ASTM E900-02 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores, E706 (IIF)
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 Charpy con muesca en V de 30 ftlbf (41-J). 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: 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 blindado y soldaduras por electroescoria para materiales en 1.1.1.1.1.1.2 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 570176;F (260 a 299176 ;C).1.1.6 Fluencia de neutrones dentro del rango de 1 x 1016 a 8 x 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 agua ligera reactores enfriados y tasa de fluencia dentro del rango de 2 x 108 a 1 x 1012 n/cm2s (E > 1 MeV).1.2 La base para el método de ajuste de la temperatura de referencia se analiza en un informe separado.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 Guía E 944 (IIA), y Método de prueba 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 habituales de EE. UU. deben considerarse como estándar. Los valores SI que se dan entre paréntesis son solo para información. 1.5 Esta guía estándar no define cómo se debe utilizar el cambio en la temperatura de transición para determinar la temperatura de referencia ajustada final. (Eso normalmente incluiría la consideración del punto de partida inicial, el cambio previsto y la incertidumbre en el método de estimación del cambio). 1.6 Esta norma no pretende abordar todas las preocupaciones de seguridad, si las hay, 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 E900-02 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)