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montón

montón, Total: 500 artículos.

En la clasificación estándar internacional, las clasificaciones involucradas en montón son: Residuos, Materiales conductores, ingeniería de energía nuclear, Protección del medio ambiente, Medición de volumen, masa, densidad, viscosidad., Transformadores. reactores, Mediciones de radiación, Soldadura, soldadura fuerte y soldadura fuerte., Calidad del aire, Tratamiento superficial y revestimiento., Productos de la industria textil., Fertilizantes, Productos de caucho y plástico., Máquinas, implementos y equipos agrícolas., Rectificadores. Convertidores. Fuente de alimentación estabilizada, Camiones industriales, Distribución de mercancías de mercancías., Equipos para trabajar la madera, Productos de hierro y acero., Termodinámica y mediciones de temperatura., Adhesivos, Edificios, estructuras e instalaciones agrícolas., Productos alimenticios en general., Plástica, Equipos de elevación, Transporte, Equipo de almacenamiento, Artículos de arte y artesanía., Aplicaciones de la tecnología de la información., Materiales de construcción, Muebles, Compatibilidad electromagnética (CEM), Equipos para la industria metalúrgica., Geología. Meteorología. Hidrología, Sistemas de energía fluida, Equipos de manipulación continua, Medidas lineales y angulares., Combustibles, Protección contra mercancías peligrosas, Productos de la industria química., Minerales metalíferos, Tecnología gráfica, Vocabularios, Pesticidas y otros agroquímicos, Equipo de trabajo sin chip, Calidad del agua, Metales ferrosos, Centrales eléctricas en general, Herramientas de corte, Química analítica, EQUIPOS DE MANEJO DE MATERIALES, Agricultura y silvicultura, Materiales para el refuerzo de composites., Condiciones y procedimientos de prueba en general., Redes de transmisión y distribución de energía., Medición de fuerza, peso y presión., Plantas y equipos para la industria alimentaria..


Professional Standard - Urban Construction, montón

Professional Standard - Nuclear Industry, montón

  • EJ/T 561-1991 Pautas de enfriamiento de apagado de PWR
  • EJ/T 318-1992 Criterios de diseño de reactores para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • EJ/T 561-2000 Criterios de diseño para el cierre seguro de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • EJ/T 321-1998 Criterio de diseño de interiores de reactores para centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ 321-1988 Criterios de diseño para componentes internos de centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ/T 1210-2006 Estándar experimental para la vibración inducida por flujo del modelo interno de PWR
  • EJ/T 1188-2005 Monitoreo de vibraciones de estructuras internas en reactores de agua a presión de centrales nucleares.
  • EJ/T 1113-2000 Prueba crítica inicial en la central nuclear PWR
  • EJ/T 1114-2000 Prueba de carga inicial para la central nuclear PWR
  • EJ/T 320-1998 Criterios generales de diseño de reactores para centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ/T 503-1990 Especificaciones de diseño y fabricación de los componentes internos del reactor de la central nuclear del reactor de agua a presión de 300 MW
  • EJ/T 1115-2000 Pruebas físicas a baja potencia para la central nuclear PWR
  • EJ/T 319-1992 Criterios de diseño termohidráulico para central nuclear con reactor de agua a presión
  • EJ 320-1988 Directrices generales de diseño para la estructura del reactor de una central nuclear con reactor 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 493-1989 Regulaciones de diseño de tuberías del sistema de medición del flujo de neutrones del núcleo del reactor de la central nuclear PWR de 300 MW
  • EJ/T 325-1988 Criterios de diseño para el sistema de refrigeración del reactor en una central nuclear con reactor de agua a presión.
  • EJ/T 332-1988 Criterios de diseño para el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo de una central nuclear con reactor de agua a presión
  • EJ/T 816-1994 Criterios de diseño para pozos de enfriamiento de emergencia del núcleo en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ/T 1137-2001 Especificación de diseño para el mecanismo de accionamiento de la varilla de control PWR
  • EJ/T 20101-2016 Criterios de diseño para reactor reproductor rápido enfriado por sodio. Diseño de estructuras de soporte del núcleo.
  • EJ 326-1988 Criterios de diseño para sistemas auxiliares de refrigeración de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ/T 446-1989 Prueba de arranque físico del reactor de la central nuclear PWR de 300MW
  • EJ/T 1176-2005 Gestión del envejecimiento de los reactores de investigación
  • 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 494-1999 Especificación para la forja de anillos de resorte de compresión del interior del reactor para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • EJ/T 1238-2014 Requisitos de diseño físico y térmico para pruebas de irradiación de elementos combustibles de reactores
  • EJ/T 20044-2014 Criterios de diseño para reactor reproductor rápido enfriado por sodio. Diseño general de la estructura del reactor.
  • EJ/T 779-1993 Requisitos de análisis transitorios previstos para centrales nucleares PWR que no logran un cierre de emergencia
  • EJ/T 20206-2018 Criterios de diseño del reactor reproductor rápido enfriado por sodio Sistema de protección contra sobrepresión del reactor
  • 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 1027.9-1996 Código de soldadura para componentes mecánicos de islas nucleares PWR Hardfacing on Valve
  • EJ/T 444-1989 Reglamento sobre el contenido del diseño nuclear de la central nuclear con reactor de agua a presión de 300 MW
  • EJ/T 448-1989 Especificaciones técnicas para bombas de refrigerante de reactores de central nuclear PWR de 300 MW
  • 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 567-1991 Terminología de instrumentación de reactores nucleares
  • 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 445-1989 Análisis anormal del reactor y la distribución de energía de la central nuclear PWR de 300 MW
  • EJ/T 1027.8-1996 Código de soldadura para componentes mecánicos de islas nucleares PWR Recubrimiento anticorrosión con aleación base níquel
  • 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 334-1988 Criterios de diseño para soportes de equipos principales del sistema de refrigeración de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • EJ/T 603-2005 Criterios para los sistemas de seguridad de los reactores de investigación
  • EJ/T 876-1994 Garantía de calidad del desmantelamiento de la pila de producción
  • EJ 622-1992 Terminología de elementos combustibles de reactores
  • EJ/T 836-1994 Programa de puesta en servicio del reactor de impulsos
  • EJ/T 675-1992 Cámara de ionización de fisión para reactor.
  • EJ/T 486-1999 Especificación para material de revestimiento de acero inoxidable austenítico de cromo-níquel con muy bajo contenido de carbono para plantas de energía nuclear con reactores de agua a presión
  • EJ/T 383-1989 Normas transitorias para el diseño del sistema de refrigeración del reactor en una central nuclear con reactor de agua a presión de 300 MW
  • 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 1027.7-1996 Código de soldadura de componentes mecánicos de islas nucleares PWR Recubrimiento anticorrosión con acero inoxidable austenítico
  • EJ/T 1027.16-1996 Código de soldadura para componentes mecánicos de islas nucleares PWR Calificación del procedimiento de endurecimiento de la válvula
  • 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 384-1989 Condiciones técnicas de la instalación de la tubería principal del refrigerante del reactor de la planta de energía nuclear del reactor de agua a presión de 300 MW
  • EJ/T 668-1992 Criterios de diseño para el sistema de detección de fugas en el límite de presión del refrigerante del reactor para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • EJ 310-1988 Terminología de ingeniería de centrales nucleares PWR

HU-MSZT, montón

IAEA - International Atomic Energy Agency, montón

  • NS-G-1.12-2005 Diseño del Núcleo de Reactor para Centrales Nucleares
  • NS-G-4.3-2008 Gestión central y manipulación de combustible para reactores de investigación
  • NS-R-4-2005 Seguridad de los reactores de investigación
  • NS-G-4.1-2006 Puesta en servicio de reactores de investigación
  • WS-G-2.1-1999 Desmantelamiento de centrales nucleares y reactores de investigación

工业和信息化部, montón

US-FCR, montón

Professional Standard - Energy, montón

  • NB/T 20435-2017RK Puesta en marcha del reactor de la central nuclear PWR Prueba física básica de puesta en marcha
  • NB/T 20606-2021 Condiciones técnicas para el mantenimiento submarino de los componentes internos de los reactores de centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20057.1-2012 Diseño del sistema del reactor de centrales nucleares de reactores de agua a presión. Núcleo. Parte 1: Diseño nuclear
  • NB/T 20064-2012 Requisitos de instalación y prueba del sistema de instrumentación interno en una central nuclear con reactor de agua a presión
  • NB/T 20057.3-2012 Diseño del sistema de reactores de centrales nucleares PWR. Núcleo. Parte 3: Conjunto combustible.
  • NB/T 20556-2019 Método de cálculo del exceso de reactividad en el núcleo del reactor de agua pesada
  • NB/T 20057.4-2012 Diseño del sistema de reactores de plantas de energía nuclear PWR. Núcleo. Parte 4: Componentes principales
  • NB/T 20382-2016 Monitoreo de vibraciones de estructuras internas en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20144-2012 Pruebas iniciales de criticidad para reactores de agua a presión de centrales nucleares
  • NB/T 20195-2012
  • NB/T 20552-2019 Supervisión de la concentración crítica de boro en el núcleo de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20434-2017RK Primera prueba de carga de combustible del reactor de la central nuclear PWR
  • NB/T 20592-2021 Prueba de vibración inducida por flujo del modelo de componentes internos de PWR
  • NB/T 20057.2-2012 Diseño del sistema del reactor de centrales nucleares de reactores de agua a presión. Núcleo. Parte 2: Criterios de diseño termohidráulico.
  • NB/T 20285-2014 Requisitos generales para el diseño de sistemas de reactores para centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20553-2019 Directrices para la gestión del envejecimiento de los componentes internos de las centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • 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 20101-2012 Requisito de análisis para accidentes por eyección de varillas de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20101-2021 Requisitos de análisis para accidentes de bombas de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • 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 20261-2014 Criterios de diseño para el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20187-2012 Criterios de diseño para el sistema de refrigeración de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20115-2012 Reglamento técnico para la construcción y aceptación de la instalación de la cabeza de la vasija de presión del reactor en la central nuclear PWR
  • NB/T 20131-2012 Criterios de diseño para sumidero de enfriamiento de emergencia del núcleo de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20269-2014 Especificación de diseño y fabricación de la bomba de refrigerante del reactor de una central nuclear con reactor de agua a presión.
  • NB/T 20304-2014 Guía técnica para la instalación del sistema de protección de reactores de centrales nucleares con reactores 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 20044-2011 Reglamento técnico para la construcción y aceptación de la instalación de interiores de reactores en la central nuclear PWR.
  • NB/T 20107-2012 Reglamento técnico para la construcción de la instalación de la bomba de refrigerante del reactor en la central nuclear PWR
  • NB/T 20112-2012 Reglamento técnico de conexión de terminales de cables en el edificio del reactor de la central nuclear PWR.
  • NB/T 20044-2021 Reglamento técnico para la instalación y aceptación de componentes internos de centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20569-2019 Directrices para la puesta en servicio del sistema de refrigeración pasiva del núcleo en centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20099-2012 Análisis de la demanda por accidente por pérdida de refrigerante en centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • 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 20334-2015 Requisitos generales para el análisis de ruido del reactor y del circuito primario en una central nuclear con reactor de agua a presión.
  • NB/T 20104-2012 Requisito de análisis para transitorios anticipados sin parada en centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • 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 20398-2017 Especificaciones de construcción e inspección de la estructura interna del edificio del reactor de la central nuclear PWR.
  • NB/T 20372-2016 Reglamento técnico para la instalación del mecanismo de accionamiento de la barra de control 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 20173-2012 Requisitos para la construcción y prueba de la grúa polar en el edificio del reactor 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 20109-2012 Especificación técnica de la instalación del tubo guía de flujo de neutrones en el edificio del reactor de la central nuclear PWR
  • NB/T 20582-2021 Directrices técnicas para la puesta en servicio de sistemas de suministro de boro y agua para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20006.38-2017 Acero aleado para plantas de energía nuclear con reactores de agua a presión. Parte 38 Piezas forjadas de acero 19MnNiMo para tanques de reposición de núcleos
  • NB/T 20159-2012 Especificación técnica de construcción del revestimiento del edificio del reactor de la central nuclear PWR.
  • NB/T 20008.24-2015 Otro material para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 24: barras de aleación GH4145 para el interior de la vasija del reactor.
  • NB/T 20008.25-2015 Otro material para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 25: Alambres de aleación GH4169 para partes internas de vasijas de reactores.
  • NB/T 20022-2010 Especificación técnica de elevación para la cúpula del edificio del reactor de la central nuclear PWR
  • NB/T 20002.7-2013 Código de soldadura para componentes mecánicos de la isla nuclear PWR. Parte 7: Revestimiento duro
  • NB/T 20560.7-2021 Diseño de filtros y evaluación del rendimiento para el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo de una central nuclear de reactor de agua a presión, Parte 7: Requisitos técnicos para la prueba de efectos aguas abajo (en el núcleo)
  • NB/T 20007.42-2015 Acero inoxidable para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 42: barras de acero inoxidable endurecidas por precipitación para el interior de vasijas de reactores.
  • 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 20100-2012 Principios para el análisis de sobrepresión del sistema primario principal y del sistema de vapor principal de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20100-2016 Requisitos del análisis de sobrepresión para el sistema de refrigeración del reactor y el sistema de vapor principal para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20161-2012 Directrices técnicas de instalación y puesta en servicio del sistema de medición del flujo de neutrones ex-núcleo para reactores de agua a presión de centrales nucleares
  • NB/T 20009.13-2021 Consumibles de soldadura para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 13: Tiras y fundentes de soldadura para superficies de acero inoxidable.
  • NB/T 20100-2016RK Requisitos para el análisis de sobrepresión del sistema de refrigeración del reactor y del sistema de vapor principal en una central nuclear con reactor de agua a presión
  • NB/T 20161-2021 Reglamento técnico para la instalación y prueba del sistema externo de medición de la tasa de fluencia de neutrones para centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20035-2011 Categorización de condiciones de las centrales nucleares PWR.
  • NB/T 20007.40-2015 Acero inoxidable para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 40: piezas forjadas de acero inoxidable austenítico utilizadas para el interior de la vasija del reactor.
  • NB/T 20346-2015 La especificación técnica de fabricación y montaje de viga de grúa polar en centrales nucleares PWR.

国家能源局, montón

  • NB/T 20435-2017 La puesta en servicio del reactor de la central nuclear del reactor de agua a presión comienza la prueba física central
  • NB/T 20430-2017 Reglamento técnico para la instalación de estructuras superiores de reactores en centrales nucleares con reactores pasivos dinámicos de agua a presión.
  • NB/T 20524-2018 Criterios de diseño para el cierre seguro de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20434-2017 Primera prueba de carga del reactor de una central nuclear con un reactor de agua a presión
  • NB/T 20407-2017 Especificaciones para el diseño y fabricación de componentes internos de centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • NB/T 20467-2017 Directrices técnicas para la puesta en servicio de sistemas de protección de reactores de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20400-2017 Reglamento técnico para la fabricación de componentes de acero inoxidable en piscinas de cavidades de reactores y piscinas de combustible gastado en centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20481-2018 Especificaciones de diseño y fabricación de tuberías principales de refrigerante de reactores en centrales nucleares con reactores de agua a presión.
  • 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 20006.39-2017 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 39: Varillas de acero para componentes integrados de la parte superior del reactor.
  • NB/T 20006.40-2018 Acero aleado para centrales nucleares con reactores de agua a presión. Parte 40: Piezas forjadas para componentes integrados de la parte superior del reactor.
  • 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 20490-2018 Requisitos de seguimiento de los elementos fuente de deposición de productos de corrosión activados durante la parada y el mantenimiento de centrales nucleares con reactores de agua a presión
  • NB/T 20574-2019 Terminología de puesta en servicio de centrales nucleares de reactores de agua a presión

Professional Standard - Machinery, montón

ANS - American Nuclear Society, montón

  • 58.6-1996 Criterios para el apagado remoto de reactores de agua ligera
  • 15.15-1978 Criterios para los sistemas de seguridad de los reactores de investigación
  • 58.6-1983 CRITERIOS PARA EL APAGADO REMOTO DE REACTORES DE AGUA LIGERA
  • 15.10-1994 Desmantelamiento de reactores de investigación
  • 15.16-2015 Planificación de emergencia para reactores de investigación
  • 15.16-2008 Planificación de emergencia para reactores de investigación
  • 15.7-1977 Evaluación del sitio del reactor de investigación
  • 15.16-1982 Planificación de emergencia para reactores de investigación
  • 15.10-1981 CLAUSURA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN (R 1987)
  • 15.17-1981 Programa de protección contra incendios cCriterios para reactores de investigación
  • 51.10-1991 Sistema Auxiliar de Agua de Alimentación para Reactores de Agua Presurizada
  • 14.1-1975 Operación de reactores de pulso rápido
  • 14.1-2004 Operación de reactores de pulso rápido
  • 15.1-1990 Elaboración de especificaciones técnicas para reactores de investigación.
  • 15.1-2007 La elaboración de especificaciones técnicas para reactores de investigación.
  • 15.11-1977 CONTROL RADIOLÓGICO EN INSTALACIONES DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN
  • 15.11-2016 Protección radiológica en instalaciones de reactores de investigación
  • 15.1-1982 DESARROLLO DE ESPECIFICACIONES TÉCNICAS PARA REACTORES DE INVESTIGACIÓN
  • 15.11-1993 Protección radiológica en instalaciones de reactores de investigación
  • 15.11-2009 protección radiológica en las instalaciones de los reactores de investigación
  • 58.11-1983 CRITERIOS DE ENFRIAMIENTO PARA REACTORES DE AGUA LIGERA

Korean Agency for Technology and Standards (KATS), montón

CZ-CSN, montón

American Society for Testing and Materials (ASTM), montón

  • ASTM UOP563-14 Densidad aparente empaquetada de tamices moleculares
  • 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 D6009-96(2006) Guía estándar para el muestreo de pilas de desechos
  • ASTM D6009-96(2001) Guía estándar para el muestreo de pilas de desechos
  • ASTM D6009-12 Guía estándar para el muestreo de pilas de desechos
  • ASTM E636-95 Guía estándar para la realización de pruebas de vigilancia suplementarias para recipientes de reactores de energía nuclear, E706 (IH)
  • ASTM D6009-96 Guía estándar para el muestreo de pilas de desechos
  • ASTM D6825-02 Guía estándar para la colocación de revestimientos de escollera
  • ASTM D6825-02e2 Guía estándar para la colocación de revestimientos de escollera
  • ASTM D6825-02e1 Guía estándar para la colocación de revestimientos de escollera
  • ASTM D6400-99e1 Especificación estándar para plásticos compostables
  • ASTM D6400-21 Especificación estándar para plásticos compostables
  • ASTM D6009-19 Guía estándar para el muestreo de pilas de desechos

GOSTR, montón

  • GOST R 57898-2017 Método de revestimiento metalúrgico por inducción. Materiales para superficies
  • GOST R 59106-2020 Tornillos de acero apilados. Especificaciones
  • GOST R 59023.3-2020 Soldadura y revestimiento de equipos y tuberías de centrales nucleares. Modos de soldadura y revestimiento.
  • GOST 18624-1973 Reactores. Términos y definiciones
  • GOST R 59023.6-2020 Soldadura y revestimiento de equipos y tuberías de centrales nucleares. Revestimiento de superficies de sellado y guía.
  • GOST R 59023.4-2020 Soldadura y revestimiento de equipos y tuberías de centrales nucleares. Requisitos para calentar durante la soldadura (revestimiento)

Universal Oil Products Company (UOP), montón

  • UOP 563-2014 Densidad aparente empaquetada de tamices moleculares
  • UOP 778-2007 Densidad aparente empaquetada (ABD) del catalizador extruido

British Standards Institution (BSI), montón

  • BS EN 60289:1994 reactores
  • 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
  • PAS 100:2018 Especificación para materiales compostados.
  • BS IEC 62117:1999 Instrumentación de reactores nucleares. Reactores de agua ligera a presión (PWR). Monitorear el enfriamiento adecuado dentro del núcleo durante el apagado en frío.
  • BS ISO 4233:2023 Tecnología de reactores. Reactores de fusión nuclear. Método de prueba de fugas de helio caliente para componentes que soportan presión a alta temperatura en reactores de fusión 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 ISO 23466:2020 Criterios de diseño para el aislamiento térmico de los equipos principales del sistema de refrigeración de reactores y tuberías de centrales nucleares PWR.

CENELEC - European Committee for Electrotechnical Standardization, montón

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

  • GB/T 7166-1987 Mediciones de temperatura en el núcleo o temperatura de la envoltura primaria en un reactor de energía nuclear. Características y métodos de prueba.
  • GB 7166-1987 Características y métodos de prueba de medición de temperatura en el núcleo de un reactor nuclear o en el revestimiento principal del reactor.
  • GB/T 984-2001 Electrodos de revestimiento duro para soldadura por arco metálico protegido
  • GB/T 8995-1988 Instrumentación interna para mediciones de la tasa de fluencia de neutrones en reactores nucleares
  • GB/T 8995-2008 Instrumentación interna para mediciones de la tasa de fluencia de neutrones en reactores nucleares
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  centro, Duifeng, Dui Feng, pila de membranas, pila vibratoria, termopila, pila, reactor de agua pesada, Yidui, reactor de potencia, pila de basura, montón crítico, montón, reactor rápido, Duiyong, pequeña pila, reactor de investigación, montón, pila de hidrógeno, reactor reproductor.

 



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