ASTM E509/E509M-14
Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera

Estándar No.

ASTM E509/E509M-14

Fecha de publicación

2014

Organización

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Estado

Remplazado por

ASTM E509/E509M-21

Ultima versión

ASTM E509/E509M-21

Alcance

3.1 Las vasijas de los reactores fabricadas con aceros ferríticos se diseñan teniendo en cuenta los cambios progresivos en las propiedades de los materiales resultantes de la exposición a neutrones en servicio. En el funcionamiento de reactores nucleares de potencia refrigerados por agua ligera, se realizan cambios periódicamente en los límites de presión-temperatura (P – T) durante la vida útil para tener en cuenta los efectos de la radiación de neutrones en la estructura dúctil a frágil. Propiedades del material de temperatura de transición. Si el grado de fragilización de los neutrones aumenta, las restricciones de funcionamiento durante el calentamiento y enfriamiento normales pueden volverse severas. Se debe dar una consideración adicional a los eventos postulados, como el choque térmico presurizado (PTS). También se produce una reducción en la tenacidad del estante superior debido a la exposición a neutrones, y esta disminución puede reducir el margen de seguridad contra la fractura dúctil. Cuando parece que estas situaciones podrían desarrollarse, existen ciertas alternativas disponibles que reducen el problema o posponen el momento en que se deben considerar las restricciones de la planta. Una de estas alternativas es recocer térmicamente la región de la línea de cintura de la vasija del reactor, es decir, calentar la región de la línea de cintura a una temperatura suficientemente superior a la temperatura de funcionamiento normal para recuperar una porción significativa de la tenacidad a la fractura original y otras propiedades del material que se degradaron como resultado de la fragilización por neutrones. 3.2 La preparación y planificación para un recocido en servicio debe comenzar temprano para que se pueda obtener la información pertinente para guiar la operación de recocido. Se debe asignar tiempo suficiente para evaluar los beneficios esperados en la vida operativa que se obtendrán mediante el recocido; evaluar el método de recocido a emplear; realizar los estudios necesarios del sistema y evaluaciones de estrés; evaluar el comportamiento esperado de recuperación de recocido y re-fragilización; desarrollar y probar funcionalmente los equipos que puedan ser necesarios para realizar el recocido en servicio; y capacitar al personal para realizar el recocido. 3.3 La selección de la temperatura de recocido requiere un equilibrio de condiciones opuestas. Temperaturas de recocido más altas y tiempos de recocido más prolongados pueden producir una mayor recuperación de la tenacidad a la fractura y otras propiedades del material y, por lo tanto, aumentar la vida útil posterior al recocido. La temperatura de recocido también puede tener un impacto en la tendencia a la re-fragilización después del recocido. Por otro lado, las temperaturas más altas pueden crear otros efectos indeseables en las propiedades, como deformación por fluencia permanente o fragilización del temple. Estas temperaturas más altas también pueden causar dificultades de ingeniería, es decir, extracción y almacenamiento del núcleo y del refrigerante, efectos de calentamiento localizados, etc., para evitar que la operación de recocido distorsione el recipiente o dañe los soportes del recipiente, las tuberías de refrigerante primarias, el hormigón adyacente, el aislamiento, etc. Consulte el Código ASME Caso N-557 para obtener más orientación sobre las condiciones de recocido y las evaluaciones de tensión térmica (2). 3.3.1 Cuando la vasija de un reactor se acerca a un estado de fragilización tal que se considera el recocido, el criterio principal es el número de años de vida útil adicional que proporcionará el recocido de la vasija. Se necesitan dos datos para responder a la pregunta: el RTNDT ajustado post-recocido y el nivel de energía del estante superior, y sus cambios posteriores durante la futura irradiación. Además, si se recoce un recipiente, se necesita la misma información como base para establecer límites de presión y temperatura para el período inmediatamente posterior al recocido y demostrar el cumplimiento de los requisitos....

ASTM E509/E509M-14 Documento de referencia

• ASTM E1253 Guía estándar para la reconstitución de muestras irradiadas de tamaño Charpy
• ASTM E185 Práctica estándar para la realización de pruebas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear refrigerados por agua ligera, E706 (IF)
• ASTM E2215 Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
• ASTM E636 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E706 (IH)
• ASTM E900 Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)

ASTM E509/E509M-14 Historia

• 2021 ASTM E509/E509M-21 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
• 2014 ASTM E509/E509M-14 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
• 2003 ASTM E509-03(2008) Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares moderados con agua ligera
• 2003 ASTM E509-03 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares refrigerados por agua ligera
• 1997 ASTM E509-97 Guía estándar para el recocido en servicio de recipientes de reactores nucleares refrigerados por agua ligera