ASTM E2006-10
轻水反应堆计算水准试验标准指南

Standard Guide for Benchmark Testing of Light Water Reactor Calculations

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标准号

ASTM E2006-10

发布

2010年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E2006-16

当前最新

ASTM E2006-22

 

 

适用范围

本指南解决了中子输运基准计算的难题，该计算是为了确定工厂特定反应堆几何形状的注量而进行的。对于材料辐射损伤估计重要且无法测量的位置的注量确定，计算是必要的。此类计算最重要的应用是估计正在运行的发电厂反应堆容器内的注量，以提供容器中母材和焊缝金属的辐照脆化的准确估计。基准程序不仅必须证明计算给出了合理的结果，而且还必须适当考虑传输计算中使用的不同输入参数的敏感性来传播其不确定性。基准测试是通过建立对不确定性传播有不同影响的基准实验数据库来实现的。例如，裂变谱是控制横截面不确定性传播的基本数据库，而容器壁模型等物理剂量学实验（在模拟反应堆容器壁内进行测量）控制与几何和方法近似相关的误差传播。运输计算。本指南描述了使用具有已知特性的中子场来证实计算方法和核数据的一般程序，这些数据用于从中子传感器响应的测量中导出中子场信息。基准场参考的基础通常是在具有众所周知的能谱和强度的标准中子场中进行的辐照。然而，还有一些不太为人所知的中子场被设计用于模拟特殊环境，例如压力容器模型，可以在“容器”的钢体积内进行剂量测量。当此类模型被适当表征时，它们也被称为基准字段。基准是指其他事物所参照的基准，因此术语“基准基准”指的是基准。或“基准参考”。除标准中子场外，还开发或投入使用了多种基准中子场，以提高中子剂量测定技术的准确性。本标准中讨论了其中一些特殊基准实验，因为它们已经确定了额外基准测试的需求，或者因为它们已被充分记录以用作基准。核管理委员会的轻水反应堆压力容器监视剂量测定改进计划 (LWR-PV-SDIP) (1) 是一项致力于提供基准的努力，其辐射环境与正在运行的反应堆堆芯外部的辐射环境非常相似。该计划促进了更好地监测反应堆容器的辐射暴露，从而更好地评估容器的报废状况。 LWR-PV-SDIP 的一个目标是开发改进的反应堆监测程序，并将其记录在一系列 ASTM 标准中（参见矩阵 E706）。验证 LWR-PV-SDIP 程序的主要方法是对各个领域的一系列实验和分析研究进行基准测试（参见指南 E2005）。
1.1 本指南涵盖了轻水反应堆系统中中子输运计算基准测试的一般方法。配套指南（指南

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