1.1 В настоящем матричном стандарте описан ряд стандартных практик, руководств и методов для прогнозирования нейтронно-индуцированных изменений в корпусе легководного реактора (LWR) под давлением (PV) и стали опорных конструкций на протяжении всего срока службы корпуса под давлением. (Рисунок 1). Некоторые из них являются существующими стандартами ASTM, некоторые — модифицированными стандартами ASTM, а некоторые — предлагаемыми стандартами ASTM. Общие требования к содержанию и последовательности обсуждаются в разделе 6 . Более подробная информация авторов и пользователей, обоснование и конкретные требования к девяти практикам, десяти руководствам и трем методам представлены в разделах 3–5. Справочные документы обсуждаются в разделе 2. Сводная информация, представленная в разделах 3 и 4, необходима для установления надлежащего понимания и взаимодействия между авторами и пользователями этого набора матричных стандартов. Она была извлечена из ссылочных документов, раздела 2 и ссылок (1-106) для использования отдельными авторами и пользователями. 1.2 Эта основная матрица предназначена в качестве справочного материала и руководства по подготовке, пересмотру и использованию стандартов в серии и для целей планирования и планирования. Этот индекс предназначен для обеспечения достижения цели независимо от необходимого времени, количества заинтересованных комитетов ASTM или сложности связанных с этим вопросов. 1.3 Этот основной матричный стандарт представляет собой руководство по стандартам ASTM, связанным с энергетически важными областями, которые должны быть разработаны в категории «Разработка реактора деления», раздел 10, Руководства E584-77 и, как обсуждается в разделе «Практика E583-97.1.4», для учета повреждений нейтронного излучения при установлении пределов давления и температуры и проведении анализа разрушения (см. ссылки 2). -7, 9-14, 21-57, 63, 69-71, 77, 78, 83-104 и Рекомендуемое руководство E509), нейтронно-индуцированные изменения вязкости разрушения стали корпуса реактора должны быть спрогнозированы, а затем проверены путем экстраполяции данные программы наблюдения в течение срока службы судна. Неопределенности в методологии прогнозирования могут быть значительными. Методы, переменные и неопределенности, связанные с физическими измерениями фотоэлектрических параметров и изменениями свойств стали опорных конструкций, не рассматриваются в этой основной матрице, а рассматриваются в других местах (1, 3, 4, 10-13, 17, 21, 22-27, 32- 39, 42, 43, 45, 49–57, 71, 77, 78, 83, 91–104 и рекомендуемое руководство E509). Методы, переменные и неопределенности, связанные с (1) нейтронной и гамма-дозиметрией, (2) физикой (нейтронные и гамма-эффекты) и (3) процедурами и данными корреляции металлургических повреждений, рассматриваются в этой основной матрице (2,34). Основные переменные, рассматриваемые в (1), (2) и (3), следующие: 1.4.1 Химический состав и микроструктура стали, 1.4.2 Температура облучения стали, 1.4.3 Конфигурация и размеры электростанции, начиная с активной зоны. края к позициям наблюдения, а также в стенки корпуса и полости, 1.4.4 Распределение мощности активной зоны, 1.4.5 История эксплуатации реактора, 1.4.6 Физические расчеты реактора, 1.4.7 Выбор единиц нейтронного воздействия, 1.4.8 Дозиметрические измерения, 1.4. 9 Спектральные эффекты нейтронов и 1.4.10 Эффекты мощности дозы нейтронов. 1.5 Существует ряд потенциальных методов и стандартов для обеспечения адекватности контроля разрушения линий пояса корпуса реактора при нормальных и аварийных нагрузках (1-4, 6, 7, 13 , 14, 21–28, 29–34, 52–57, 71, 77, 78, 91, 93, Рекомендуемое руководство E509 и 2.3 Стандарты ASME). Поскольку старые корпуса LWR подвергаются более сильному облучению, возможность прогнозирования изменений прочности должна улучшиться. Поскольку в течение срока службы судна все большее количество информации будет доступно из программ наблюдения за испытательным реактором и энергетическим реактором, могут и должны быть разработаны более эффективные процедуры оценки и использования этой информации (1-4, 6, 7, 9- 15, 17, 21-34, 52-57, 69, ......
ASTM E706-02 История
2023ASTM E706-23 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
2016ASTM E706-16 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
2002ASTM E706-02 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
2001ASTM E706-01 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
1987ASTM E706-87(1994) Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)