1.1 Esta norma de matriz maestra describe una serie de prácticas, guías y métodos estándar para la predicción de cambios inducidos por neutrones en los aceros de la vasija de presión (PV) del reactor de agua ligera (LWR) y de la estructura de soporte a lo largo de la vida útil de una vasija de presión. (Figura 1). Algunas de estas son normas ASTM existentes, algunas son normas ASTM que han sido modificadas y algunas son normas ASTM propuestas. Los requisitos generales de contenido y coherencia se analizan en la Sección 6. En las Secciones 3 a 5 se proporciona información más detallada para los escritores y usuarios, justificación y requisitos específicos para las nueve prácticas, diez guías y tres métodos. Los documentos a los que se hace referencia se analizan en la Sección 2. La información de tipo resumido que se proporciona en las Secciones 3 y 4 es esencial para establecer una comprensión y comunicación adecuadas entre los redactores y usuarios de este conjunto de estándares matriciales. Se extrajo de los documentos referenciados, Sección 2 y referencias (1-106) para uso de escritores y usuarios individuales.1.2 Esta matriz maestra pretende ser una referencia y guía para la preparación, revisión y uso de estándares en la serie y para fines de planificación y programación. Este índice tiene como objetivo garantizar el logro de un objetivo independientemente del tiempo requerido, la cantidad de comités de ASTM involucrados o la complejidad de los temas involucrados.1.3 Esta norma de matriz maestra proporciona una guía de las normas de ASTM relacionadas con las áreas de energía crítica que se desarrollarán en la categoría Desarrollo de reactores de fisión, Sección 10, de la Guía E584-77 y como se analiza en la Práctica E583-97.1.4 Para tener en cuenta el daño por radiación de neutrones al establecer límites de presión-temperatura y realizar análisis de fracturas (consulte las Refs 2 -7, 9-14, 21-57, 63, 69-71, 77, 78, 83-104 y la Guía recomendada E509), se deben predecir los cambios inducidos por neutrones en la tenacidad a la fractura del acero de la vasija de presión del reactor y luego verificarlos mediante extrapolación de datos del programa de vigilancia durante la vida útil de un buque. Las incertidumbres en la metodología de predicción pueden ser significativas. Las técnicas, variables e incertidumbres asociadas con las mediciones físicas de la energía fotovoltaica y los cambios en las propiedades del acero de la estructura de soporte no se consideran en esta matriz maestra, pero sí en otros lugares (1, 3, 4, 10-13, 17, 21, 22-27, 32- 39, 42, 43, 45, 49-57, 71, 77, 78, 83, 91-104 y Guía Recomendada E509). En esta matriz maestra se abordan las técnicas, variables e incertidumbres relacionadas con (1) la dosimetría de neutrones y gamma, (2) la física (neutrónica y efectos gamma) y (3) los procedimientos y datos de correlación de daños metalúrgicos (2,34). Las principales variables que preocupan a (1), (2) y (3) son las siguientes: 1.4.1 Composición química y microestructura del acero, 1.4.2 Temperatura de irradiación del acero, 1.4.3 Configuraciones y dimensiones de la planta de energía, desde el núcleo. borde de las posiciones de vigilancia y dentro del recipiente y las paredes de la cavidad, 1.4.4 Distribución de energía del núcleo, 1.4.5 Historial de funcionamiento del reactor, 1.4.6 Cálculos de la física del reactor, 1.4.7 Selección de unidades de exposición a neutrones, 1.4.8 Mediciones de dosimetría, 1.4. 9 Efectos espectrales de neutrones y 1.4.10 Efectos de la tasa de dosis de neutrones. 1.5 Existen varios métodos y estándares potenciales para garantizar la idoneidad del control de fracturas de las líneas de la correa de la vasija de presión del reactor bajo cargas normales y de accidente (1-4, 6, 7, 13 , 14, 21-28, 29-34, 52-57, 71, 77, 78, 91, 93, Guía Recomendada E509 y 2.3 Normas ASME). A medida que los recipientes a presión LWR más antiguos se irradian más, la capacidad de predicción de los cambios en la tenacidad debe mejorar. Dado que durante la vida útil de un buque habrá una cantidad cada vez mayor de información disponible procedente de los programas de vigilancia de los reactores de prueba y de los reactores de potencia, se pueden y se deben desarrollar mejores procedimientos para evaluar y utilizar esta información (1-4, 6, 7, 9- 15, 17, 21-34, 52-57, 69, ......
ASTM E706-87(1994) Historia
2023ASTM E706-23 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera
2016ASTM E706-16 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera
2002ASTM E706-02 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
2001ASTM E706-01 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
1987ASTM E706-87(1994) Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)