В настоящем руководстве рассматривается сложная проблема сравнительного анализа расчетов переноса нейтронов, выполняемых для определения флюенсов для реакторов с конкретной геометрией. Расчеты необходимы для определения флюенса в местах, важных для оценки радиационного повреждения материалов и недоступных для измерения. Наиболее важным применением таких расчетов является оценка флюенса внутри корпуса реактора действующих электростанций для получения точных оценок радиационного охрупчивания основного металла и металла сварного шва в корпусе. Эталонная процедура должна не только доказать, что расчеты дают разумные результаты, но и что их неопределенности распространяются с должным учетом чувствительности различных входных параметров, используемых в расчетах переноса. Бенчмаркинг достигается путем создания баз данных эталонных экспериментов, которые по-разному влияют на распространение неопределенности. Например, спектры деления являются фундаментальной базой данных, которая контролирует распространение неопределенностей сечения, в то время как такие физико-дозиметрические эксперименты, как макеты стенок корпуса, где измерения проводятся внутри моделируемой стенки корпуса реактора, контролируют распространение ошибок, связанных с геометрическими и методическими аппроксимациями в транспортные расчеты. В этом руководстве описаны общие процедуры использования нейтронных полей с известными характеристиками для подтверждения методологии расчетов и ядерных данных, используемых для получения информации о нейтронном поле на основе измерений отклика нейтронного датчика. Основой для эталонного поля обычно являются облучения, выполняемые в стандартных нейтронных полях с хорошо известными энергетическими спектрами и интенсивностями. Однако существуют менее известные нейтронные поля, которые были разработаны для моделирования особых сред, таких как макеты сосудов под давлением, в которых можно проводить дозиметрические измерения внутри стального объема «сосуда». х201Д;. Когда такие макеты имеют соответствующие характеристики, их также называют эталонными полями. Эталон – это то, на что ссылаются другие вещи, отсюда и терминология «эталонный эталон»; или «Ссылка на эталонный тест». Для повышения точности методов измерения нейтронной дозиметрии были разработаны или внедрены в эксплуатацию различные эталонные нейтронные поля, отличные от стандартных нейтронных полей. Некоторые из этих специальных эталонных экспериментов обсуждаются в настоящем стандарте, поскольку они выявили потребность в дополнительном сравнительном тестировании или потому, что они были достаточно задокументированы, чтобы служить эталонными показателями. Одной из целенаправленных попыток создать эталоны, радиационная среда которых очень похожа на ту, что находится за пределами активной зоны действующего реактора, была Программа улучшения дозиметрии наблюдения за корпусами легководных реакторов (LWR-PV-SDIP) (1) Комиссии по ядерному регулированию. Эта программа способствовала улучшению мониторинга радиационного воздействия корпусов реакторов и, тем самым, обеспечила лучшую оценку условий окончания срока службы корпусов. Целью LWR-PV-SDIP была разработка улучшенных процедур наблюдения за реактором и их документирование в серии стандартов ASTM (см. матрицу E706). Основным средством проверки процедур LWR-PV-SDIP было проведение сравнительного анализа ряда экспериментальных и аналитических исследований в различных областях (см. Руководство E2005).1.1 В настоящем руководстве рассматриваются общие подходы к сравнительному анализу расчетов переноса нейтронов в системах легководных реакторов. Сопутствующий гид (Гид
ASTM E2006-10 История
2022ASTM E2006-22 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
2016ASTM E2006-16 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
2010ASTM E2006-10 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
2005ASTM E2006-05 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора
1999ASTM E2006-99 Стандартное руководство по эталонным испытаниям расчетов легководного реактора