ASTM E482-11
Método de prueba estándar para cenizas de productos derivados del petróleo

Estándar No.

ASTM E482-11

Fecha de publicación

2011

Organización

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Estado

Remplazado por

ASTM E482-11e1

Ultima versión

ASTM E482-22

Alcance

General: La metodología recomendada en esta guía especifica criterios para validar métodos computacionales y describe procedimientos aplicables a cálculos neutrónicos relacionados con recipientes a presión para reactores de prueba y de potencia. El material presentado aquí es útil para validar la metodología computacional y para realizar cálculos neutrónicos que acompañan a las mediciones dosimétricas de vigilancia de la vasija del reactor (consulte Master Matrix E706 y Práctica E853). Brevemente, la metodología general implica: (1) cálculos de validación de métodos basados en al menos un problema de referencia bien documentado y (2) cálculos neutrónicos para la instalación de interés. Los cálculos neutrónicos de la instalación de interés y del problema de referencia deben realizarse de manera consistente, manteniendo los parámetros de modelado importantes igual o tan similares como sea posible. En particular, para ambos problemas se debe utilizar la misma estructura de grupos de energía y secciones transversales microscópicas de grupos amplios comunes. Los cálculos neutrónicos implican dos tareas: (1) determinación de la distribución de la fuente de neutrones en el núcleo del reactor mediante la utilización de cálculos de la teoría de la difusión (o teoría del transporte) junto con mediciones de la distribución de potencia del reactor, y (2) rendimiento de una fuente de neutrones con tasa de fisión fija. Cálculo de la teoría del transporte (fuente fija) para determinar la distribución de la tasa de fluencia de neutrones en el núcleo del reactor, a través de las partes internas y en la vasija de presión. Algunos detalles del modelado neutrónico para el cálculo de referencia, del reactor de prueba o del reactor de potencia serán diferentes; por lo tanto, los procedimientos aquí descritos son generales y aplican a cada caso. (Ver NUREG/CR&#–5049, NUREG/CR&#–1861, NUREG/CR–3318 y NUREG/CR&#–3319.) Se espera que los cálculos de transporte se realizará siempre que se disponga de datos dosimétricos de vigilancia de recipientes a presión y que se realizarán comparaciones cuantitativas según lo prescrito en 3.2.2. Todos los datos dosimétricos acumulados que sean aplicables a una instalación en particular deben incluirse en las comparaciones. 1.1 Necesidad de cálculos neutrónicos 8212; Un cálculo preciso de la fluencia de neutrones y la tasa de fluencia en varios lugares es esencial para el análisis de mediciones de dosimetría integral y para predecir la irradiación. valores de los parámetros de exposición a daños en el recipiente a presión. Los valores de los parámetros de exposición pueden obtenerse directamente de cálculos o indirectamente de cálculos ajustados con mediciones dosimétricas; La Guía E944 y la Práctica E853 definen procedimientos computacionales apropiados. 1.2 Metodología8212;Los cálculos neutrónicos para su aplicación a la vigilancia de la vasija del reactor abarcan tres áreas esenciales: (1) validación de métodos mediante la comparación de cálculos con mediciones dosimétricas en un experimento de referencia, (2) determinación de la distribución de la fuente de neutrones en el núcleo del reactor, y ( 3) cálculo de la tasa de fluencia de neutrones en la posición de vigilancia y en el recipiente a presión. 1.3 Esta norma no pretende abordar todos los problemas de seguridad, es decir...

ASTM E482-11 Documento de referencia

• ASTM E1018 Guía estándar para la aplicación del archivo de datos de secciones transversales evaluados por ASTM, Matriz E 706 (IIB)
• ASTM E2006 Guía estándar para pruebas comparativas de cálculos de reactores de agua ligera
• ASTM E706 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
• ASTM E844 Guía estándar para el diseño de conjuntos de sensores e irradiación para la vigilancia de reactores, E 706(IIC)
• ASTM E853 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la vigilancia de los reactores de agua ligera, E706(IA)
• ASTM E944 Guía estándar para la aplicación de métodos de ajuste del espectro de neutrones en la vigilancia de reactores (IIA)

ASTM E482-11 Historia

• 2022 ASTM E482-22 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores
• 2016 ASTM E482-16 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores
• 2011 ASTM E482-11e1 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
• 2011 ASTM E482-11 Método de prueba estándar para cenizas de productos derivados del petróleo
• 2007 ASTM E482-07 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
• 2001 ASTM E482-01 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
• 2001 ASTM E482-89(1996) Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)