4.1 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 vasija del reactor se compensa ajustando los límites de presión y temperatura a temperaturas más altas a medida que se acumula el daño por neutrones. La práctica actual consiste en basar ese ajuste en el TTS producido por la irradiación de neutrones medido en el nivel de energía Charpy V-notch 41-J (30 pies·lbf). Para establecer límites de operación presión temperatura durante la vida operativa de la planta, se debe realizar una predicción de TTS. 4.1.1 A falta de datos de vigilancia para un material de reactor determinado (véanse las Prácticas E185 y E2215), es necesario el uso de procedimientos de cálculo para hacer la predicción. Incluso cuando se dispone de datos de vigilancia creíbles, normalmente será necesario interpolar o extrapolar los datos para obtener un TTS 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. 4.2 Las investigaciones han establecido que ciertos elementos, en particular el cobre (Cu), el níquel (Ni), el fósforo (P) y el manganeso (Mn), provocan una variación en la sensibilidad a la radiación de los aceros de las vasijas de presión de los reactores. La importancia de otros elementos, como el silicio (Si) y el carbono (C), sigue siendo objeto de investigación adicional. El cobre, el níquel, el fósforo y el manganeso son los parámetros químicos clave utilizados en el desarrollo de los procedimientos de cálculo que se describen aquí. 4.3 Para derivar estos procedimientos sólo se utilizaron datos de vigilancia de reactores de potencia (PWR y BWR). La medida de fluencia de neutrones rápidos utilizada en el procedimiento es n/m2 (E > 1 MeV). En estos procedimientos no se han tenido en cuenta las diferencias en la tasa de fluencia y los espectros de energía de los neutrones experimentados en los reactores de potencia y en los reactores de prueba. 1.1 Esta guía presenta un método para predecir valores de cambio de temperatura de transición de referencia (TTS) para materiales de recipientes a presión irradiados. El método se basa en el TTS exhibido por los datos Charpy V-notch a 41-J (30-ft·lbf) obtenidos de programas de vigilancia realizados en varios países para productos ligeros presurizados (PWR) y en ebullición (BWR) comerciales. Reactores de potencia refrigerados por agua (LWR). Se ha desarrollado una correlación de fragilidad a partir de un análisis estadístico de la gran base de datos de vigilancia que consta de TTS inducidos por radiación e información relacionada compilada y analizada por el Subcomité E10.02. Los detalles de la base de datos y el análisis se describen en un informe separado (1).2,3, Esta fragilización c......
ASTM E900-15 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)