4.1 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 de energía 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) los tipos de muestras de ensayo son apropiados para la evaluación de los efectos de la radiación en la vasija del reactor. 4.2 La metodología que se utilizará en la estimación de la exposición a neutrones obtenida para los programas de vigilancia de vasijas de reactores se define en las Guías E482 y E853. 4.3 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 de los materiales 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 vasijas de reactores nucleares de energía moderados con agua ligera. En esta práctica no se han considerado específicamente nuevos diseños avanzados de reactores moleculares pequeños de agua ligera con una potencia de diseño nominal de 300 MWe o menos. Esta práctica incluye los requisitos mínimos para el diseño de un programa de vigilancia, la selección del material de los recipientes a incluir y el cronograma inicial de evaluación de materiales. 1.2 Esta práctica se desarrolló para todas las vasijas de reactores nucleares de potencia moderados con agua ligera para las cuales la fluencia máxima prevista de neutrones rápidos (E > 1 MeV) supera los 18201;×8201;1021 neutrones/ m 2 (18201;×8201;1017 n/cm2) en la superficie interior de la vasija del reactor de acero ferrítico. 1.3 Esta práctica no proporciona procedimientos específicos para monitorear los cambios inducidos por la radiación en las propiedades más allá de la vida útil del diseño. La práctica E2215 aborda los cambios en el programa de retiro durante y más allá de la vida de diseño. 1.4 Los valores indicados en unidades SI deben considerarse como estándar. Los valores entre paréntesis son sólo para información.......
ASTM E185-15 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