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反应 力
本专题涉及反应 力的标准有233条。
国际标准分类中，反应 力涉及到有色金属、核能工程、量和单位、字符符号、物理学、化学、化工设备、石油和天然气工业设备、流体存储装置、塑料、土质、土壤学、辐射防护、建筑材料、石油产品综合、事故和灾害控制、橡胶、金属材料试验、航空航天制造用材料、变压器、电抗器、电感器、辐射测量、增强塑料、橡胶和塑料制品、消防、钢铁产品、金属的腐蚀、分析化学、热力学和温度测量、危险品防护、通风机、风扇、空调器、摄影技术。
在中国标准分类中，反应 力涉及到稀有金属及其合金分析方法、核反应堆与核电厂核岛设备、化学、基础标准与通用方法、核反应堆综合、化工设备、核电厂核岛、土壤、水土保持、动力堆、核燃料元件及其分析试验方法、标志、包装、运输、贮存、生产堆、、实验室基础设备、合成橡胶基础标准与通用方法、合成树脂、塑料基础标准与通用方法、变压器、堆用核仪器、辐射防护与监测综合、其他纺织制品、供热堆、消防综合、建材产品综合、钢锭、钢坯、金属化学性能试验方法、辐射防护监测与评价、型钢、异型钢、颜料基础标准与通用方法、标志、包装、运输、贮存综合、船用核动力装置、物质成份分析仪器与环境监测仪器综合。
国家质检总局，关于反应 力的标准
- GB/T 42656-2023 稀土系储氢合金 吸放氢反应动力学性能测试方法
- GB/T 30098-2013 实验室用磁力驱动反应釜
- GB/T 43062-2023 核能 反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定
美国材料与试验协会，关于反应 力的标准
- ASTM E636-02 对E706(IH)核动力反应堆压力容器进行辅助监视试验的标准指南
- ASTM E706-23 轻水反应堆压力容器监督标准主矩阵
- ASTM E706-16 轻水反应堆压力容器监控标准标准主矩阵
- ASTM E636-95 核动力反应堆堆芯压力容器用的进行辅助监视试验的实施(E706IH)
- ASTM E2956-14 监测LWR反应堆压力容器中子辐照的标准指南
- ASTM E2956-21 监测LWR反应堆压力容器中子辐照的标准指南
- ASTM E2956-23 LWR反应堆压力容器中子暴露监测的标准指南
- ASTM E706-02 E706(0)轻水反应堆压力容器监视标准的标准主模型
- ASTM C1679-13 采用等温热量测定法测量液压水泥混合物水化反应动力的标准实施规程
- ASTM C1679-14 使用等温热量测定法测量液压水泥混合物水化反应动力的标准实施规程
- ASTM E482-07 反应堆压力容器监视用中子输运法应用的标准指南.E706(IID)
- ASTM E482-11e1 反应堆压力容器监视用中子输运法应用的标准指南, E706(IID)
- ASTM E2521-23 评估反应机器人能力的标准术语
- ASTM E482-01 反应堆压力容器监视用的中子输运法应用的标准指南.E706(IID)
- ASTM D3518/D3518M-94(2007) a ± 45o层压板拉伸试验法测定聚合物基质合成材料平面内剪切应力反应性的标准试验法
- ASTM D3518/D3518M-13 a ± 45℃层压板拉伸试验法测定聚合物基质合成材料平面内剪切应力反应性的标准试验方法
- ASTM E1005-97 反应堆压力容器监测E706(ⅢA)用辐射监视器的应用和分析的试验方法
- ASTM E1005-15 反应堆压力容器监测用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法
- ASTM E1005-16 反应堆压力容器监测E706(ⅢA)用辐射监视器的应用和分析的试验方法
- ASTM E185-79 轻水冷却核动力反应堆容器监督试验的标准实施规程
- ASTM E2215-10 轻水中型核动力反应堆罐监测室评估的标准实施规程
- ASTM E1005-03e1 E706(ⅢA)反应堆压力容器监视用辐射测量监视器的应用和分析的标准试验方法
- ASTM E1005-03 E706(ⅢA)反应堆压力容器监视用辐射测量监视器的应用和分析的标准试验方法
- ASTM E636-95(2001) 对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南
- 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
- ASTM E636-14 核动力反应堆容器补充监测试验的标准实施指南, E706 40;IH41;
- ASTM E185-10 轻水中型核动力反应堆罐监测计划设计的标准实施规程
- ASTM E185-82e2 轻水冷却核动力反应堆容器E706（IF）监督试验的标准实施规程
- 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)
- ASTM E185-21 轻水慢化核动力反应堆容器监督程序设计的标准实施规程
- ASTM E3007-21 用热重分析法研究分解反应中动力学参考值的选择和使用的标准实施规程
- ASTM E2853-12(2021) 评估地面反应机器人能力的标准试验方法:搜索任务
- ASTM E2853/E2853M-22 评估地面反应机器人能力的标准试验方法:搜索任务
- ASTM E2215-18 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程
- ASTM E2215-16 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程
- ASTM E2215-19 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程
- ASTM E706-01 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM E706-87(1994) 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM E706-23 Red 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM E3174-20 用差示扫描量热法测定动力学反应模型的标准实施规程
- ASTM E3174-21 用差示扫描量热法测定动力学反应模型的标准实施规程
- ASTM E3174-19 用差示扫描量热法测定动力学反应模型的标准实施规程
- ASTM E3174-22 用差示扫描量热法测定动力学反应模型的标准实施规程
- ASTM E3408/E3408M-23 评估地面反应机器人能力的标准试验方法:灵活性:线性检验
- ASTM E2245-05 用光学干涉仪测量反射薄膜残余应力的标准试验方法
- ASTM E2245-02 用光学干涉仪测量反射薄膜残余应力的标准试验方法
德国标准化学会，关于反应 力的标准
- DIN 13345:1978 化学反应的热力学与动力学.符号、单位
- DIN 13345:1978-08 化学反应的热力学和动力学；符号、单位
- DIN 25433:1988 核动力反应堆的燃料组件标识
- DIN 25433:2016 核动力反应堆的燃料组件标识
- DIN 53529-2:1983-03 橡胶和弹性体测试；硫化特性的测量（curometry）；根据反应动力学评估交联等温线
- DIN 53529-2:1983 橡胶和弹性体的检验.硫化特性的测定.依据反应动力学的交联等温线的评价
- DIN IEC 60568:2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率(通量)测量堆芯仪表
- DIN EN ISO 10270:2020 金属和合金的腐蚀 用于核动力反应堆的锆合金的水腐蚀试验（ISO/DIS 10270:2020）
行业标准-核工业，关于反应 力的标准
- EJ/T 560-2002 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督
- EJ/T 560-1991 反应堆压力容器材料辐照监督要求
- EJ/T 720-2008 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保湿层设计准则
- EJ/T 720-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计准则
- EJ/T 322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则
- EJ 322-1988 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则
- EJ/T 20032-2012 空间热离子反应堆核动力装置铍反射层设计准则
- EJ/T 474-2000 压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件
- EJ/T 732-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则
- EJ/T 606-1991 压水堆核电厂反应堆压力容器焊缝超声波在役检查
- EJ/T 478-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆压力容器顶盖组件
- EJ/T 712-2002 压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求
- EJ/T 1033-1996 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则
- EJ/T 918-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器 压力-温度限值曲线制定准则
- EJ/T 20034-2012 空间热离子反应堆核动力装置 核设计准则
- EJ/T 712-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及有关设备安装技术要求
- EJ/T 483-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆压力容器技术文件编制准则
- EJ/T 319-1992 压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则
- EJ/T 20033-2012 空间热离子反应堆核动力装置热工流体力学设计准则
- EJ 474-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆压力容器金属箔保温层技术条件
- EJ/T 20132-2016 空间热离子反应堆核动力装置热离子燃料元件设计准则
- EJ/T 667-1992 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护
行业标准-能源，关于反应 力的标准
- NB/T 20220-2013 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督
- NB/T 20343-2015 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范
- NB/T 20343-2021 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范
- NB/T 20154-2012 压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南
- NB/T 20576-2019 压水堆核电厂反应堆压力 容器中子注量率分析
- NB/T 20032-2010 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则
- NB/T 20045-2011 压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程
- NB/T 20392-2016 非能动压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程
- NB/T 20476.6-2019 核电厂运行许可证延续 第6部分：反应堆压力容 器时限老化分析
- NB/T 20006.36-2017 压水堆核电厂用合金钢 第36部分:反应堆压力容器堆芯区用19MnNiMo锻件
- NB/T 20006.37-2017 压水堆核电厂用合金钢 第37部分:反应堆压力容器非堆芯区用19MnNiMo锻件
- NB/T 20006.5-2012 压水堆核电厂用合金钢 第5 部分：反应堆压力容器封头用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.5-2021 压水堆核电厂用合金钢 第5部分：反应堆压力容器封头用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.4-2011 压水堆核电厂用合金钢 第4部分：反应堆压力容器接管嘴用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.4-2021 压水堆核电厂用合金钢 第4部分：反应堆压力容器接管嘴用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.17-2021 压水堆核电厂用合金钢 第17部分：反应堆压力容器法兰-接管段用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.3-2011 压水堆核电厂用合金钢 第3部分：反应堆压力容器过渡段和法兰用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.18-2019 压水堆核电厂用合金钢 第 18 部分：反应堆压力容 器整体顶盖用锰-镍-钼合 金钢锻件
- NB/T 20006.3-2021 压水堆核电厂用合金钢 第3部分：反应堆压力容器过渡段和法兰用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.1-2011 压水堆核电厂用合金钢.第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.1-2021 压水堆核电厂用合金钢 第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.2-2011 压水堆核电厂用合金钢 第2部分：不承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20006.2-2021 压水堆核电厂用合金钢 第2部分：不承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件
- NB/T 20447-2017RK 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护
行业标准-化工，关于反应 力的标准
- HG/T 3648-1999 磁力驱动反应釜
- HG/T 3648-2011 磁力驱动反应釜
RU-GOST R，关于反应 力的标准
- GOST 29243-1991 塑料.不饱和聚酯树脂.在80℃时测量反应能力的一般方法
- GOST 29326-1992 塑料.酚醛树脂.酸介质中的可溶性酚醛塑胶的反应能力的测定
- GOST R 50088-1992 水缓水冷动力反应堆.中子物性值计算的一般要求
- GOST 28506-1990 “ВВЭР（水-水动力反应堆）型”核能反应堆的放热装置.放热部件外壳密封性检查方法
美国核协会，关于反应 力的标准
- ANS 19.3-2011 动力反应堆稳态中子分析法
- ANS 2.8-1992 确定动力反应堆场址的设计基准淹没
- ANS 19.11-1997 水慢化动力反应堆反应性的慢化剂温度系数的计算和测量
- ANS 57.10-1996 轻水反应堆废燃料的压力设计准则
- ANS 19.4-1976 核分析验证用参考动力反应堆物理测量的采集和文件指南
- ANS 58.14-1993 轻水反应堆的安全和压力完整性分类标准
- ANS 58.14-2011 (R 2017) 轻水反应堆的安全和压力完整性分类标准
英国标准学会，关于反应 力的标准
- BS IEC 62117:2000 核反应堆仪表.压力轻水反应堆(PWR).冷停过程中堆芯充分冷却的监测
- BS ISO 11271:2002 土质.氧化还原反应潜在力的测定.现场法
- BS ISO 23468:2021 反应堆技术 动力反应堆分析和测量 傅里叶变换红外光谱法测定重水同位素纯度
- BS ISO 11358-3:2013 塑料. 聚合物的热重分析法 (TG). 使用Ozawa-Friedman反应动力学绘图和分析对活化能的测定
- BS ISO 11358-3:2014 塑料.高聚物的热重分析法(TG).使用Ozawa-Friedman反应动力学绘图和分析对活化能的测定
- BS ISO 11358-3:2021 塑料 聚合物的热重分析法 （TG） 使用Ozawa-Friedman反应动力学绘图和分析对活化能的测定
- BS EN 50216-5:2002 电力变压器和反应堆配件.液位、压力装置和流量指示计
- 20/30406599 DC BS ISO 11358-3 塑料 聚合物的热重分析(TG)第3部分. 使用 Ozawa-Friedman 图确定活化能并分析反应动力学
- BS EN 50216-1:2002 电力变压器和反应堆配件.总则
- BS ISO 10270:1996 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的耐水腐蚀试验
- BS 5552:1978 动力反应堆中子注量率(通量)测量用堆芯测量仪的实用规程
- BS EN ISO 10270:1996 金属和合金的腐蚀 核动力反应堆用锆合金的水溶性腐蚀测试
- BS EN ISO 10270:2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水溶性腐蚀测试
- BS EN 50216-10:2009 电力变压器和反应堆配件.油-气热交换器
- BS EN 50216-7:2002 电力变压器和反应堆配件.运输油用电泵
- BS IEC 60568:2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率（通量）测量堆芯仪表
- BS EN 60076-22-2:2019 电力变压器和反应堆冷却设备 可拆卸散热器
美国焊接协会，关于反应 力的标准
- WRC 386:1993 国际上对反应堆压力容器完整性的看法
国际标准化组织，关于反应 力的标准
- ISO 10979:1994 核动力反应堆用燃料组件标识
- ISO 23468:2021 反应堆技术.动力反应堆分析和测量.用傅里叶变换红外光谱法测定重水同位素纯度
- ISO 18075:2018 用于动力反应堆分析的稳态中子学方法
- ISO 11358-3:2013 塑料.高聚物的热重分析法(TG).第3部分:使用Ozawa-Friedman反应动力学绘图和分析对活化能的测定
- ISO 1716:2010 产品耐火试验反应.总燃烧热力的测定(热值)
- ISO 1716:2018 产品耐火试验反应.总燃烧热力的测定(热值)
- ISO 11358-3:2021 塑料. 高聚物的热重分析法(TG). 第3部分: 使用Ozawa-Friedman反应动力学绘图和分析对活化能的测定\r\n\r\n
- ISO 10270:1995 金属与合金的腐蚀 核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验
韩国科技标准局，关于反应 力的标准
- KS A ISO 10979-2012(2022) 核动力反应堆燃料组件的识别
- KS M ISO 11358-3-2017(2022) 塑料.聚合物的热重分析（TG）.第3部分:使用Ozawa Friedman图和反应动力学分析测定活化能
- KS M ISO 11358-3:2017 塑料 聚合物的热重分析法（TG） 第3部分：使用 Ozawa-Friedman 图确定活化能和反应动力学分析
- KS C IEC 60568-2009(2019) 在芯为中子注量率（通量）在动力反应堆的测量仪器
- KS D ISO 10270:2003 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验
- KS D ISO 10270:2016 金属和锆合金的合金水系腐蚀测试的腐蚀用于核动力反应堆用
- KS C IEC 60568:2009 核电站.仪器安全重要性.动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表
美国国家标准学会，关于反应 力的标准
- ANSI/ANS 19.10-2009 沸水堆(BWR)和压水反应堆(PWR)压力容器及反应器内部中中子注量的测定方法
- ANSI/ANS 19.3-2011 动力反应堆分析用稳态中子学方法
- ANSI/ANS 58.14-2011 轻水反应器安全和压力完整性分类标准
- ANSI/ANS 19.11-1997 水慢化动力堆反应性的慢化剂温度系数的计算和测量
中国团体标准，关于反应 力的标准
- T/BSRS 086-2022 反应堆压力容器辐照监督用温度监测器的应用
- T/CNS 53-2021 反应堆压力容器顶盖贯穿件J坡口焊缝模拟件残余应力检测方法
- T/CNEA 104.1-2021 压水堆承压部件 设备设计制造 第1部分：反应堆压力容器
- T/CNS 39-2020 高温气冷堆核动力厂反应堆保护系统设计准则
- T/CNS 30-2020 高温气冷堆核动力厂反应堆冷却剂系统设计准则
YU-JUS，关于反应 力的标准
- JUS N.H1.289-1990 电力变压器．反应器
国家军用标准-国防科工委，关于反应 力的标准
- GJB 5405-2005 空间热离子反应堆核动力装置术语
- GJB 843.19A-2005 潜艇核动力装置设计安全规定 第19部分:反应堆热工水力设计准则
ANS - American Nuclear Society，关于反应 力的标准
- 19.3-2005 核动力反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定
- 2.8-1981 确定动力反应堆场址的设计基础驱水
- 2.8-1992 确定动力反应堆场址的设计基准淹没
- 56.10-1982 轻水反应堆分室压力和温度瞬态分析
- 2.12-1978 动力反应堆场址自然和外部人为危害综合指南
- 19.4-2017 用于核分析验证的参考动力反应堆物理测量的获取和记录指南
- 19.4-1976 用于核分析验证的参考动力反应堆物理测量的获取和记录指南
- 58.14-1993 轻水反应堆的安全和压力完整性分类标准
- 58.14-2011 轻水反应堆的安全和压力完整性分类标准
- 56.4-1983 轻水反应堆安全壳的压力和温度瞬态分析
- 56.3-1977 连接到反应堆冷却剂压力边界的低压系统的超压保护
CZ-CSN，关于反应 力的标准
- CSN 35 1000-1970 静电感应装置（电力变压器和反应器）
- CSN 35 1101-1983 电力变压器和反应器．保护外壳
- CSN 34 3270-1984 电力变压器和反应器维修说明
SE-SIS，关于反应 力的标准
- SIS SS-ISO 4037:1985 X和Y参考辐射计量仪和剂量率仪的校准及其对光子能反应能力测定
- SIS SS IEC 568:1981 核检测仪表．动力反应堆中子通量（通量）测量堆芯仪表
- SIS SS IEC 737:1984 核检测仪表．核动力反应堆堆芯或堆主包壳内温度测量．特性和测试方法
IT-UNI，关于反应 力的标准
- UNI 7459-1975 核设备－动力反应堆．保护系统的设计标准
国家军用标准-总装备部，关于反应 力的标准
- GJB 843.2-1990 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆压力容器设计准则
- GJB 5165-2003 核潜艇动力装置反应堆冷却剂泵规范
- GJB 843.19-1994 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆热工水力设计准则
- GJB 2911-1997 潜艇核动力装置反应堆启动一次中子源规范
国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会，关于反应 力的标准
- GB/T 33047.3-2021 塑料 聚合物热重法（TG） 第3部分：使用 Ozawa-Friedman 绘图测定活化能和分析反应动力学
- GB/T 38316-2019 有机过氧化物和自反应物质作功能力的试验方法
WRC - Welding Research Council，关于反应 力的标准
- BULLETIN 386-1993 国际上对反应堆压力容器完整性的看法（#387 的配套公告）
- BULLETIN 87-1963 解释辐射效应对结构金属的机械性能的关键因素 辐射效应对反应堆压力容器设计的商业影响 FABRICATI
国家能源局，关于反应 力的标准
- NB/T 20440-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则
- NB/T 20439-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则
- NB/T 20478.1-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范 第1部分：O型密封环
- NB/T 20478.2-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范 第2部分：C型密封环
- NB/T 20006.41-2018 压水堆核电厂用合金钢 第41部分：反应堆压力容器螺栓、螺母和垫圈用钢棒
- NB/T 20447-2017 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护
KR-KS，关于反应 力的标准
- KS M ISO 11358-3-2017 塑料 - 聚合物的热重分析（TG） - 第3部分:使用Ozawa-Friedman图测定活化能 并分析反应动力学
- KS D ISO 10270-2016 金属和锆合金的合金水系腐蚀测试的腐蚀用于核动力反应堆用
国际电工委员会，关于反应 力的标准
- IEC 60568:1977 动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表
- IEC 60737:1982 核动力反应堆中堆芯温度或主包壳温度测量 特性和试验方法
未注明发布机构，关于反应 力的标准
- GJB 843.2A-2017 潜艇核动力装置设计安全规定 第2部分：反应堆压力容器设计要求
- GJB 8790-2015 潜艇核动力装置反应堆冷却剂泵规范
- NB 20478.1-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范 第1部分：O型密封环
- NB 20478.2-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范 第2部分：C型密封环
- NB 20006.41-2018 压水堆核电厂用合金钢 第41部分：反应堆压力容器螺栓、螺母和垫圈用钢棒
法国标准化协会，关于反应 力的标准
- NF T57-402*NF EN ISO 14129:1998 纤维增强塑料复合物.通过施加最小45度拉力测定水平剪切应力/剪切拉力反应(包括水平剪切模式和强度)
- NF P18-589:1992 集料 碱硅石和碱硅酸盐类型的潜在反应性 动力学试验 化学方法
- NF P92-521:2013 产品耐火试验反应.总燃烧热力的测定(热值)
- NF A05-401:2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验
- NF A05-401*NF EN ISO 10270:2022 金属和合金的腐蚀 用于核动力反应堆的锆合金的水腐蚀试验
- NF C52-216-12*NF EN 50216-12:2011 电力变压器和反应器配件.第12部分:风机.
SAE - SAE International，关于反应 力的标准
- SAE ARP739-1963 燃气动力伺服和反应控制系统
- SAE ARP739A-2014 燃气动力伺服和反应控制系统
美国机动车工程师协会，关于反应 力的标准
- SAE J2979-2012 测定硫化橡胶和热塑弹性体压缩应力松弛(CSR)反应的试验方法
- SAE ARP739-2008 气体动力伺服系统和反应控制系统
ISA - International Society of Automation，关于反应 力的标准
- ISA 67.03-1982 轻水反应堆冷却剂压力边界泄漏检测
美国齿轮制造商协会，关于反应 力的标准
- AGMA 11FTM06-2011 反向齿轮齿弯曲应力和寿命评估
AGMA - American Gear Manufacturers Association，关于反应 力的标准
- 11FTM06-2011 反向齿轮齿弯曲应力和寿命评估
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美国公路与运输员工协会，关于反应 力的标准
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- ASME N-664-2001 无包层反应堆压力容器焊缝的检查用性能演示要求,不包含法兰焊缝.第XI节,第1部分;补充件6
加拿大通用标准委员会，关于反应 力的标准
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欧洲标准化委员会，关于反应 力的标准
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- EN ISO 10270:2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水溶液腐蚀试验
- FprEN ISO 10270:2021 金属和合金的腐蚀 用于核动力反应堆的锆合金的水腐蚀试验（ISO/FDIS 10270:2021）
丹麦标准化协会，关于反应 力的标准
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美国电气电子工程师学会，关于反应 力的标准
- IEEE Std C57.127-2018 电力变压器和电力反应器中放电声发射源的检测、定位和解释 IEEE 指南
- IEEE PC57.127/D3, October 2017 电力变压器和电力反应堆中放电声发射源的检测、定位和解释的 IEEE 指南草案
- IEEE PC57.127/D4, July 2018 IEEE 批准的电力变压器和电力反应堆中放电声发射源的检测、定位和解释指南草案
GOSTR，关于反应 力的标准
- GOST R 50.05.12-2018 核能利用合格评定体系 以控制的形式进行合格评定 反应堆压力容器辐射脆化控制
- GOST R 59109-2020 在压力下工作的反应管式炉的元件 规格
IEEE - The Institute of Electrical and Electronics Engineers@ Inc.，关于反应 力的标准
- IEEE PC57.127/D3-2017 电力变压器和电力反应堆中放电产生的声发射源的检测 定位和解释指南草案
- IEEE PC57.127/D4-2018 电力变压器和电力反应堆中放电产生的声发射源的检测 定位和解释指南草案
