1.1 Esta guía cubre los procedimientos generales que se deben considerar para realizar un recocido térmico en servicio de la vasija de un reactor nuclear moderado con agua ligera y demostrar la efectividad del procedimiento. El propósito de este recocido en servicio (tratamiento térmico) es mejorar las propiedades mecánicas, especialmente la tenacidad a la fractura, de los materiales de la vasija del reactor previamente degradados por fragilización por neutrones. La mejora en las propiedades mecánicas generalmente se evalúa utilizando los resultados de la prueba de impacto Charpy con muesca en V o, alternativamente, los resultados de la prueba de tenacidad a la fractura o los cambios inferidos en las propiedades de tenacidad a partir de pruebas de tracción, dureza, indentación u otras pruebas de muestras en miniatura (1).1.2 Esta guía está diseñada para adaptarse a la respuesta variable de los materiales de la vasija del reactor en el recocido posterior a la irradiación a diversas temperaturas y diferentes períodos de tiempo. Se deben considerar ciertos factores limitantes inherentes al desarrollar un procedimiento de recocido. Estos factores incluyen limitaciones del diseño del sistema; limitaciones físicas resultantes de las tuberías conectadas, las estructuras de soporte y el blindaje del sistema primario; las tensiones mecánicas y térmicas en los componentes y en el sistema en su conjunto; y cambios en las condiciones del material que pueden limitar la temperatura de recocido. 1.3 Esta guía proporciona orientación para el desarrollo del procedimiento de recocido del recipiente y un programa de vigilancia radiológica del recipiente posterior al recocido. El desarrollo de un programa de vigilancia para monitorear los efectos de la irradiación posterior de los materiales de la línea de cintura del recipiente recocido debe basarse en los requisitos y pautas descritos en las prácticas E 185 y E 2215. Los factores principales que se deben considerar al desarrollar un programa de recocido efectivo incluyen la determinación de la viabilidad del recocido de la vasija del reactor específico; la disponibilidad de la información requerida sobre las propiedades mecánicas y de fractura del recipiente antes del recocido; evaluación de los materiales, diseño y operación del recipiente particular para determinar el tiempo y la temperatura de recocido; y, el procedimiento a utilizar para la verificación del grado de recuperación y la tendencia a la reefragmentación. Se proporcionan pautas para determinar la temperatura de transición de ductilidad nula de referencia posterior al recocido (RTNDT), el nivel de energía de la plataforma superior con muesca Charpy en V, las propiedades de tenacidad a la fractura y la tendencia de refragilación prevista para estas propiedades para los materiales de la línea de cintura de la vasija del reactor. Esta guía enfatiza la necesidad de planificar con mucha anticipación, en anticipación al recocido, si se quiere disponer de una cantidad óptima de datos de refragilación posterior al recocido para su uso en la evaluación de la capacidad de la vasija de un reactor nuclear para operar durante la duración de su licencia actual, o calificar. para una extensión de licencia, o ambas.1.4 Los valores indicados en unidades pulgada-libra o SI deben considerarse por separado como el estándar.1.5 Esta norma no pretende abordar todas las preocupaciones de seguridad, si las hubiera, asociadas 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 E509-03 Historia
2021ASTM E509/E509M-21 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
2014ASTM E509/E509M-14 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
2003ASTM E509-03(2008) Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
2003ASTM E509-03 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares refrigerados por agua ligera
1997ASTM E509-97 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares refrigerados por agua ligera