ASTM E636-09
对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南

Standard Guide for Conducting Supplemental Surveillance Tests for Nuclear Power Reactor Vessels, E 706 (IH)

被代替

对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南 是非强制性国家标准，您可以免费下载预览页

说明：

此图仅显示与当前标准最近的5级引用；
鼠标放置在图上可以看到标题编号；
此图可以通过鼠标滚轮放大或者缩小；
表示标准的节点，可以拖动；
绿色表示标准：ASTM E636-09 ，绿色、红色表示本平台存在此标准，您可以下载或者购买，灰色表示平台不存在此标准；
箭头终点方向的标准引用了起点方向的标准。

标准号: ASTM E636-09
发布: 2009年
发布单位: 美国材料与试验协会
替代标准: ASTM E636-10
当前最新: ASTM E636-20

实践 E 185 和 E 2215 描述了监测反应堆容器材料的最低计划，特别是在使用中发生的机械性能变化。本指南可用于生成有关辐射引起的性能变化的附加具体断裂韧性性能信息，以更好地帮助确定最佳反应堆容器操作方案。 1.1 本指南讨论的测试程序可以与作为实践 E 185 和 E 2215 所要求的核反应堆容器监视的替代方案。概述的补充机械性能测试允许获取有关反...

ASTM E636-09
对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南

Standard Guide for Conducting Supplemental Surveillance Tests for Nuclear Power Reactor Vessels, E 706 (IH)

被代替

说明：

推荐

我国唯一具有完整自主知识产权的海上浮动核电站立项

中核集团自主研制核电厂中枢神经系统模拟件开工

唠科 | 中国核动力航母正在突破多项关键技术

三代核电堆芯测量系统自主研制成功

谁引用了ASTM E636-09 更多引用

ASTM E636-09对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南

Standard Guide for Conducting Supplemental Surveillance Tests for Nuclear Power Reactor Vessels, E 706 (IH)

被代替

说明：

推荐

我国唯一具有完整自主知识产权的海上浮动核电站立项

中核集团自主研制核电厂中枢神经系统模拟件开工

唠科 | 中国核动力航母正在突破多项关键技术

三代核电堆芯测量系统自主研制成功

谁引用了ASTM E636-09 更多引用

ASTM E636-09
对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南