Прогнозирование воздействия нейтронного излучения на корпусные стали учитываются при проектировании легководных ядерных энергетических реакторов. Изменения рабочих параметров системы часто производятся на протяжении всего срока службы корпуса реактора с целью учета радиационных эффектов. Из-за изменчивости поведения сталей корпуса реактора необходима программа наблюдения для мониторинга изменений свойств реальных материалов корпуса, вызванных длительным воздействием нейтронного излучения и температурной среды корпуса реактора. Эта практика описывает критерии, которые следует учитывать при планировании и реализации программ надзорных испытаний, и указывает меры предосторожности, которые следует принять, чтобы гарантировать, что: (1) воздействие капсул может быть связано с воздействием на поясную линию, (2) материалы, выбранные для программы надзора, являются образцы тех материалов, которые с наибольшей вероятностью будут ограничивать работу корпуса реактора, и (3) типы испытательных образцов подходят для оценки радиационного воздействия на корпус реактора. Методика, которая будет использоваться при оценке нейтронного воздействия, полученного для программ наблюдения за корпусом реактора, определена в Руководстве E482. При разработке программы наблюдения за конкретным корпусом реактора необходимо учитывать существующий массив данных об аналогичных материалах в дополнение к конкретным материалам, используемым для этого корпуса реактора. Объем таких данных, а также сходство условий воздействия и характеристик материалов будут определять их применимость для прогнозирования радиационных эффектов.1.1 Данная практика охватывает процедуры разработки программы наблюдения для мониторинга радиационно-индуцированных изменений механических свойств ферритных материалов в свето- Корпуса атомных энергетических реакторов с водяным замедлителем. Эта практика включает минимальные требования к разработке программы надзора, выбору материала сосудов, который будет включен в программу, и первоначальному графику оценки материалов. 1.2 Эта практика была разработана для всех корпусов ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем, для которых прогнозируемый максимальный флюенс быстрых нейтронов (E > 1 МэВ) в конце лицензии (EOL) превышает 1 &#× 1021 нейтрон/м2 (1 · 1017 н/см2) на внутренней поверхности корпуса реактора. 1.3 Эта практика применяется только к планированию и разработке программ наблюдения за корпусами реакторов, спроектированными и построенными после даты вступления в силу этой практики. Предыдущие версии Методики E185 применимы к более ранним корпусам реакторов. 1.4 Данная практика не предусматривает конкретных процедур мониторинга радиационно-индуцированных изменений свойств после окончания расчетного срока службы, но описанная процедура может служить руководством для разработки такой программы наблюдения. 1.5 Значения, указанные в единицах СИ, следует считать стандартными. Значения, указанные в скобках, предназначены только для информации. Примечание 18212; Повышенная сложность требований к программе наблюдения за корпусом атомного энергетического реактора с легководным замедлителем вызвала необходимость разделения требований на три связанных стандарта. Практика E185 описывает минимальные требования к программе надзора. Методика E2215 описывает процедуры тестирования и оценки капсул наблюдения, исключенных из программы надзора, как это определено в текущей или предыдущих редакциях Методики E185. Руководство Е......
ASTM E185-10 История
2021ASTM E185-21 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
2016ASTM E185-16 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
2015ASTM E185-15e1 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
2015ASTM E185-15 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
2010ASTM E185-10 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
2002ASTM E185-02 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
1998ASTM E185-98 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов с легководным охлаждением, E706 (IF)
1982ASTM E185-82e2 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов легководного охлаждения, E 706 (IF)
1979ASTM E185-79 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов легководного охлаждения
1973ASTM E185-73 Стандартная рекомендуемая практика проведения наблюдательных испытаний на корпусах ядерных реакторов