ASTM 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)
La operación de los reactores de potencia comerciales debe ajustarse a los límites de presión y temperatura durante el calentamiento y el enfriamiento para evitar una sobrepresurización a temperaturas que podrían causar un comportamiento no dúctil en presencia de una falla. El daño por radiación a la región de la línea de cintura de la vasija del reactor se compensa ajustando los límites de presión y temperatura a temperaturas más altas a medida que se acumula el daño de neutrones. La práctica actual consiste en basar ese ajuste en el aumento de la temperatura de transición producida por la irradiación de neutrones medida en el nivel de energía Charpy V-notch de 30 pies·lbf (41-J). Para establecer límites de operación de temperatura de presión durante la vida operativa de la planta, se debe realizar una predicción de ajuste en la temperatura de transición. 4.1.1 A falta de datos de vigilancia para un reactor determinado (véase la Práctica E 185), será necesario utilizar procedimientos de cálculo para hacer la predicción. Incluso cuando se dispone de datos de vigilancia creíbles, normalmente será necesario extrapolar los datos para obtener un ajuste en la temperatura de transición para un momento específico de la vida operativa de la planta. La correlación de fragilidad presentada en este documento se ha desarrollado para esos fines. Las investigaciones han demostrado que ciertos elementos, en particular el cobre y el níquel, provocan una variación en la sensibilidad de los aceros a la radiación. La importancia de otros elementos, como el fósforo (P), sigue siendo objeto de investigaciones adicionales. El cobre y el níquel son los parámetros químicos clave utilizados en el desarrollo de los procedimientos de cálculo que se describen aquí. Para derivar estos procedimientos sólo se utilizaron datos de vigilancia de reactores de potencia. La medida de fluencia de neutrones rápidos utilizada en el procedimiento es n/cm2 (E > 1 MeV). En estos procedimientos no se han aplicado las diferencias en la tasa de fluencia de neutrones y los espectros de energía de neutrones experimentados en reactores de potencia y reactores de prueba. La forma en que se consideraron estos factores se aborda en otra parte.3 1.1 Esta guía presenta un método para predecir los ajustes de la temperatura de transición de referencia para los materiales de las vasijas de presión de los reactores de potencia irradiados y enfriados por agua ligera, basado en Charpy con muesca en V de 30 ftlbf (41-J). datos. Los procedimientos de cálculo de daños por radiación se desarrollaron a partir de un análisis estadístico de una base de datos de materiales irradiados que estaba disponible en mayo de 2000. La correlación de fragilidad utilizada en esta guía se desarrolló utilizando las siguientes variables: contenidos de cobre y níquel, temperatura de irradiación y fluencia de neutrones. La forma del modelo se basó en el conocimiento actual de dos mecanismos de fragilización: daño de la matriz estable (SMD) y precipitación rica en cobre (CRP); Se incluyó la saturación de los efectos del cobre (para diferentes materiales de soldadura). Esta guía es aplicable a los siguientes materiales específicos, contenido de cobre, níquel y fósforo, rango de temperatura de irradiación y fluencia de neutrones según la base de datos general: 1.1.1 Materiales A 533 Tipo B Clase 1 y 2, A302 Grado B, Grado A302 B (modificado), A508 Clase 2 y 3. Soldaduras por arco sumergido, soldaduras por arco blindado y soldaduras por electroescoria para materiales en .1.1.2 Contenidos de cobre dentro del rango de 0 a 0,50 % en peso.1.1.3 Contenido de níquel dentro del rango de 0 a 1,3 % en peso.1.1.4 Contenido de fósforo dentro del rango de 0 a 0,025 % en peso.1.1.5 Temperatura de exposición a la irradiación dentro del rango de 500 a 570 F (260 a 299 C).1.1.6 Fluencia de neutrones dentro del rango de 1 1016 a 8 1019 n/cm2 (E > 1 MeV).1.1.7 Espectros de energía de neutrones dentro del rango esperado en la región de la línea de cintura del núcleo de la vasija del reactor de reactores refrigerados por agua ligera y tasa de fluencia dentro del rango de 2 108 a 1 1012 n/cm2 s (E > 1 MeV).1.2 La base para el método de ajuste del ......
ASTM E900-02(2007) Historia
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1987ASTM E900-87(1994) Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)