных (например, температура облучения и диапазон потока данных PWR и BWR почти не перекрываются) ни Скорость флюенса нейтронов и время облучения в достаточной степени улучшили точность прогнозов, чтобы заслужить их использование в корреляции охрупчивания в этом руководстве. В будущих версиях данного руководства может быть учтено влияние скорости флюенса нейтронов или времени облучения или того и другого на TTS, как описано в (1).4 База данных об облученных материалах, техническая основа для разработки корреляции охрупчивания и проблемы участвующие в его применении, обсуждаются в отдельном отчете (ADJE090015-EA). В этом отчете описаны девять различных уравнений TTS, рассмотренных при разработке настоящего руководства, некоторые из которых были разработаны с использованием более ограниченных наборов данных (например, данных национальных программ (2, 3)). Если переменные материала или условия воздействия конкретного применения попадают в диапазон одной из этих альтернативных корреляций, это может дать более подходящее руководство. 1.3 Ожидается, что настоящее руководство будет использоваться в координации с несколькими стандартами, касающимися радиационного контроля материалов корпуса легководного реактора. Методы определения применимой флюенса для использования в этом руководстве описаны в Руководствах E482, E944 и Методе испытаний E1005. Общее применение этих отдельных руководств и практик описано в Методике E853. 1.4 Значения, указанные в единицах СИ, следует считать стандартными. Значения, указанные в скобках, представляют собой математические преобразования в традиционные единицы измерения США, которые предоставляются только для информации и не считаются стандартными. 1.5 Настоящее стандартное руководство не определяет, как следует использовать TTS для определения окончательной скорректированной эталонной температуры, что обычно включает рассмотрение температуры перехода перед облучением, прогнозируемого TTS и неопределенностей в методе оценки сдвига. 1.6 Настоящий стандарт не претендует на решение всех проблем безопасности, если таковые имеются, связанных с его использованием. Пользователь настоящего стандарта несет ответственность за установление соответствующих мер безопасности и охраны труда и определение применимости нормативных ограничений перед использованием. 1.7 Настоящий международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, изданном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ).

ASTM E900-15e1 Ссылочный документ

• ASTM A302/A302M Стандартные технические условия на пластины сосудов под давлением, легированную сталь, марганец-молибден и марганец-молибден-никель
• ASTM A508/A508M Стандартные спецификации для поковок из закаленной и отпущенной в вакууме углеродистой и легированной стали для сосудов под давлением
• ASTM A533/A533M Стандартные технические условия на пластины сосудов под давлением, легированную сталь, закалку и отпуск, марганец-молибден и марганец-молибден-никель
• ASTM E1005 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
• ASTM E185 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов с легководным охлаждением, E706 (IF)
• ASTM E2215 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем*， 2019-06-01 Обновление
• ASTM E482 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
• ASTM E693 Стандартная практика для характеристики нейтронного воздействия в железе и низколегированных сталях с точки зрения смещений на атом (DPA), E706 (ID)
• ASTM E853 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов наблюдения за легководными реакторами, E706 (IA)
• ASTM E944  Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)

ASTM E900-15e1 История

• 2021 ASTM E900-21 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
• 2015 ASTM E900-15e2 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
• 2015 ASTM E900-15e1 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
• 2015 ASTM E900-15 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора
• 2002 ASTM E900-02(2007) Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
• 2002 ASTM E900-02 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора, E706 (IIF)
• 1987 ASTM E900-87(2001) Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)
• 1987 ASTM E900-87(1994) Стандартное руководство по прогнозированию нейтронного радиационного повреждения материалов корпуса реактора, E 706 (IIF)