ASTM E1005-97 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
1.1 Este método describe procedimientos generales para medir las actividades específicas de los nucleidos radiactivos producidos en monitores radiométricos (RM) por reacciones nucleares inducidas durante las exposiciones de vigilancia de las vasijas de los reactores y las estructuras de soporte. Se proporcionan procedimientos más detallados para RM individuales en estándares separados identificados en 2.1 y en las Refs 11, 24-27. Los resultados de la medición se pueden usar para definir velocidades de reacción inducidas por neutrones correspondientes que a su vez se pueden usar para caracterizar el entorno de irradiación de la vasija del reactor y la estructura de soporte. La principal técnica de medición es la espectrometría de rayos gamma de alta resolución, aunque la espectrometría de fotones de rayos X y el recuento de partículas Beta se utilizan en menor grado para MR específicos (1-29). 1.1.1 Los procedimientos de medición incluyen correcciones para la radiación de fondo del detector, pérdidas sumatorias aleatorias y por coincidencia verdadera, diferencias en la geometría entre los estándares de la fuente de calibración y los RM, autoabsorción de radiación por el RM, otros efectos de absorción y correcciones de desintegración radiactiva (1- 10, 12-22). 1.1.2 Las actividades específicas se calculan teniendo en cuenta la duración del recuento, el tiempo transcurrido entre el inicio del recuento y el final de la irradiación, la vida media, la masa del nucleido objetivo en el RM y las intensidades de ramificación. de la radiación de interés. Utilizando la vida media adecuada y las condiciones conocidas de la irradiación, las actividades específicas pueden convertirse en velocidades de reacción correspondientes (24-30). 1.1.3 Se incluyen procedimientos para el cálculo de las velocidades de reacción a partir de las mediciones de radiactividad y el historial temporal de la potencia de irradiación. Una velocidad de reacción se puede convertir en velocidad de fluencia de neutrones (densidad de flujo) y fluencia utilizando la sección transversal integral apropiada y los valores de tiempo de irradiación efectivo y, con otras velocidades de reacción, se puede usar para definir el espectro de neutrones mediante el uso de programas informáticos adecuados ( 24-30). 1.1.4 El uso de campos de neutrones de referencia para la calibración de RM puede reducir significativamente o eliminar los errores sistemáticos, ya que muchos parámetros y sus respectivas incertidumbres necesarios para el cálculo de las velocidades de reacción absolutas son comunes tanto a las mediciones de referencia como a las de prueba y, por lo tanto, se cancelan automáticamente. . El flujo equivalente de referencia, para el entorno probado, se puede calcular a partir de una relación directa de las actividades saturadas medidas en los dos entornos y el flujo de referencia certificado (24-30). 1.2 Este método está diseñado para usarse junto con las Guías ASTM E706 (IIC) y E844. Las siguientes prácticas, guías y métodos de ASTM existentes o propuestos también están directamente involucrados en la evaluación físico-dosimétrica de las mediciones de vigilancia de la vasija del reactor y de la estructura de soporte: E 706 (O) Matriz maestra para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera E 706 ( IA), E853 Análisis e interpretación de los resultados de la vigilancia del reactor de agua ligera E 706 (IC), E560 Práctica para extrapolar los resultados de la dosimetría de la vigilancia de la vasija del reactor E 706 (ID), E693 Práctica para caracterizar la exposición a neutrones en aceros ferríticos en términos de desplazamientos por átomo (DPA) E 706 (IE) Correlación de daños para la vigilancia de recipientes de reactores E 706 (IF), E185 Práctica para realizar pruebas de vigilancia de recipientes de reactores nucleares de agua ligera E 706 (IG) Ensayos de vigilancia de estructuras de soporte de reactores nucleares E 706 (IH ), E636 Práctica para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear E 706 (IIA), E944 Guía para la aplicación de métodos de ajuste del espectro de neutrones en la vigilancia de reactores E 706 (IIB), E1018 Aplicación del archivo de datos nucleares evaluados por ASTM (ENDF/A ) - Archivo de incertidumbre y sección transversal E 706 (IID), Guía E482 para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores
ASTM E1005-97 Historia
2021ASTM E1005-21 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores
2016ASTM E1005-16 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores
2015ASTM E1005-15 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores
2010ASTM E1005-10 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
2003ASTM E1005-03e1 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
2003ASTM E1005-03 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
1997ASTM E1005-97 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)