ASTM E636-10由美国材料与试验协会 US-ASTM 发布于 2010。
ASTM E636-10 在中国标准分类中归属于: F69 核反应堆与核电厂核岛设备,在国际标准分类中归属于: 27.120.10 反应堆工程。
实践E185和E2215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 E185 和 E2215 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应堆容器钢的辐射引起的断裂韧性、缺口延展性和屈服强度性能变化的附加信息。
1.2 本指南提供了辐照试验样品制备的建议,并确定了反应堆监视操作和辐照后试验计划的特殊预防措施和要求。还给出了数据缩减和计算程序的指导。样品测试的物理实施和原始数据采集参考了其他 ASTM 测试方法。
测试时,可以在针上施加固定的力,而让试板来回移动,也可以逐渐加大力量,测出刺穿漆膜的zui小力量。测试标准:符合BS 3900;E2 1518; ISO; ASTM相关测试标准。英国SHEEN Ref705型号介绍:机械化类型(见附图) Ref.705手工操作类型 Ref.706符合-ASTM D5178 Ref.705/1符合-ASTM D2197 Ref.705/2...
据悉,中国核动力研究设计院基于50多年的海上小堆研发经验,开发了包括ACP10S、ACP25S、ACP100S等三种不同功率规模的浮动式反应堆,并可在此基础上进行单双堆组合,实现不同功率规模的浮动式核电站型号。...
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