Механические свойства сталей и других металлов изменяются под воздействием нейтронного излучения. Предполагается, что эти изменения свойств являются функцией химического состава, металлургического состояния, температуры, флюенса (возможно, также скорости флюенса) и спектра нейтронов. Влияние этих переменных до конца не изучено. Функциональная зависимость между изменением свойств и нейтронным излучением суммируется в виде параметров воздействия повреждений, которые представляют собой взвешенные интегралы по спектру флюенса нейтронов. Оценка воздействия нейтронного излучения на стали сосудов под давлением и определение пределов безопасности требуют знания неопределенностей при прогнозировании параметров радиационного воздействия (например, dpa (Методика E 693), флюенс нейтронов более 1,0 МэВ, флюенс нейтронов более 0,1 МэВ, флюенс тепловых нейтронов и т. д.). В этой методике описаны рекомендуемые процедуры и данные для определения этих параметров воздействия (и связанных с ними неопределенностей) для экспериментов на испытательных реакторах. Атомная промышленность черпает большую часть информации из баз данных, полученных в результате экспериментов на испытательных реакторах. Поэтому крайне важно, чтобы на испытательных реакторах были получены надежные базы данных для оценки проблем безопасности на атомных электростанциях с легководными реакторами (LWR).1.1 Эта практика охватывает методологию, обобщенную в Приложении A1, которая будет использоваться при анализе и интерпретации физико-дозиметрических данных. результаты испытаний реакторов. 1.2 Эта практика основана на применении нескольких поддерживающих стандартных практик, руководств и методов ASTM и связывает их воедино. 1.3 Вспомогательные обсуждаемые темы включают расчеты физики реактора, выбор и анализ дозиметров, установки облучения и методы корректировки спектра нейтронов. 1.4 Эта практика направлена на разработку и применение физико-дозиметрических и металлургических данных, полученных в ходе экспериментов по облучению испытательных реакторов, которые проводятся в поддержку эксплуатации, лицензирования и регулирования атомных электростанций с LWR. В нем конкретно рассматриваются физико-дозиметрические аспекты проблемы. Процедуры, связанные с анализом, интерпретацией и применением как результатов испытаний, так и результатов физики, дозиметрии и металлургии энергетических реакторов, рассмотрены в методах E 185, E 560, E 853 и E 1035, руководствах E 900, E 2005, E 2006 и Test. Метод E 646. 1.5 Этот стандарт может включать опасные материалы, операции и оборудование. Этот 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.
ASTM E1006-08 История
2021ASTM E1006-21 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии в ходе экспериментов на испытательном реакторе
2013ASTM E1006-13 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии в ходе экспериментов на испытательном реакторе
2008ASTM E1006-08 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)
2002ASTM E1006-02 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)
1996ASTM E1006-96 Стандартная практика анализа и интерпретации результатов физической дозиметрии для испытательных реакторов, E 706(II)