Las propiedades mecánicas de los aceros y otros metales se ven alteradas por la exposición a la radiación de neutrones. Se supone que estos cambios de propiedades son función de la composición química, la condición metalúrgica, la temperatura, la fluencia (quizás también la tasa de fluencia) y el espectro de neutrones. La influencia de estas variables no se comprende completamente. La dependencia funcional entre los cambios de propiedad y la radiación de neutrones se resume en forma de parámetros de exposición al daño que son integrales ponderadas sobre el espectro de fluencia de neutrones. La evaluación de los efectos de la radiación de neutrones en los aceros de los recipientes a presión y la determinación de los límites de seguridad requieren el conocimiento de las incertidumbres en la predicción de los parámetros de exposición a la radiación (por ejemplo, dpa (Práctica E 693), fluencia de neutrones superior a 1,0 MeV, fluencia de neutrones superior a 0,1 MeV, fluencia de neutrones térmicos, etc.). Esta práctica describe los procedimientos y datos recomendados para determinar estos parámetros de exposición (y las incertidumbres asociadas) para experimentos con reactores de prueba. La industria nuclear obtiene gran parte de su información de bases de datos que provienen de experimentos con reactores de prueba. Por lo tanto, es esencial que se obtengan bases de datos confiables de los reactores de prueba para evaluar los problemas de seguridad en las plantas de energía nuclear del reactor de agua ligera (LWR).1.1 Esta práctica cubre la metodología resumida en para ser utilizada en el análisis e interpretación de los resultados de dosimetría física de reactores de prueba.1.2 Esta práctica se basa en, y vincula, la aplicación de varias prácticas, guías y métodos estándar de ASTM de apoyo.1.3 Las áreas temáticas de apoyo que se analizan incluyen cálculos de física de reactores, selección y análisis de dosímetros, unidades de exposición y espectro de neutrones. métodos de ajuste.1.4 Esta práctica está dirigida al desarrollo y aplicación de datos físico-dosimétricos-metalúrgicos obtenidos de experimentos de irradiación de reactores de prueba que se realizan en apoyo de la operación, concesión de licencias y regulación de plantas de energía nuclear LWR. Aborda específicamente los aspectos físico-dosimétricos del problema. Los procedimientos relacionados con el análisis, interpretación y aplicación de los resultados de física-dosimetría-metalurgia de los reactores de potencia y de prueba se abordan en las Prácticas E 185, E 560, E 853 y E 1035, las Guías E 900, E 2005 E 2006 y el Método de prueba E 646.1. .5 Esta norma puede referirse a materiales, operaciones y equipos peligrosos. 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.
ASTM E1006-02 Historia
2021ASTM E1006-21 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de resultados de dosimetría física de experimentos en reactores de prueba
2013ASTM E1006-13 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de resultados de dosimetría física de experimentos en reactores de prueba
2008ASTM E1006-08 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de resultados de dosimetría física para reactores de prueba, E 706(II)
2002ASTM E1006-02 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de resultados de dosimetría física para reactores de prueba, E 706(II)
1996ASTM E1006-96 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de resultados de dosimetría física para reactores de prueba, E 706(II)