Стандарты ASTM для атомной промышленности

Работа с атомными реакторами требует соблюдения мер безопасности, поэтому отрасль жестко регулируется стандартами, охватывающими все аспекты, начиная с топлива, используемого в реакторах, и заканчивая новыми технологиями.

В ASTM International входят два комитета, работающих в области атомной промышленности: комитет по ядерному топливному циклу (C26) и комитет по ядерным технологиям и их применению (E10). Оба комитета имеют многочисленные подкомитеты, занимающиеся конкретными аспектами работы реакторов.

До сих пор большинство атомных электростанций при строительстве были рассчитаны на 40 лет эксплуатации, так что почти все из них имеют лицензию и функционируют с расчетом на данный срок эксплуатации. Но сегодня атомные электростанции претендуют на расширение данного срока вплоть до 80 лет, поэтому специалисты изучают последствия охрупчивания и измеряют уровень радиации в различных частях корпуса реактора, чтобы поддерживать долгий срок эксплуатации. В то же время, малые модульные реакторы получают все большее распространение в отрасли, поэтому ASTM International пересматривает некоторые свои стандарты с целью охватить конструкции малых модульных реакторов.

В числе наиболее популярных и важных стандартов ASTM International в области атомной промышленности можно отметить следующие:

Практика разработки программ надзора за корпусом легководного реактора атомной станции (E185)
Данный стандарт устанавливает требования, которые необходимо учитывать при создании программы надзора за корпусом реактора, что в США предусмотрено федеральным законом.
В течение всего срока службы реактора материалы в корпусе подвергаются большим нагрузкам и износу в результате воздействия радиации. Однако не все конструкционные стали реактора стареют одинаково, поэтому необходимо проводить контроль для отслеживания изменений свойств материалов, вызванных длительным воздействием нейтронного излучения и температурной среды корпуса реактора.

Руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного сдвига критической температуры в материалах корпуса реактора (E900)
Стандарт предназначен для того, чтобы помочь операторам лучше определять потенциальное охрупчивание корпуса реактора, основываясь на радиационно-индуцированном сдвиге критической температуры в материалах корпуса в течение срока его эксплуатации.
Операторы атомных электростанций должны соблюдать ограничения по давлению и температуре во время нагревания и охлаждения реактора, чтобы предотвратить избыточное давление при температурах, которые могут вызвать аварию при наличии дефекта корпуса. С течением времени материалы корпуса могут становиться хрупкими и подверженными внезапному разрушению, особенно по мере накопления повреждений, вызванных нейтронным излучением.

Руководство по подбору, обучению и квалификации персонала, ответственного за проведение неразрушающего контроля (NDA) (C1490)
Этот стандарт устанавливает критерии для подготовки и опыта, которые необходимы работникам NDA на различных уровнях, начиная с технического специалиста и заканчивая менеджером NDA.
В рамках атомной энергетики неразрушающий контроль относится к методам измерения, которые используются для испытаний и контроля материалов ядерного топлива, а также измерения излучения, которое они испускают. Данный анализ считается неразрушающим, так как его методы измерения не изменяют физические или химические свойства топлива. Измерения проводятся персоналом, обладащим особой технической подготовкой, что делает процесс подбора, обучения и квалификации персонала, занимающегося измерениями NDA, ключевой частью в обеспечении качества в атомной промышленности.

Руководство по проведению измерений неразрушающего контроля (NDA) (C1592/C1592M)
Цель руководства – помочь ядерным объектам достичь качественных результатов, удовлетворяющих их потребностям. Руководство является важным стандартом для ядерных объектов США, где проведение неразрушающего контроля жестко регулируется.
Первичная версия данного руководства была отменена в 2018 г., комитет по ядерному топливному циклу работает над новой версией, в которой будет представлена лучшая практика проведения измерений в рамках неразрушающего анализа радиоактивных материалов.

Метод испытаний неразрушающего контроля специального ядерного материала в радиоактивном ломе и отходах низкой плотности с помощью сегментного гамма-сканирования/ пассивным пучком гамма-лучей (C1133/C1133M)
При проведении анализа 55-галлоновых бочек, содержащих радиоактивные отходы, есть несколько способов определения состояния содержимого бочек. Используя методы, установленные в C1133, операторы могут определить количество ядерного материала, присутствующего в этих отходах, используя вертикальную сегментацию внутри бочки.
Системы сегментного гамма-сканирования существуют с конца 1970-х годов, и многие из них до сих пор работают. В мире ядерные объекты активно используют данные методы и полагаются на стандарт C1133/C1133M.

Метод испытаний неразрушающего контроля по определению плутония в радиоактивном ломе и отходах путем подсчета пассивных нейтронных совпадений (C1207)
Данный метод испытаний на основе измерения количества нейтронов применяется для определения содержания плутония в радиоактивном ломе и отходах в контейнерах, начиная от маленьких емкостей и заканчивая большими контейнерами с материалом. Метод также используется в качестве способа отличить нейтронное излучение от любого излучения, которое может присутствовать в естественном радиационном фоне или поступать из других источников.

Метод испытаний неразрушающего контроля по определению плутония, трития и америция-241 с помощью калориметрического анализа (C1458)
В C1458 установлен метод испытаний для определения физических форм плутония, считается наиболее точным методом неразрушающего контроля для измерения содержания трития.
Данный метод предлагает неразрушающий способ измерения присутствия плутония путем измерения тепловыделения, образующегося при распаде радиоактивных материалов, что обеспечивает этому документу широкое применение в ядерной промышленности.

В дополнение к стандартам, перечисленным выше, комитет по ядерным технологиям и их применению разрабатывает стандарт, который находится на финальной стадии утверждения и связан с тем, что в отрасли называют испытанием на продавливание для определения характеристик металлических материалов. Этот метод работает с более мелкими образцами и предоставляет данные для оценки старения не только с точки зрения радиационного охрупчивания, но и термического старения и других изменений металлических свойств в долгосрочной перспективе.