1.1 В настоящем методе описаны общие процедуры измерения удельной активности радиоактивных нуклидов, образующихся в радиометрических мониторах (РМ) в результате ядерных реакций, возникающих при надзорном облучении корпусов реакторов и опорных конструкций. Более подробные процедуры для отдельных СО представлены в отдельных стандартах, указанных в 2.1 и в ссылках 11, 24-27. Результаты измерений можно использовать для определения соответствующих скоростей реакций, индуцированных нейтронами, которые, в свою очередь, можно использовать для характеристики условий облучения корпуса реактора и опорной конструкции. Основным методом измерения является гамма-спектрометрия высокого разрешения, хотя рентгеновская фотонная спектрометрия и подсчет бета-частиц используются в меньшей степени для конкретных RM (1-29). 1.1.1 Процедуры измерений включают поправки на фоновое излучение детектора, потери при суммировании случайных и истинных совпадений, различия в геометрии между эталонами калибровочного источника и стандартными образцами, самопоглощение излучения стандартными образцами, другие эффекты поглощения и поправки на радиоактивный распад (1- 10, 12–22). 1.1.2 Удельные активности рассчитывают с учетом продолжительности счета, времени, прошедшего от начала счета до окончания облучения, периода полураспада, массы целевого нуклида в СО и интенсивностей ветвления. интересующего излучения. Используя соответствующий период полураспада и известные условия облучения, специфическую активность можно преобразовать в соответствующие скорости реакции (24-30). 1.1.3 Включены процедуры расчета скорости реакции на основе измерений радиоактивности и динамики мощности облучения. Скорость реакции можно преобразовать в скорость флюенса нейтронов (плотность потока) и флюенс, используя соответствующие значения интегрального сечения и эффективного времени облучения, а вместе с другими скоростями реакции можно использовать для определения спектра нейтронов с помощью подходящих компьютерных программ ( 24-30). 1.1.4 Использование эталонных нейтронных полей для калибровки СО может значительно уменьшить или устранить систематические ошибки, поскольку многие параметры и их соответствующие неопределенности, необходимые для расчета абсолютных скоростей реакций, являются общими как для эталонных, так и для тестовых измерений и, следовательно, являются самокомпенсируемыми. . Эталонный эквивалентный поток для протестированной среды может быть рассчитан как прямое соотношение измеренных насыщенных активностей в двух средах и сертифицированного эталонного потока (24-30). 1.2 Этот метод предназначен для использования в сочетании с руководствами ASTM E706 (IIC) и E844. Следующие существующие или предлагаемые практики, руководства и методы ASTM также непосредственно используются в физико-дозиметрической оценке измерений наблюдения за корпусом реактора и опорными конструкциями: E 706 (O) Основная матрица для стандартов наблюдения за корпусом легководного реактора E 706 ( IA), E853 Анализ и интерпретация результатов наблюдения за легководными реакторами E 706 (IC), E560 Практика экстраполяции результатов дозиметрии наблюдения за корпусом реактора E 706 (ID), E693 Практика характеристики нейтронного облучения в ферритных сталях с точки зрения смещений на атом (DPA) E 706 (IE) Корреляция повреждений при наблюдении за корпусом реактора E 706 (IF), E185 Практика проведения испытаний по наблюдению за корпусами легководных ядерных энергетических реакторов E 706 (IG) Испытания по наблюдению за опорными конструкциями ядерных реакторов E 706 (IH) ), E636 Практика проведения дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных энергетических реакторов E 706 (IIA), E944 Руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами E 706 (IIB), E1018 Применение файла оцененных ядерных данных ASTM (ENDF/A) )-Сечение и файл неопределенностей E 706 (IID), E482 Руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора
ASTM E1005-97 История
2021ASTM E1005-21 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2016ASTM E1005-16 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2015ASTM E1005-15 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2010ASTM E1005-10 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
2003ASTM E1005-03e1 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
2003ASTM E1005-03 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
1997ASTM E1005-97 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)