1.1 Esta guía presenta un método para predecir ajustes de temperatura de transición de referencia para materiales irradiados de vasijas de presión de reactores de potencia refrigerados por agua ligera basándose en datos de Charpy V-notch 41-J (30-ftlbf). Los procedimientos para calcular los daños por radiación se han desarrollado a partir de un análisis estadístico de una base de datos de materiales irradiados que estaba disponible en junio de 1982 y se compararon con datos fácilmente disponibles hasta agosto de 1983. En el procedimiento, un factor químico dado en forma tabular como función del contenido de cobre y níquel, se multiplica por un factor de fluencia leído en un gráfico o calculado a partir de una fórmula. Una diferencia entre esta guía y la edición anterior es la adición de contenido de níquel al factor químico. Esta guía es aplicable a los siguientes materiales específicos, rango de temperatura de irradiación, fluencia de neutrones y tasa de fluencia: 1.1.1 Materiales 1.1.1.1 A 533 Tipo B Clase 1 y 2, A302 Grado B, A302 Grado B (modificado), A508 Clase 2 y 3.1.1.1.2 Soldaduras por arco sumergido, soldaduras por arco protegido y soldaduras por electroescoria para materiales en 1.1.1.1.1.1.1.3 Zonas de soldadura afectadas por el calor de los materiales en 1.1.1.1 y 1.1.1.2.1.1.2 Contenidos de cobre dentro del rango de 0,01 a 0,40 % en peso.1.1.3 Contenido de níquel dentro del rango de 0 a 1,2 % en peso.1.1.4 Temperatura de exposición a la irradiación dentro del rango de 530 a 590176;F (277 a 310176;C). 1.1.5 Fluencia de neutrones dentro del rango de 1 por 10 17 a 1 por 1020 n/cm2 (E > 1 MeV). 1.1.6 Tasa de fluencia de neutrones y espectros de energía dentro del rango esperado en la región de la línea de cintura del núcleo de la vasija del reactor de reactores enfriados por agua.1.2 La base para el método de ajuste de la temperatura de referencia es un informe que describe la base de la Guía Regulatoria 1.99. El informe se basa en los datos y análisis de vigilancia de la vasija del reactor descritos por Guthrie y Odetle y Lombrozo; la extensión de esa base de datos se indica mediante líneas discontinuas en .1.3 Esta guía es la Parte IIF de Master Matrix E 706, que coordina varias normas utilizadas para la vigilancia de la irradiación de materiales de vasijas de reactores de agua ligera. Los métodos para determinar la fluencia aplicable para su uso en esta guía se abordan en Master Matrix E 706, Prácticas E 560 (IC) y E944 (IIA) y Método E 1005 (IIIA). La aplicación general de estas guías y prácticas separadas se describe en la Práctica E 853 (IA). 1.4 Los valores dados en unidades pulgada-libra deben considerarse como el estándar. Los valores dados entre paréntesis son solo para información. 1.5 Esta norma no pretende abordar todos los problemas de seguridad, si los hay, asociados con su uso. Es responsabilidad del usuario de esta norma establecer prácticas apropiadas de seguridad y salud y determinar la aplicabilidad de las limitaciones reglamentarias antes de su uso.
ASTM E900-87(1994) Historia
2021ASTM E900-21 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
2015ASTM E900-15e2 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
2015ASTM E900-15e1 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
2015ASTM E900-15 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
2002ASTM E900-02(2007) Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores, E706 (IIF)
2002ASTM E900-02 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores, E706 (IIF)
1987ASTM E900-87(2001) Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)
1987ASTM E900-87(1994) Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)