ASTM E636-10
对核动力反应堆容器进行补充监控试验的标准指南E 706( IH)

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

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标准号

ASTM E636-10

发布

2010年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM E636-14

当前最新

ASTM E636-20

 

 

适用范围

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。

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