Los objetivos de un programa de vigilancia de la vasija de un reactor son dos. El primer requisito del programa es monitorear los cambios en las propiedades de tenacidad a la fractura de los materiales ferríticos en la región de la línea de cintura de la vasija del reactor como resultado de la exposición a la irradiación de neutrones y el ambiente térmico. El segundo requisito es hacer uso de los datos obtenidos del programa de vigilancia para determinar las condiciones en las que la embarcación puede operar durante su vida útil. Para satisfacer el primer requisito de 3.1, las tareas a realizar son sencillas. Cada una de las cápsulas de irradiación que componen el programa de vigilancia podrá tratarse como un experimento independiente. El objetivo es definir y llevar a cabo un programa de dosimetría que, a posteriori, describa el campo de neutrones al que fueron expuestas las probetas de materiales. La información resultante pasará a formar parte de una base de datos aplicable en un sentido más estricto a la planta específica de la que se extrajo la cápsula, pero también en un sentido más amplio a la industria en su conjunto. Para satisfacer el segundo requisito del 3.1, las tareas a realizar son algo complejas. El objetivo es describir con precisión el campo de neutrones al que estará expuesto el propio recipiente a presión durante su vida útil. Esta descripción del campo de neutrones debe incluir gradientes espaciales dentro de la pared del vaso. Por lo tanto, se debe poner gran énfasis en el uso de técnicas de transporte de neutrones, así como en la elección de una base de diseño para los cálculos. Dado que una determinada medición de la cápsula de vigilancia, en particular una obtenida en las primeras etapas de la vida de la planta, no es necesariamente representativa del funcionamiento del reactor a largo plazo, una simple normalización de los cálculos del transporte de neutrones con datos dosimétricos de una cápsula determinada puede no ser apropiada (1-67). Los objetivos y requisitos del programa de vigilancia de la estructura de soporte de la vasija de un reactor son mucho menos estrictos y, en la actualidad, se limitan a mediciones físico-dosimétricas mediante el monitoreo de la cavidad fuera de la vasija junto con el uso de datos metalúrgicos del reactor de prueba disponibles. para determinar la condición de cualquier acero de estructura de soporte que pueda estar sujeto a cambios de propiedades inducidos por neutrones (1, 29, 44-58, 65-70). 1.1 Esta práctica cubre la metodología, resumida en el Anexo A1, que se utilizará en el análisis e interpretación de los datos de exposición a neutrones obtenidos de los programas de vigilancia de recipientes a presión LWR; y, con base en los resultados de ese análisis, establece un formalismo que se utilizará para evaluar la condición presente y futura del recipiente a presión y sus estructuras de soporte (1-70). 1.2 Esta práctica se basa y vincula la aplicación de varias prácticas, guías y métodos estándar de ASTM (consulte Master Matrix E 706) (1, 5, 13, 48, 49). Para que esta práctica sea al menos parcialmente autónoma, se proporciona una cantidad moderada de discusión en áreas relacionadas con ASTM y otros documentos. Las áreas temáticas de apoyo que se analizan incluyen cálculos de física de reactores, selección y análisis de dosímetros y unidades de exposición. Nota 18212; (La figura 1 se elimina en la última actualización. Se remite al usuario a Master Matrix E 706 para obtener la última figura de interconectividad de estándares). 1.3 Esta práctica está restringida a aplicaciones directas relacionadas con programas de vigilancia que se establecen en apoyo de la operación, concesión de licencias y regulación de centrales nucleares LWR. Los procedimientos y datos relacionados con el análisis, interpretación y aplicación de los resultados del reactor de prueba se abordan en la Práctica E 560, la Práctica E 1006 y la Guía E 900.
ASTM E853-01(2008) Historia
2023ASTM E853-23 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la exposición a neutrones de vigilancia del reactor de agua ligera
2018ASTM E853-18 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la exposición a neutrones de vigilancia del reactor de agua ligera
2013ASTM E853-13 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la vigilancia de los reactores de agua ligera
2001ASTM E853-01(2008) Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la vigilancia de los reactores de agua ligera, E706(IA)
2001ASTM E853-01 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la vigilancia de los reactores de agua ligera, E706(IA)
1987ASTM E853-87(1995)e1 Práctica estándar para el análisis y la interpretación de los resultados de la vigilancia de los reactores de agua ligera, E706(IA)