Las predicciones de los efectos de la radiación de neutrones en los aceros de los recipientes a presión se consideran en el diseño de reactores nucleares moderados con agua ligera. Los cambios en los parámetros operativos del sistema a menudo se realizan durante la vida útil de la vasija del reactor para tener en cuenta los efectos de la radiación. Debido a la variabilidad en el comportamiento de los aceros de la vasija del reactor, se justifica un programa de vigilancia para monitorear los cambios en las propiedades de los materiales reales de la vasija causados por la exposición a largo plazo a la radiación de neutrones y la temperatura ambiente de la vasija del reactor. Esta práctica describe los criterios que se deben considerar al planificar e implementar programas de pruebas de vigilancia y señala las precauciones que se deben tomar para garantizar que: (1) las exposiciones de las cápsulas puedan relacionarse con las exposiciones de la línea de cintura, (2) los materiales seleccionados para el programa de vigilancia sean muestras de aquellos materiales que tienen más probabilidades de limitar el funcionamiento de la vasija del reactor, y (3) las pruebas arrojan resultados útiles para la evaluación de los efectos de la radiación en la vasija del reactor. La metodología a utilizar en la estimación de la exposición a neutrones obtenida para los programas de vigilancia de la vasija del reactor está definida en la Guía E 482, que establece las bases a utilizar para evaluar tanto el diseño como el estado futuro de la vasija del reactor. El diseño de un programa de vigilancia para una vasija de reactor determinada debe considerar el conjunto de datos existente sobre materiales similares, además de los materiales específicos utilizados para esa vasija de reactor. La cantidad de dichos datos y la similitud de las condiciones de exposición y las características del material determinarán su aplicabilidad para predecir los efectos de la radiación.1.1 Esta práctica cubre procedimientos para diseñar un programa de vigilancia para monitorear los cambios inducidos por la radiación en las propiedades mecánicas de los materiales ferríticos en la línea de cintura. de vasijas de reactores nucleares moderados por agua ligera. Esta práctica incluye los requisitos mínimos para el diseño de un programa de vigilancia, la selección del material de la vasija que se incluirá y un cronograma para la evaluación de los materiales.1.2 Esta práctica se desarrolló para todas las vasijas de reactores nucleares de potencia moderados con agua ligera para las cuales se alcanzó el máximo previsto. La fluencia de neutrones rápidos (E > 1 MeV) al final de la vida útil de diseño (EOL) excede 1 x 1017 n/cm2 (1 x 1021 n/m2) en la superficie interior de la vasija del reactor.1.3 Esta práctica se aplica únicamente a la planificación y diseño de programas de vigilancia de vasijas de reactores diseñadas y construidas después de la fecha de entrada en vigor de esta práctica. Las versiones anteriores de la Práctica E 185 se aplican a vasijas de reactores anteriores. 1.4 Esta práctica no proporciona procedimientos específicos para monitorear los cambios inducidos por la radiación en las propiedades más allá de la vida útil de diseño, pero el procedimiento descrito puede proporcionar orientación para desarrollar dicho programa de vigilancia. Nota 18212; La creciente complejidad de los requisitos para un programa de vigilancia de vasijas de reactores nucleares de potencia moderados con agua ligera ha requerido la separación de los requisitos en tres normas relacionadas. La práctica E 185 describe los requisitos mínimos para un programa de vigilancia. La Práctica E 2215, "Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera" describe los procedimientos para probar y evaluar las cápsulas de vigilancia retiradas de un programa de vigilancia según se define en las ediciones actuales o anteriores de la Práctica E 185. Se está preparando otra guía estándar para complementar los programas existentes de vigilancia de vasijas de reactores nucleares de potencia moderados por agua ligera. En el Apéndice X1 se incluye un resumen de las muchas revisiones importantes de la Práctica E 185 desde su emisión original.
ASTM E185-02 Historia
2021ASTM E185-21 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
2016ASTM E185-16 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
2015ASTM E185-15e1 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
2010ASTM E185-10 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
2002ASTM E185-02 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
1998ASTM E185-98 Práctica estándar para la realización de pruebas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear refrigerados por agua ligera, E706 (IF)
1982ASTM E185-82e2 Práctica estándar para la realización de pruebas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear refrigerados por agua ligera, E 706 (IF)
1979ASTM E185-79 Práctica estándar para la realización de pruebas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear refrigerados por agua ligera
1973ASTM E185-73 Práctica estándar recomendada para pruebas de vigilancia de recipientes de reactores nucleares