ASTM E900-15e1
Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores

Estándar No.

ASTM E900-15e1

Fecha de publicación

2015

Organización

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Estado

Remplazado por

ASTM E900-15e2

Ultima versión

ASTM E900-21

Alcance

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 sistemas comerciales de refrigeración por agua ligera (LWR) presurizados (PWR) y en ebullición (BWR). ) reactores de potencia. 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 (ADJE090015-EA).2,3 Esta correlación de fragilidad se desarrolló utilizando las variables cobre, níquel, fósforo, manganeso, temperatura de irradiación, fluencia de neutrones y forma del producto. Los rangos de datos y las condiciones para estas variables se enumeran en 1.1.1. La Sección 1.1.2 enumera los materiales incluidos en la base de datos y los dominios de las variables de exposición que pueden influir en el TTS pero que no se utilizan en la correlación de fragilidad. 1.1.1 El rango de materiales y condiciones de irradiación en la base de datos para las variables utilizadas en la correlación de fragilidad: 1.1.1.1 Contenido de cobre hasta 0,4 %. 1.1.1.2 Contenido de níquel hasta el 1,7 %. 1.1.1.3 Contenido de fósforo hasta 0,03 %. 1.1.1.4 Contenido de manganeso dentro del rango de 0,55 a 2,0 %. 1.1.1.5 Temperatura de irradiación dentro del rango de 255 a 300°C (491 a 572°F). 1.1.1.6 Fluencia de neutrones dentro del rango de 1 × 1021 n/m2 a 2 × 1024 n/m2 (E > 1 MeV). 1.1.1.7 Una variable categórica que describe la forma del producto (es decir, soldadura, placa, forja). 1.1.2 El rango de materiales y condiciones de irradiación en la base de datos para variables no incluidas en la correlación de fragilidad: 1.1.2.1 A533 Tipo B Clase 1 y 2, A302 Grado B, A302 Grado B (modificado) y A508 Clase 2 y 3 Además, grados de acero europeos y japoneses que son equivalentes a estos grados ASTM. 1.1.2.2 Soldaduras por arco sumergido, soldaduras por arco blindado y soldaduras por electroescoria que tengan composiciones consistentes con las de las soldaduras utilizadas para unir los materiales base descritos en 1.1.2.1. 1.1.2.3 Tasa de fluencia de neutrones dentro del rango de 3 × 1012 n/m2 /s a 5 × 1016 n/m2 /s (E > 1 MeV). 1.1.2.4 Espectros de energía de neutrones dentro del rango esperado en la región de la vasija del reactor adyacente al núcleo de los PWR y BWR comerciales (más de aproximadamente 500 MW eléctricos). 1.1.2.5 Tiempos de exposición a la irradiación de hasta 25 años en reactores de agua en ebullición y 31 años en reactores de agua a presión. 1.2 Es responsabilidad del usuario demostrar que las condiciones de interés en su aplicación de esta guía son abordadas adecuadamente por la información técnica en la que se basa la guía. Cabe señalar que las condiciones cuantificadas por la base de datos no se distribuyen uniformemente en el rango de materiales y condiciones de irradiación descritos en 1.1, y que alguna combinación de variables, particularmente en el 1 Esta guía está bajo la jurisdicción del Comité E10 de ASTM sobre Energía Nuclear. Tecnología y Aplicaciones y es responsabilidad directa del Subcomité E10.02 sobre Comportamiento y Uso de Materiales Estructurales Nucleares. Edición actual aprobada el 1 de febrero de 2015. Publicado en abril de 2015. Aprobado originalmente en 1983. La última edición anterior fue aprobada en 2007 como E900 – 02(2007). DOI: 10.1520/E0900-15E01. 2 Disponible en la sede internacional de ASTM. Orden Adjunta No. ADJE090015-EA. 3 Para informar la predicción de TTS de la Sección 5 de esta guía, el Subcomité E10.02 decidió limitar los datos considerados a los valores de desplazamiento Charpy (∆T41J) medidos a partir de irradiaciones realizadas en PWR y BWR. Se compiló una base de datos de 1.878 mediciones de Charpy TTS a partir de informes de vigilancia sobre reactores de agua ligera en funcionamiento y fuera de servicio de diseño occidental de 13 países (Brasil, Bélgica, Francia, Alemania, Italia, Japón, México, Países Bajos, Corea del Sur, Suecia, Suiza, Taiwán y Estados Unidos) y de la literatura técnica. Para cada registro de datos, debía estar disponible la siguiente información: fluencia, tasa de fluencia, temperatura de irradiación y % de contenido de Cu, Ni, P y Mn. También se examinaron informes y documentos técnicos que documentan los resultados de los programas de investigación realizados en reactores de prueba de materiales. Los datos de estas fuentes se incluyeron en la base de datos a título informativo, pero no se utilizaron en el desarrollo de la predicción TTS de la Sección 5 de esta guía. Copyright © ASTM International, 100 Barr Harbor Drive, PO Box C700, West Conshohocken, PA 19428-2959. Estados Unidos Esta norma internacional fue desarrollada de acuerdo con los principios internacionalmente reconocidos sobre estandarización establecidos en la Decisión sobre Principios para el Desarrollo de Normas, Guías y Recomendaciones Internacionales emitida por el Comité de Obstáculos Técnicos al Comercio (OTC) de la Organización Mundial del Comercio. 1 los extremos del rango de datos están subrepresentados. Se merece especial atención cuando la guía se aplica a condiciones cercanas a los extremos del rango de datos utilizado para desarrollar la ecuación TTS y cuando la aplicación involucra una región del espacio de datos donde los datos son escasos. Aunque la correlación de fragilidad desarrollada para esta guía se basó en el análisis estadístico de una base de datos grande, se requiere prudencia para aplicaciones que involucran valores variables más allá de los rangos especificados en 1.1. Debido a las fuertes correlaciones con otras variables de exposición dentro de la base de datos (es decir, la fluencia), y debido a la distribución desigual de los datos dentro de la base de datos (por ejemplo, la temperatura de irradiación y el rango de flujo de los datos PWR y BWR casi no se superponen), ni La tasa de fluencia de neutrones ni el tiempo de irradiación mejoraron suficientemente la precisión de las predicciones como para merecer su uso en la correlación de fragilidad en esta guía. Las versiones futuras de esta guía pueden incorporar el efecto de la tasa de fluencia de neutrones o el tiempo de irradiación, o ambos, en el TTS, como se describen dichos efectos en (1).4 La base de datos de materiales irradiados, la base técnica para desarrollar la correlación de fragilidad y las cuestiones involucrados en su aplicación, se analizan en un informe separado (ADJE090015-EA). Ese informe describe las nueve ecuaciones TTS diferentes consideradas en el desarrollo de esta guía, algunas de las cuales se desarrollaron utilizando conjuntos de datos más limitados (por ejemplo, datos de programas nacionales (2, 3)). Si las variables materiales o las condiciones de exposición de una aplicación particular caen dentro del rango de una de estas correlaciones alternativas, puede proporcionar una guía más adecuada. 1.3 Se espera que esta guía se utilice en coordinación con varias normas que abordan la vigilancia de la irradiación de los materiales de la vasija del reactor de agua ligera. El método para determinar la fluencia aplicable para su uso en esta guía se aborda en las Guías E482, E944 y el Método de prueba E1005. La aplicación general de estas guías y prácticas independientes se describe en la Práctica E853. 1.4 Los valores indicados en unidades SI deben considerarse estándar. Los valores entre paréntesis son conversiones matemáticas a unidades habituales de EE. UU. que se proporcionan únicamente con fines informativos y no se consideran estándar. 1.5 Esta guía estándar no define cómo se debe utilizar el TTS para determinar la temperatura de referencia final ajustada, que normalmente incluiría la consideración de la temperatura de transición antes de la irradiación, el TTS previsto y las incertidumbres en el método de estimación del cambio. 1.6 Esta norma no pretende abordar todos los problemas de seguridad, si los hay, asociados 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. 1.7 Esta norma internacional fue desarrollada de acuerdo con los principios internacionalmente reconocidos sobre estandarización establecidos en la Decisión sobre Principios para el Desarrollo de Normas, Guías y Recomendaciones Internacionales emitida por el Comité de Obstáculos Técnicos al Comercio (OTC) de la Organización Mundial del Comercio.

ASTM E900-15e1 Documento de referencia

• ASTM A302/A302M Especificación estándar para placas de recipientes a presión, acero aleado, manganeso-molibdeno y manganeso-molibdeno-níquel
• ASTM A508/A508M Especificación estándar para piezas forjadas de acero al carbono y aleado tratadas al vacío, templadas y revenidas, para recipientes a presión
• ASTM A533/A533M Especificación estándar para placas de recipientes a presión, acero aleado, templado y revenido, manganeso-molibdeno y manganeso-molibdeno-níquel
• ASTM E1005 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
• 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*， 2019-06-01 Actualizar
• ASTM E482 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
• ASTM E693 Práctica estándar para caracterizar la exposición a neutrones en hierro y aceros de baja aleación en términos de desplazamientos por átomo (DPA), E706(ID)
• 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 E900-15e1 Historia

• 2021 ASTM E900-21 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
• 2015 ASTM E900-15e2 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
• 2015 ASTM E900-15e1 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
• 2015 ASTM E900-15 Guía estándar para predecir el cambio de temperatura de transición inducido por la radiación en materiales de vasijas de reactores
• 2002 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)
• 2002 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)
• 1987 ASTM E900-87(2001) Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)
• 1987 ASTM E900-87(1994) Guía estándar para predecir daños por radiación de neutrones a los materiales de la vasija del reactor, E 706 (IIF)