ASTM E706-23由美国材料与试验协会 US-ASTM 发布于 2023-03-01。
ASTM E706-23在国际标准分类中归属于: 27.120.10 反应堆工程。
ASTM E706-23 轻水反应堆压力容器监督标准主矩阵的最新版本是哪一版?
最新版本是 ASTM E706-23 。
* 在 ASTM E706-23 发布之后有更新,请注意新发布标准的变化。
1.1 本主矩阵标准描述了一系列标准实践、指南和方法,用于预测轻水反应堆(LWR)压力容器(PV)和支撑结构钢在压力容器整个使用寿命期间的中子引起的变化(图1)。 1)。第 2 节列出了参考文档。第 3 节和第 4 节中提供的摘要信息对于在这套矩阵标准的作者和用户之间建立正确的理解和沟通至关重要。它是从参考标准(第 2 节)和参考文献中提取出来的,供个人作者和用户使用。第 3 至 5 节提供了更详细的作者和用户信息、理由以及对个人实践、指南和方法的具体要求。内容和一致性的一般要求在第 6 节中讨论。
1.2 该主矩阵旨在作为该系列标准的准备、修订和使用的参考和指南。
1.3 为了在设定压力-温度限制和进行断裂分析时考虑中子辐射损伤((112)2和指南E509),必须预测中子引起的反应堆压力容器钢断裂韧性的变化,然后通过监测程序数据的外推进行检查在船舶的使用寿命期间。预测方法的不确定性可能很大。与 PV 物理测量和支撑结构钢性能变化相关的技术、变量和不确定性不在本主矩阵中考虑,而是在其他地方考虑((2, 6, 7, 11-26) 和指南 E509)。
1.4 与(1)中子和伽马剂量测定、(2)物理(中子学和伽马效应)以及(3)冶金损伤相关程序和数据相关的技术、变量和不确定性在属于该主矩阵的单独标准中得到解决( 1、17)。 (1)、(2)、(3)主要关注变量如下:
1.4.1 钢的化学成分和显微组织, 1.4.2 钢的辐照温度, 1.4.3 电厂的配置和尺寸,从堆芯开始外围到监视位置以及进入容器和空腔壁,1.4.4 堆芯功率分布,1.4.5 反应堆运行历史,1.4.6 反应堆物理计算,1.4.7 中子照射单位的选择,1.4.8 剂量测量,1.4。 9 中子特殊效应,以及 1.4.10 中子剂量率效应。
1.5 存在多种方法和标准来确保反应堆压力容器带线在正常和事故载荷下的断裂控制的充分性((1, 7, 8, 11, 12, 14, 16, 17, 23-27),参考文献文件:ASTM 标准 (2.1)、核监管文件 (2.3) 和 ASME 标准 (2.4)。随着旧的轻水堆压力容器受到的辐照程度越来越高,韧性变化的预测能力必须提高。由于在船舶的使用寿命期间,从试验反应堆和动力反应堆监视计划中可以获得越来越多的信息,因此必须使用评估和使用这些信息的程序(1、2、4-9、11、12、23-26、 28)。该主矩阵定义了 ASTM 标准系列的当前 (1) 范围、(2) 应用领域和 (3) 一般分组,如图 1 所示。
1.6 以 SI 单位表示的值应视为标准。本标准不包含其他计量单位。
1.7 本标准并不旨在解决与其使用相关的所有安全问题(如果有)。本标准的使用者有责任建立适当的安全、健康和环境实践,并在使用前确定监管限制的适用性。
1.8 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒(TBT)委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。 1 该主矩阵由 ASTM 核技术和应用委员会 E10 管辖,并由核辐射计量小组委员会 E10.05 直接负责。当前版本于 2023 年 3 月 1 日批准。2023 年 3 月发布。最初于 1979 年批准。上一版本于 2016 年批准为 E706 – 16。DOI:10.1520/E0706-23。 2 括号中的黑体数字指的是本标准末尾的参考文献列表。版权所有 © ASTM International,100 Barr Harbor Drive,PO Box C700,West Conshohocken,PA 19428-2959。美国 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒(TBT)委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。 1 2。参考文件
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