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reacción

reacción, Total: 233 artículos.

En la clasificación estándar internacional, las clasificaciones involucradas en reacción son: Metales no ferrosos, ingeniería de energía nuclear, Cantidades y unidades, Símbolos de caracteres, Física. Química, Equipos para la industria química., Equipos para industrias de petróleo y gas natural., Dispositivos de almacenamiento de fluidos, Plástica, Calidad del suelo. Pedología, Protección de radiación, Materiales de construcción, Productos petrolíferos en general, Control de accidentes y desastres, Goma, pruebas de metales, Materiales para la construcción aeroespacial., Transformadores. reactores, Mediciones de radiación, Plásticos reforzados, Productos de caucho y plástico., Protección contra el fuego, Productos de hierro y acero., Corrosión de metales, Química analítica, Termodinámica y mediciones de temperatura., Protección contra mercancías peligrosas, Ventiladores. Aficionados. Acondicionadores de aire, Fotografía.

General Administration of Quality Supervision, Inspection and Quarantine of the People‘s Republic of China, reacción

GB/T 42656-2023 Método de prueba para el rendimiento cinético de la reacción de absorción y desorción de hidrógeno de una aleación de almacenamiento de hidrógeno de tierras raras.
GB/T 30098-2013 Autoclave de laboratorio de accionamiento magnético
GB/T 43062-2023 Determinación de la fluencia de neutrones y el número de dislocaciones atómicas (dpa) de recipientes a presión y componentes internos de reactores de energía nuclear.

American Society for Testing and Materials (ASTM), reacción

ASTM E636-02 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E 706 (IH)
ASTM E706-23 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera
ASTM E706-16 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera
ASTM E636-95 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E706 (IH)
ASTM E2956-14 Guía estándar para monitorear la exposición a neutrones de los recipientes a presión de los reactores LWR
ASTM E2956-21 Guía estándar para monitorear la exposición a neutrones de los recipientes a presión de los reactores LWR
ASTM E2956-23 Guía estándar para monitorear la exposición a neutrones de los recipientes a presión de los reactores LWR
ASTM E706-02 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
ASTM C1679-13 Práctica estándar para medir la cinética de hidratación de mezclas cementosas hidráulicas mediante calorimetría isotérmica
ASTM C1679-14 Práctica estándar para medir la cinética de hidratación de mezclas cementosas hidráulicas mediante calorimetría isotérmica
ASTM E482-07 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
ASTM E482-11e1 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
ASTM E2521-23 Terminología estándar para evaluar las capacidades de los robots de respuesta
ASTM E482-01 Guía estándar para la aplicación de métodos de transporte de neutrones para la vigilancia de recipientes de reactores, E706 (IID)
ASTM D3518/D3518M-94(2007) Método de prueba estándar para la respuesta al corte en el plano de materiales compuestos de matriz polimérica mediante prueba de tracción de 177;45176; Laminado
ASTM D3518/D3518M-13 Método de prueba estándar para la respuesta al corte en el plano de materiales compuestos de matriz polimérica mediante prueba de tracción de una plusmn; 45 grados; Laminado
ASTM E1005-97 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
ASTM E1005-15 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores
ASTM E1005-16 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores
ASTM E185-79 Práctica estándar para la realización de pruebas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear refrigerados por agua ligera
ASTM E2215-10 Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM E1005-03e1 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
ASTM E1005-03 Método de prueba estándar para la aplicación y análisis de monitores radiométricos para la vigilancia de recipientes de reactores, E 706(IIIA)
ASTM E636-95(2001) Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E706 (IH)
ASTM E636-09 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E 706 (IH)
ASTM E636-14 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E?706 40;IH41;
ASTM E185-10 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM 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)
ASTM E636-10 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E 706 (IH)
ASTM E185-21 Práctica estándar para el diseño de programas de vigilancia para buques de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM E3007-21 Práctica estándar para la selección y uso de valores cinéticos de referencia en el estudio de reacciones de descomposición por termogravimetría
ASTM E2853-12(2021) Método de prueba estándar para evaluar las capacidades de los robots de respuesta a emergencias: Interacción hombre-sistema (HSI): Tareas de búsqueda: Laberintos aleatorios con terreno complejo
ASTM E2853/E2853M-22 Método de prueba estándar para evaluar las capacidades del robot de respuesta terrestre: tareas de búsqueda
ASTM E2215-18 Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM E2215-16 Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM E2215-19 Práctica estándar para la evaluación de cápsulas de vigilancia de recipientes de reactores de energía nuclear moderados con agua ligera
ASTM E706-01 Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
ASTM E706-87(1994) Matriz maestra estándar para normas de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera, E706(0)
ASTM E706-23 Red Matriz maestra estándar para estándares de vigilancia de recipientes a presión de reactores de agua ligera (paquete PDF estándar + Redline)
ASTM E3174-20 Práctica estándar para la determinación del modelo de reacción cinética mediante calorimetría diferencial de barrido
ASTM E3174-21 Práctica estándar para la determinación del modelo de reacción cinética mediante calorimetría diferencial de barrido
ASTM E3174-19 Práctica estándar para la determinación del modelo de reacción cinética mediante calorimetría diferencial de barrido
ASTM E3174-22 Práctica estándar para la determinación del modelo de reacción cinética mediante calorimetría diferencial de barrido
ASTM E3408/E3408M-23 Método de prueba estándar para evaluar las capacidades del robot de respuesta terrestre: Destreza: Inspección lineal
ASTM E2245-05 Método de prueba estándar para mediciones de deformación residual de películas delgadas y reflectantes utilizando un interferómetro óptico
ASTM E2245-02 Método de prueba estándar para mediciones de deformación residual de películas delgadas y reflectantes utilizando un interferómetro óptico

German Institute for Standardization, reacción

DIN 13345:1978 Termodinámica y cinética de reacciones químicas; símbolos, unidades
DIN 13345:1978-08 Termodinámica y cinética de reacciones químicas; símbolos, unidades
DIN 25433:1988 Identificación de elementos combustibles para reactores de energía nuclear.
DIN 25433:2016 Identificación de elementos combustibles para reactores de energía nuclear.
DIN 53529-2:1983-03 Ensayos de caucho y elastómeros; medición de características de vulcanización (curometría); Evaluación de isotermas de reticulación en términos de cinética de reacción.
DIN 53529-2:1983 Ensayos de caucho y elastómeros; medición de características de vulcanización (curometría); Evaluación de isotermas de reticulación en términos de cinética de reacción.
DIN IEC 60568:2006 Centrales nucleares. Instrumentación importante para la seguridad. Instrumentación interna para mediciones de la tasa (flujo) de fluencia de neutrones en reactores de potencia (IEC 60568:2006).
DIN EN ISO 10270:2020 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear (ISO/DIS 10270:2020); Versión alemana e inglesa prEN ISO 10270:2020

Professional Standard - Nuclear Industry, reacción

EJ/T 560-2002 Vigilancia radiológica de recipientes a presión para reactores refrigerados por agua ligera
EJ/T 560-1991 Requisitos para la supervisión de la irradiación de materiales de recipientes a presión de reactores
EJ/T 720-2008 Criterio de diseño para el aislamiento térmico de la vasija del reactor y de las tuberías y equipos de refrigeración del reactor de centrales nucleares PWR.
EJ/T 720-1992 Criterios de diseño para la capa aislante de las vasijas de presión de los reactores y de las tuberías y equipos del sistema de refrigeración del reactor en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
EJ/T 322-1994 Criterios de diseño para vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
EJ 322-1988 Criterios de diseño para vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
EJ/T 20032-2012 Criterios de diseño de reflectores de berilio para centrales nucleares con reactores termoiónicos espaciales
EJ/T 474-2000 Especificación para el aislamiento metálico de la vasija de presión del reactor para centrales nucleares con reactor de agua a presión
EJ/T 732-1992 Criterios de evaluación del choque térmico presurizado de vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión
EJ/T 606-1991 Inspección ultrasónica en servicio de soldaduras de recipientes a presión de reactores en centrales nucleares PWR
EJ/T 478-1989 Conjunto de cubierta superior del recipiente de presión del reactor de la planta de energía nuclear del reactor de agua a presión de 300.000 kilovatios
EJ/T 712-2002 Requisitos de instalación de la vasija de presión del reactor y sus equipos relacionados en la central nuclear PWR
EJ/T 1033-1996 Criterios de evaluación para prevenir la ruptura rápida de la vasija de presión del reactor de las centrales nucleares con reactores de agua a presión
EJ/T 918-1994 Directrices para la formulación de curvas límite de presión-temperatura para vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión
EJ/T 20034-2012 Criterios de diseño nuclear para una central nuclear con reactor termoiónico espacial.
EJ/T 712-1992 Requisitos técnicos para la instalación de vasijas de presión de reactores y equipos relacionados en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
EJ/T 483-1989 Directrices para la preparación de documentación técnica para recipientes a presión de reactores de centrales nucleares con reactores de agua a presión de 300 MW
EJ/T 319-1992 Criterios de diseño termohidráulico para central nuclear con reactor de agua a presión
EJ/T 20033-2012 Criterios de diseño de dinámica de fluidos térmicos para una central nuclear con reactor termoiónico espacial
EJ 474-1989 Especificaciones técnicas del reactor de agua a presión de 300.000 kilovatios, planta de energía nuclear, recipiente a presión, capa de aislamiento de lámina metálica
EJ/T 20132-2016 Criterio de diseño para elementos combustibles termoiónicos de un sistema de energía nuclear espacial con reactor termoiónico.
EJ/T 667-1992 Protección contra sobrepresión para sistemas de baja presión conectados a los límites de presión del refrigerante del reactor

Professional Standard - Energy, reacción

NB/T 20220-2013 Vigilancia de la irradiación de vasijas de presión de reactores (RPV) para reactores refrigerados por agua ligera
NB/T 20343-2015 Especificación de diseño y fabricación para el aislamiento térmico de la vasija del reactor y de las tuberías y equipos de refrigeración del reactor de las centrales nucleares PWR.
NB/T 20343-2021 Código para el diseño y fabricación de la vasija de presión del reactor y de la capa aislante de tuberías y equipos del sistema de refrigeración del reactor en una central nuclear con reactor de agua a presión
NB/T 20154-2012 Directrices para la gestión del envejecimiento de las vasijas de presión de los reactores PWR
NB/T 20576-2019 Análisis de la tasa de flujo de neutrones del recipiente a presión del reactor en la central nuclear PWR
NB/T 20032-2010 Regla de evaluación del choque térmico presurizado para la vasija de presión del reactor de la central nuclear PWR
NB/T 20045-2011 Reglamento técnico para la construcción y aceptación de la instalación de vasijas de reactores en la central nuclear PWR.
NB/T 20392-2016 Reglamento técnico para la construcción y aceptación de la instalación de vasijas de reactores en centrales nucleares pasivas PWR
NB/T 20476.6-2019 Renovación de la licencia de operación para centrales nucleares Parte 6: Análisis de envejecimiento por tiempo limitado de los recipientes a presión de los reactores
NB/T 20006.36-2017 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 36: Forjados de acero 19MnNiMo para la región del núcleo de la vasija del reactor.
NB/T 20006.37-2017 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 37: Forjas de acero 19MnNiMo para la región no central de la vasija del reactor.
NB/T 20006.5-2012
NB/T 20006.5-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 5: Forjados de acero al manganeso-níquel-molibdeno para cabezas de recipientes a presión de reactores
NB/T 20006.4-2011 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 4: Forjados de acero Mn-Ni-Mo para boquillas de recipientes a presión de reactores.
NB/T 20006.4-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 4: Forjas de acero al manganeso-níquel-molibdeno para boquillas de recipientes a presión de reactores
NB/T 20006.17-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 17: Forjas de acero al manganeso-níquel-molibdeno para bridas y secciones de conexión de recipientes a presión de reactores
NB/T 20006.3-2011 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 3: Forjas de acero Mn-Ni-Mo para anillos de transición y bridas de recipientes a presión de reactores.
NB/T 20006.18-2019 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 18: Forjados de acero aleado de Mn-Ni-Mo para cabezales de cierre de vasijas de presión del reactor.
NB/T 20006.3-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 3: Forjas de acero al manganeso-níquel-molibdeno para transiciones y bridas de recipientes a presión de reactores
NB/T 20006.1-2011 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 1: Forjados de acero Mn-Ni-Mo para carcasas de recipientes a presión de reactores en la región de la línea de cintura.
NB/T 20006.1-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 1: Piezas forjadas de acero al manganeso-níquel-molibdeno para carcasas de vasijas de presión de reactores sometidas a una fuerte irradiación.
NB/T 20006.2-2011 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 2: Forjados de acero Mn-Ni-Mo para carcasas de recipientes a presión de reactores fuera de la región de la línea de cintura.
NB/T 20006.2-2021 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 2: Forjados de acero al manganeso-níquel-molibdeno para carcasas de recipientes a presión de reactores no sujetos a irradiación fuerte
NB/T 20447-2017RK Protección contra sobrepresión para sistemas de baja presión conectados a los límites de presión del refrigerante del reactor

Professional Standard - Chemical Industry, reacción

HG/T 3648-1999 Autoclaves de accionamiento magnético
HG/T 3648-2011 Reactor accionado magnéticamente

RU-GOST R, reacción

GOST 29243-1991 Plástica. Resinas de poliéster insaturado. Determinación de la reactividad a 80 °C. (método convencional)
GOST 29326-1992 Plástica. Resinas fenólicas. Determinación de la reactividad de resoles en condiciones ácidas.
GOST R 50088-1992 Reactores de potencia moderados por agua y refrigerados por agua. Requisitos generales para la realización de cálculos físicos de neutrones.
GOST 28506-1990 Conjuntos combustibles en reactores WWER de energía nuclear. Métodos de detección de fallas de combustible.

American Nuclear Society (ANS), reacción

ANS 19.3-2011 Métodos neutrónicos en estado estacionario para el análisis de reactores de potencia.
ANS 2.8-1992 Determinación de la base de diseño de inundaciones en sitios de reactores de energía
ANS 19.11-1997 Cálculo y medición del coeficiente de reactividad de la temperatura del moderador para reactores de potencia moderados por agua
ANS 57.10-1996 Criterios de diseño para la consolidación de combustible gastado LWR
ANS 19.4-1976 Guía para la adquisición y documentación de mediciones físicas de reactores de potencia de referencia para la verificación de análisis nucleares.
ANS 58.14-1993 Criterios de clasificación de seguridad e integridad de presión para reactores de agua ligera
ANS 58.14-2011 (R 2017) Criterios de clasificación de seguridad e integridad de presión para reactores de agua ligera

British Standards Institution (BSI), reacción

BS IEC 62117:2000 Instrumentación de reactores nucleares - Reactores de agua ligera presurizada (PWR) - Monitoreo de un enfriamiento adecuado dentro del núcleo durante el apagado en frío
BS ISO 11271:2002 Calidad del suelo - Determinación del potencial redox - Método de campo
BS ISO 23468:2021 Tecnología de reactores. Análisis y medidas de reactores de potencia. Determinación de la pureza isotópica del agua pesada mediante espectroscopía infrarroja por transformada de Fourier.
BS ISO 11358-3:2013 Plástica. Termogravimetría (TG) de polímeros. Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
BS ISO 11358-3:2014 Plástica. Termogravimetría (TG) de polímeros. Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
BS ISO 11358-3:2021 Plástica. Termogravimetría (TG) de polímeros. Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
BS EN 50216-5:2002 Accesorios para transformadores de potencia y reactores: indicadores de nivel, presión y flujo de líquido, dispositivos de alivio de presión y respiradores deshidratantes.
20/30406599 DC BS ISO 11358-3. Plástica. Termogravimetría (TG) de polímeros. Parte 3. Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
BS EN 50216-1:2002 Transformadores de potencia y accesorios para reactores - General
BS ISO 10270:1996 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
BS 5552:1978 Código de prácticas para la instrumentación incorporada en el núcleo para mediciones de la tasa (flujo) de fluencia de neutrones en reactores de potencia
BS EN ISO 10270:1996 Corrosión de metales y aleaciones. Pruebas de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
BS EN ISO 10270:2008 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
BS EN 50216-10:2009 Accesorios para transformadores de potencia y reactores. Parte 10: Intercambiadores de calor aceite-aire.
BS EN 50216-7:2002 Transformadores de potencia y accesorios para reactores - Bombas eléctricas para aceite de transformadores
BS IEC 60568:2006 Centrales nucleares - Instrumentación importante para la seguridad - Instrumentación interna para mediciones de la tasa (flujo) de fluencia de neutrones en reactores de potencia
BS EN 60076-22-2:2019 Equipos de refrigeración de transformadores de potencia y reactores - Radiadores extraíbles

American Welding Society (AWS), reacción

WRC 386:1993 Opiniones internacionales sobre la integridad de los recipientes a presión del reactor

International Organization for Standardization (ISO), reacción

ISO 10979:1994 Identificación de conjuntos combustibles para reactores nucleares de energía.
ISO 23468:2021 Tecnología de reactores - Análisis y mediciones de reactores de potencia - Determinación de la pureza isotópica del agua pesada mediante espectroscopía infrarroja por transformada de Fourier
ISO 18075:2018 Métodos neutrónicos en estado estacionario para el análisis de reactores de potencia.
ISO 11358-3:2013 Plásticos. Termogravimetría (TG) de polímeros. Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
ISO 1716:2010 Ensayos de reacción al fuego de productos - Determinación del calor bruto de combustión (poder calorífico)
ISO 1716:2018 Ensayos de reacción al fuego de productos - Determinación del calor bruto de combustión (poder calorífico)
ISO 11358-3:2021 Plásticos - Termogravimetría (TG) de polímeros - Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción
ISO 10270:1995 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.

Korean Agency for Technology and Standards (KATS), reacción

KS A ISO 10979-2012(2022) Identificación de conjuntos combustibles para reactores nucleares de energía.
KS M ISO 11358-3-2017(2022) Plásticos - Termogravimetría (TG) de polímeros - Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción
KS M ISO 11358-3:2017 Plásticos - Termogravimetría (TG) de polímeros - Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción
KS C IEC 60568-2009(2019) Instrumentación interna para mediciones de tasa (flujo) de fluencia de neutrones en reactores de potencia
KS D ISO 10270:2003 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
KS D ISO 10270:2016 Corrosión de metales y aleaciones－Pruebas de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear
KS C IEC 60568:2009 Instrumentación interna para mediciones de tasa (flujo) de fluencia de neutrones en reactores de potencia

American National Standards Institute （ANSI), reacción

ANSI/ANS 19.10-2009 Métodos para determinar la fluencia de neutrones en recipientes a presión y reactores BWR y PWR
ANSI/ANS 19.3-2011 Métodos de neutrónica en estado estacionario para el análisis de reactores de potencia
ANSI/ANS 58.14-2011 Criterios de clasificación de seguridad e integridad de presión para reactores de agua ligera
ANSI/ANS 19.11-1997 Cálculo y medición del coeficiente de reactividad de la temperatura del moderador para reactores de potencia moderados por agua

Group Standards of the People's Republic of China, reacción

T/BSRS 086-2022 Aplicación de monitores de temperatura para la supervisión de la irradiación de la vasija de presión del reactor.
T/CNS 53-2021 Determinación de la tensión residual en una maqueta de soldadura con ranura en J de penetración del cabezal RPV
T/CNEA 104.1-2021 Componentes del límite de presión del PWR. Diseño y fabricación de equipos. Parte 1: Recipiente a presión del reactor.
T/CNS 39-2020 Criterios de diseño para el sistema de protección del reactor de una central nuclear con reactor de alta temperatura refrigerado por gas.
T/CNS 30-2020 Criterios de diseño para los sistemas de refrigeración del reactor de una central nuclear con reactor refrigerado por gas de alta temperatura.

YU-JUS, reacción

JUS N.H1.289-1990 Transformadores PCmer. reactores

Military Standard of the People's Republic of China-Commission of Science,Technology and Industry for National Defence, reacción

GJB 5405-2005 Glosario de términos: sistema de energía nuclear espacial con reactor termoiónico
GJB 843.19A-2005 Código de seguridad de diseño para centrales nucleares submarinas, parte 19: Criterios de diseño termohidráulico del reactor

ANS - American Nuclear Society, reacción

19.3-2005 Determinación de distribuciones de velocidades de reacción de neutrones en estado estacionario y reactividad de reactores de energía nuclear
2.8-1981 DETERMINACIÓN DE LAS INUNDACIONES DE LA BASE DE DISEÑO EN SITIOS DE REACTORES DE ENERGÍA
2.8-1992 Determinación de la base de diseño de inundaciones en sitios de reactores de energía
56.10-1982 Análisis transitorio de presión y temperatura del subcompartimento en reactores de agua ligera
2.12-1978 DIRECTRICES PARA COMBINAR RIESGOS NATURALES Y PROTECTADOS POR EL HOMBRE EXTERNOS EN SITIOS DE REACTORES DE ENERGÍA
19.4-2017 Guía para la adquisición y documentación de mediciones físicas de reactores de potencia de referencia para la verificación del análisis nuclear
19.4-1976 Guía para la adquisición y documentación de mediciones físicas de reactores de potencia de referencia para la verificación de análisis nucleares.
58.14-1993 Criterios de clasificación de seguridad e integridad de presión para reactores de agua ligera
58.14-2011 Criterios de clasificación de seguridad e integridad de presión para reactores de agua ligera
56.4-1983 Análisis transitorio de presión y temperatura para contenciones de reactores de agua ligera
56.3-1977 Protección contra sobrepresión de sistemas de baja presión conectados al límite de presión del refrigerante del reactor

CZ-CSN, reacción

CSN 35 1000-1970 Aparatos de inducción estática (transformadores de potencia y reactores)
CSN 35 1101-1983 Transformadores y reactores de potencia. Caja protectora
CSN 34 3270-1984 Instrucción de servicio para transformadores de potencia y reactores.

SE-SIS, reacción

SIS SS-ISO 4037:1985
SIS SS IEC 568:1981 Instrumentación nuclear: instrumentación en el núcleo para mediciones de fluencia (flujo) de neutrones en reactores de potencia
SIS SS IEC 737:1984 Instrumentación nuclear. Mediciones de la temperatura interna o de la envoltura primaria en reactores nucleares de potencia. Características y métodos de prueba.

IT-UNI, reacción

UNI 7459-1975 Plantas de energía nuclear. Reactores de potencia. Criterios para los sistemas de protección.

Military Standard of the People's Republic of China-General Armament Department, reacción

GJB 843.2-1990 Normas de seguridad de diseño para centrales nucleares submarinas Criterios de diseño de recipientes a presión para reactores
GJB 5165-2003 Especificación para bombas de refrigerante de reactores para centrales nucleares submarinas.
GJB 843.19-1994 Normas de seguridad de diseño para centrales nucleares submarinas Criterios de diseño termohidráulico de reactores
GJB 2911-1997 Especificaciones para el arranque de fuentes primarias de neutrones en reactores de centrales nucleares submarinas.

国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会, reacción

GB/T 33047.3-2021 Plásticos. Termogravimetría (TG) de polímeros. Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción.
GB/T 38316-2019 Método de prueba de poder explosivo para peróxidos orgánicos y sustancias autorreactivas.

WRC - Welding Research Council, reacción

BULLETIN 386-1993 OPINIONES INTERNACIONALES SOBRE LA INTEGRIDAD DEL RECIPIENTE A PRESIÓN DEL REACTOR (BOLETÍN COMPAÑERO AL N.° 387)
BULLETIN 87-1963 ACTORES CRÍTICOS EN LA INTERPRETACIÓN DE LOS EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS PROPIEDADES MECÁNICAS DE LOS METALES ESTRUCTURALES IMPLICACIONES COMERCIALES DE LOS EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN EL DISEÑO DE RECIPIENTES A PRESIÓN DEL REACTOR @ FABRICATI

国家能源局, reacción

NB/T 20440-2017 Criterios de evaluación para la prevención rápida de fracturas de vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión
NB/T 20439-2017 Directrices para el desarrollo de curvas límite de presión-temperatura para vasijas de presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión
NB/T 20478.1-2018 Especificaciones técnicas para anillos de sellado de recipientes a presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 1: Juntas tóricas
NB/T 20478.2-2018 Especificaciones técnicas para anillos de sellado de recipientes a presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 2: Anillos de sellado tipo C
NB/T 20006.41-2018 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 41: Varillas de acero para pernos, tuercas y arandelas de recipientes a presión de reactores.
NB/T 20447-2017 Protección contra sobrepresión de sistemas de baja presión conectados al límite de presión del refrigerante del reactor

KR-KS, reacción

KS M ISO 11358-3-2017 Plásticos - Termogravimetría (TG) de polímeros - Parte 3: Determinación de la energía de activación mediante el diagrama de Ozawa-Friedman y análisis de la cinética de reacción
KS D ISO 10270-2016 Corrosión de metales y aleaciones－Pruebas de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear

International Electrotechnical Commission (IEC), reacción

IEC 60568:1977 Instrumentación Incore para la medida de fluencia en reactores de potencia.
IEC 60737:1982 Mediciones de temperatura en el núcleo o temperatura de la envoltura primaria en reactores de energía nuclear. Características y métodos de prueba.

未注明发布机构, reacción

GJB 843.2A-2017 Normas de seguridad para el diseño de centrales nucleares submarinas. Parte 2: Requisitos de diseño para vasijas de presión de reactores.
GJB 8790-2015 Especificación para bombas de refrigerante de reactores de centrales nucleares submarinas.
NB 20478.1-2018 Especificaciones técnicas para anillos de sellado de recipientes a presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 1: Juntas tóricas
NB 20478.2-2018 Especificaciones técnicas para anillos de sellado de recipientes a presión de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión Parte 2: Anillos de sellado tipo C
NB 20006.41-2018 Aceros aleados para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 41: Varillas de acero para pernos, tuercas y arandelas de recipientes a presión de reactores.

Association Francaise de Normalisation, reacción

NF T57-402*NF EN ISO 14129:1998 Compuestos plásticos reforzados con fibras. Determinación de la respuesta de esfuerzo cortante/deformación cortante en el plano, incluidos el módulo de corte en el plano y la resistencia, mediante el método de prueba de tensión de más sobre menos 45 grados.
NF P18-589:1992 Agregados - Reactividad potencial de la sílice alcalina y del tipo silicato alcalino - Ensayo cinético - Método químico
NF P92-521:2013 Ensayos de reacción al fuego de productos - Determinación del calor bruto de combustión (poder calorífico)
NF A05-401:2008 Corrosión de metales y aleaciones - Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
NF A05-401*NF EN ISO 10270:2022 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.
NF C52-216-12*NF EN 50216-12:2011 Accesorios para transformadores de potencia y reactores. Parte 12: ventiladores.

SAE - SAE International, reacción

SAE ARP739-1963 Servos de potencia de gas y sistemas de control de reacción
SAE ARP739A-2014 Servos de potencia de gas y sistemas de control de reacción

Society of Automotive Engineers (SAE), reacción

SAE J2979-2012 Método de prueba para la determinación de la respuesta de relajación de la tensión de compresión (CSR) de caucho vulcanizado y elastómero termoplástico
SAE ARP739-2008 SERVOS DE POTENCIA DE GAS Y SISTEMAS DE CONTROL DE REACCIÓN

ISA - International Society of Automation, reacción

ISA 67.03-1982 Detección de fugas en el límite de presión del refrigerante del reactor de agua ligera

American Gear Manufacturers Association, reacción

AGMA 11FTM06-2011 Evaluación de la vida útil y la tensión de flexión del diente del engranaje invertido

AGMA - American Gear Manufacturers Association, reacción

11FTM06-2011 Evaluación de la vida útil y la tensión de flexión del diente del engranaje invertido

Canadian Standards Association (CSA), reacción

CSA N290.11-2013 Requisitos para la capacidad de eliminación de calor de los reactores durante las paradas de las centrales nucleares (primera edición)
CSA N285.8-05 UPD 1-2007 Requisitos técnicos para la evaluación en servicio de tubos de presión de aleación de circonio en reactores CANDU
CSA N285.8-05-2005 Requisitos técnicos para la evaluación en servicio de tubos de presión de aleación de circonio en reactores CANDU Primera edición

The American Road & Transportation Builders Association, reacción

AASHTO DIVISION I 3.29 Momentos, cortantes y reacciones (Especificaciones estándar para puentes de carreteras, Div. 1 - Diseño)

American Society of Mechanical Engineers (ASME), reacción

ASME N-618-2001 Uso de un recipiente a presión de un reactor como sistema de contención del transporte Sección XI, División 1; (SUPP 10)
ASME N-664-2001 Requisitos de demostración de desempeño para el examen de soldaduras de recipientes a presión de reactores no revestidos, excluidas las soldaduras de bridas, Sección XI, División 1; apoyo 6

Canadian General Standards Board （CGSB), reacción

CGSB 1-GP-71 METH 87.2-1974 Métodos de prueba de pintura y pigmentos Prueba de aumento de presión de reactividad

European Committee for Standardization (CEN), reacción

EN ISO 10270:2022 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear (ISO 10270:2022).
EN ISO 10270:2008 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear (ISO 10270:1995, incluido Cor 1:1997).
FprEN ISO 10270:2021 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear (ISO/FDIS 10270:2021)

Danish Standards Foundation, reacción

DS/EN ISO 10270:2009 Corrosión de metales y aleaciones. Ensayos de corrosión acuosa de aleaciones de circonio para uso en reactores de energía nuclear.

Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE), reacción

IEEE Std C57.127-2018 Guía IEEE para la detección, ubicación e interpretación de fuentes de emisiones acústicas de descargas eléctricas en transformadores de potencia y reactores de potencia
IEEE PC57.127/D3, October 2017 Borrador de guía IEEE para la detección, ubicación e interpretación de fuentes de emisiones acústicas de descargas eléctricas en transformadores de potencia y reactores de potencia
IEEE PC57.127/D4, July 2018 Borrador de guía aprobado por IEEE para la detección, ubicación e interpretación de fuentes de emisiones acústicas de descargas eléctricas en transformadores de potencia y reactores de potencia

GOSTR, reacción

GOST R 50.05.12-2018 Sistema de evaluación de la conformidad para el uso de la energía nuclear. Evaluación de la conformidad en forma de control. Control de la fragilidad por radiación de las vasijas de presión de los reactores
GOST R 59109-2020 Elementos de hornos tubulares de reacción que trabajan bajo presión. Especificaciones

IEEE - The Institute of Electrical and Electronics Engineers@ Inc., reacción

IEEE PC57.127/D3-2017 Borrador de Guía para la Detección@ Localización e Interpretación de Fuentes de Emisiones Acústicas Procedentes de Descargas Eléctricas en Transformadores y Reactores de Potencia
IEEE PC57.127/D4-2018 Borrador de Guía para la Detección@ Localización e Interpretación de Fuentes de Emisiones Acústicas Procedentes de Descargas Eléctricas en Transformadores y Reactores de Potencia