ZH
EN
ES

реакция

реакция, Всего: 233 предметов.

В международной стандартной классификации классификациями, относящимися к реакция, являются: Цветные металлы, Атомная энергетика, Количества и единицы, Символы символов, Физика. Химия, Оборудование для химической промышленности, Оборудование для нефтяной и газовой промышленности, Устройства для хранения жидкости, Пластмассы, Качество почвы. Почвоведение, Радиационная защита, Строительные материалы, Нефтепродукты в целом, Борьба с авариями и стихийными бедствиями, Резина, Испытание металлов, Материалы для аэрокосмического строительства, Трансформеры. Реакторы, Измерения радиации, Армированные пластики, Резиновые и пластмассовые изделия, Защита от огня, Изделия из железа и стали, Коррозия металлов, Аналитическая химия, Термодинамика и измерения температуры, Защита от опасных грузов, Вентиляторы. Поклонники. Кондиционеры, Фотография.

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

GB/T 42656-2023 Метод испытания кинетических характеристик реакции поглощения и десорбции водорода редкоземельного сплава для хранения водорода
GB/T 30098-2013 Лабораторный автоклав с магнитным приводом
GB/T 43062-2023 Определение флюенса нейтронов и атомно-дислокационного числа (dpa) корпусов реакторов атомной энергетики и внутренних компонентов

American Society for Testing and Materials (ASTM), реакция

ASTM E636-02 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E 706 (IH)
ASTM E706-23 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
ASTM E706-16 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов
ASTM E636-95 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E706 (IH)
ASTM E2956-14 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR
ASTM E2956-21 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR
ASTM E2956-23 Стандартное руководство по контролю нейтронного облучения корпусов реакторов LWR
ASTM E706-02 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
ASTM C1679-13 Стандартная практика измерения кинетики гидратации гидравлических цементных смесей с использованием изотермической калориметрии
ASTM C1679-14 Стандартная практика измерения кинетики гидратации гидравлических цементных смесей с использованием изотермической калориметрии
ASTM E482-07 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
ASTM E482-11e1 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
ASTM E2521-23 Стандартная терминология для оценки возможностей роботов реагирования
ASTM E482-01 Стандартное руководство по применению методов нейтронного транспорта для наблюдения за корпусом реактора, E706 (IID)
ASTM D3518/D3518M-94(2007) Стандартный метод испытаний на сдвиг в плоскости композиционных материалов с полимерной матрицей путем испытания на растяжение 177;45176; Ламинат
ASTM D3518/D3518M-13 Стандартный метод испытаний на сдвиг в плоскости композиционных материалов с полимерной матрицей путем испытания на растяжение плюс 45 градусов; Ламинат
ASTM E1005-97 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
ASTM E1005-15 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
ASTM E1005-16 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
ASTM E185-79 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов легководного охлаждения
ASTM E2215-10 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E1005-03e1 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
ASTM E1005-03 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
ASTM E636-95(2001) Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E706 (IH)
ASTM E636-09 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E 706 (IH)
ASTM E636-14 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E?706 40;IH41;
ASTM E185-10 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E185-82e2 Стандартная практика проведения наблюдательных испытаний корпусов атомных энергетических реакторов легководного охлаждения, E 706 (IF)
ASTM E636-10 Стандартное руководство по проведению дополнительных испытаний по надзору за корпусами ядерных реакторов, E 706 (IH)
ASTM E185-21 Стандартная практика разработки программ наблюдения за корпусами ядерных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E3007-21 Стандартная практика выбора и использования кинетических эталонных значений при исследовании реакций разложения методом термогравиметрии
ASTM E2853-12(2021) Стандартный метод испытаний для оценки возможностей роботов реагирования на чрезвычайные ситуации: взаимодействие человека и системы (HSI): поисковые задачи: случайные лабиринты со сложной местностью
ASTM E2853/E2853M-22 Стандартный метод испытаний для оценки возможностей наземного робота: поисковые задачи
ASTM E2215-18 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E2215-16 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E2215-19 Стандартная практика оценки капсул наблюдения из корпусов атомных энергетических реакторов с легководным замедлителем
ASTM E706-01 Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
ASTM E706-87(1994) Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов, E706(0)
ASTM E706-23 Red Стандартная основная матрица стандартов наблюдения за корпусами легководных реакторов (стандартный + Redline PDF-пакет)
ASTM E3174-20 Стандартная практика определения модели кинетической реакции с использованием дифференциальной сканирующей калориметрии
ASTM E3174-21 Стандартная практика определения модели кинетической реакции с использованием дифференциальной сканирующей калориметрии
ASTM E3174-19 Стандартная практика определения модели кинетической реакции с использованием дифференциальной сканирующей калориметрии
ASTM E3174-22 Стандартная практика определения модели кинетической реакции с использованием дифференциальной сканирующей калориметрии
ASTM E3408/E3408M-23 Стандартный метод испытаний для оценки возможностей наземного робота: ловкость: линейный осмотр
ASTM E2245-05 Стандартный метод испытаний для измерения остаточной деформации тонких отражающих пленок с использованием оптического интерферометра
ASTM E2245-02 Стандартный метод испытаний для измерения остаточной деформации тонких отражающих пленок с использованием оптического интерферометра

German Institute for Standardization, реакция

DIN 13345:1978 Термодинамика и кинетика химических реакций; символы, единицы
DIN 13345:1978-08 Термодинамика и кинетика химических реакций; символы, единицы
DIN 25433:1988 Идентификация ТВС для ядерных энергетических реакторов
DIN 25433:2016 Идентификация ТВС для ядерных энергетических реакторов
DIN 53529-2:1983-03 Тестирование резины и эластомеров; измерение характеристик вулканизации (курометрия); оценка изотерм сшивки с точки зрения кинетики реакции
DIN 53529-2:1983 Тестирование резины и эластомеров; измерение характеристик вулканизации (курометрия); оценка изотерм сшивки с точки зрения кинетики реакции
DIN IEC 60568:2006 Атомные электростанции. Приборы, важные для безопасности. Внутриреакторные приборы для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетических реакторах (IEC 60568:2006)
DIN EN ISO 10270:2020 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах (ISO/DIS 10270:2020); Немецкая и английская версия prEN ISO 10270:2020.

Professional Standard - Nuclear Industry, реакция

EJ/T 560-2002 Радиационный контроль сосудов под давлением легководных реакторов
EJ/T 560-1991 Требования к радиационному надзору за материалами корпусов реакторов
EJ/T 720-2008 Критерий расчета теплоизоляции корпуса реактора, трубопроводов и оборудования теплоносителя реактора АЭС с ВВЭР
EJ/T 720-1992 Критерии проектирования изоляционного слоя корпусов реакторов, трубопроводов и оборудования систем теплоносителя реакторов на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ/T 322-1994 Критерии проектирования корпусов реакторов под давлением на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ 322-1988 Критерии проектирования корпусов реакторов под давлением на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ/T 20032-2012 Критерии проектирования бериллиевых отражателей для космических термоэлектронных реакторов атомных электростанций
EJ/T 474-2000 Технические условия на металлическую изоляцию корпуса реактора для атомных электростанций с водо-водяными реакторами
EJ/T 732-1992 Критерии оценки теплового удара под давлением корпусов реакторов на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ/T 606-1991 Ультразвуковой контроль сварных швов корпусов реакторов на атомных электростанциях с реакторами PWR в процессе эксплуатации
EJ/T 478-1989 Реактор с водой под давлением АЭС мощностью 300 000 киловатт в сборе с верхней крышкой корпуса реактора
EJ/T 712-2002 Требования к установке корпуса реактора и соответствующего оборудования на атомной электростанции PWR
EJ/T 1033-1996 Критерии оценки предотвращения быстрого разрушения корпуса реактора водо-водяных реакторов АЭС
EJ/T 918-1994 Руководство по составлению предельных кривых давления и температуры для корпусов реакторов на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ/T 20034-2012 Критерии ядерного проектирования атомной электростанции с космическим термоэлектронным реактором
EJ/T 712-1992 Технические требования к установке корпусов реакторов и сопутствующего оборудования на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
EJ/T 483-1989 Руководство по подготовке технической документации на корпуса реакторов водо-водяного реактора атомной электростанции мощностью 300 МВт
EJ/T 319-1992 Критерии теплогидравлического проектирования атомной электростанции с водо-водяным реактором
EJ/T 20033-2012 Критерии проектирования термогидродинамики космического термоэмиссионного реактора атомной электростанции
EJ 474-1989 Атомная электростанция с водо-водяным реактором мощностью 300 000 киловатт Изоляционный слой из металлической фольги корпуса реактора Технические характеристики
EJ/T 20132-2016 Критерий проектирования термоэмиссионных твэлов космической ядерной энергетической системы с термоэлектронным реактором
EJ/T 667-1992 Защита от избыточного давления систем низкого давления, подключенных к границам давления теплоносителя реактора

Professional Standard - Energy, реакция

NB/T 20220-2013 Радиационный надзор за корпусами реакторов (корпусов) легководных реакторов
NB/T 20343-2015 Техническая спецификация на проектирование и изготовление тепловой изоляции корпуса реактора, трубопроводов и оборудования теплоносителя реактора атомных электростанций с реактором PWR
NB/T 20343-2021 Правила проектирования и изготовления корпуса реактора, трубопроводов системы теплоносителя реактора и изоляционного слоя оборудования на атомной электростанции с водо-водяным реактором
NB/T 20154-2012 Руководство по управлению старением корпусов реакторов PWR
NB/T 20576-2019 Анализ скорости потока нейтронов корпуса реактора атомной электростанции PWR
NB/T 20032-2010 Правила расчета термического удара под давлением корпуса реактора АЭС с ВВЭР
NB/T 20045-2011 Технический регламент на строительство и приемку установки корпуса реактора АЭС с ВВЭР
NB/T 20392-2016 Технический регламент на строительство и приемку установки корпуса реактора АЭС с пассивным ВВЭР
NB/T 20476.6-2019 Продление лицензии на эксплуатацию атомных электростанций. Часть 6: Анализ ограниченного по времени старения корпусов реакторов
NB/T 20006.36-2017 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 36. Поковки из стали 19MnNiMo для активной зоны корпуса реактора.
NB/T 20006.37-2017 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 37. Поковки из стали 19MnNiMo для неактивной области корпуса реактора.
NB/T 20006.5-2012 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 5: Поковки из легированной стали Mn-Ni-Mo для головок корпусов реакторов.
NB/T 20006.5-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 5. Поковки из марганцево-никель-молибденовой стали для головок корпусов реакторов под давлением
NB/T 20006.4-2011 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 4. Поковки из Mn-Ni-Mo стали для сопел корпусов реакторов.
NB/T 20006.4-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 4. Поковки из марганцево-никель-молибденовой стали для сопел корпусов реакторов
NB/T 20006.17-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 17. Поковки из марганцево-никель-молибденовой стали для фланцев и соединительных секций корпуса реактора под давлением
NB/T 20006.3-2011 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 3. Поковки из Mn-Ni-Mo стали для переходных колец и фланцев корпусов реакторов.
NB/T 20006.18-2019 Легированная сталь для атомных электростанций с реакторами с водой под давлением. Часть 18. Поковки из легированной стали Mn-Ni-Mo для запорных головок корпуса реактора.
NB/T 20006.3-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 3. Поковки из марганцево-никель-молибденовой стали для переходов и фланцев корпуса реактора под давлением
NB/T 20006.1-2011 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 1. Поковки из Mn-Ni-Mo стали для корпусов корпусов реакторов в зоне пояса.
NB/T 20006.1-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами Часть 1. Поковки из марганцево-никель-молибденовой стали для корпусов корпусов реакторов, подвергающихся сильному облучению
NB/T 20006.2-2011 Легированная сталь для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 2: Поковки из Mn-Ni-Mo стали для корпусов корпусов реакторов вне зоны поясной линии.
NB/T 20006.2-2021 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 2. Поковки марганцево-никель-молибденовой стали для корпусов корпусов реакторов, не подвергающихся сильному облучению
NB/T 20447-2017RK Защита от избыточного давления систем низкого давления, подключенных к границам давления теплоносителя реактора

Professional Standard - Chemical Industry, реакция

HG/T 3648-1999 Автоклавы с магнитным приводом
HG/T 3648-2011 Реактор с магнитным приводом

RU-GOST R, реакция

GOST 29243-1991 Пластики. Ненасыщенные полиэфирные смолы. Определение реакционной способности при 80 °С. (традиционный метод)
GOST 29326-1992 Пластики. Фенольные смолы. Определение реакционной способности резолов в кислых условиях
GOST R 50088-1992 Водо-водяные энергетические реакторы. Общие требования к проведению нейтронно-физических расчетов
GOST 28506-1990 Топливные сборки в реакторах атомной энергетики ВВЭР. Методы обнаружения отказа топлива

American Nuclear Society (ANS), реакция

ANS 19.3-2011 Стационарные нейтронно-физические методы анализа энергетических реакторов
ANS 2.8-1992 Определение проектного затопления на площадках энергетических реакторов
ANS 19.11-1997 Расчет и измерение температурного коэффициента реактивности замедлителя энергетических реакторов с водяным замедлителем
ANS 57.10-1996 Критерии проектирования консолидации отработавшего топлива LWR
ANS 19.4-1976 Руководство по получению и документированию эталонных физических измерений энергетических реакторов для проверки ядерного анализа
ANS 58.14-1993 Критерии классификации безопасности и герметичности легководных реакторов
ANS 58.14-2011 (R 2017) Критерии классификации безопасности и герметичности легководных реакторов

British Standards Institution (BSI), реакция

BS IEC 62117:2000 Приборы ядерного реактора. Легководные реакторы под давлением (PWR). Мониторинг достаточного охлаждения активной зоны во время холодного останова.
BS ISO 11271:2002 Качество почвы. Определение окислительно-восстановительного потенциала. Полевой метод.
BS ISO 23468:2021 Реакторная технология. Анализ и измерения энергетических реакторов. Определение изотопной чистоты тяжелой воды методом инфракрасной спектроскопии с преобразованием Фурье
BS ISO 11358-3:2013 Пластики. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Определение энергии активации с использованием графика Одзавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
BS ISO 11358-3:2014 Пластики. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Определение энергии активации с использованием графика Одзавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
BS ISO 11358-3:2021 Пластики. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Определение энергии активации с использованием графика Одзавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
BS EN 50216-5:2002 Арматура силового трансформатора и реактора. Индикаторы уровня жидкости, давления и расхода, устройства сброса давления и осушающие сапуны.
20/30406599 DC БС ИСО 11358-3. Пластики. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Одзавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
BS EN 50216-1:2002 Силовые трансформаторы и реакторная арматура. Общие сведения
BS ISO 10270:1996 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
BS 5552:1978 Правила использования внутриреакторных приборов для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетических реакторах
BS EN ISO 10270:1996 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах
BS EN ISO 10270:2008 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
BS EN 50216-10:2009 Арматура силового трансформатора и реактора. Часть 10. Масловоздушные теплообменники.
BS EN 50216-7:2002 Силовые трансформаторы и реакторная арматура - Электронасосы для трансформаторного масла
BS IEC 60568:2006 Атомные электростанции. Приборы, важные для безопасности. Внутриреакторные приборы для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетических реакторах.
BS EN 60076-22-2:2019 Оборудование охлаждения силовых трансформаторов и реакторов - Съемные радиаторы

American Welding Society (AWS), реакция

WRC 386:1993 Международные взгляды на целостность корпуса реактора

International Organization for Standardization (ISO), реакция

ISO 10979:1994 Идентификация ТВС для ядерных энергетических реакторов
ISO 23468:2021 Реакторная технология. Анализ и измерения энергетических реакторов. Определение изотопной чистоты тяжелой воды методом инфракрасной спектроскопии с преобразованием Фурье.
ISO 18075:2018 Стационарные нейтронно-физические методы анализа энергетических реакторов
ISO 11358-3:2013 Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
ISO 1716:2010 Реакция продуктов на огневые испытания - Определение высшей теплоты сгорания (теплотворной способности)
ISO 1716:2018 Реакция продуктов на огневые испытания - Определение высшей теплоты сгорания (теплотворной способности)
ISO 11358-3:2021 Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
ISO 10270:1995 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.

Korean Agency for Technology and Standards (KATS), реакция

KS A ISO 10979-2012(2022) Идентификация ТВС для ядерных энергетических реакторов
KS M ISO 11358-3-2017(2022) Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
KS M ISO 11358-3:2017 Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
KS C IEC 60568-2009(2019) Внутриреакторные приборы для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетическом реакторе
KS D ISO 10270:2003 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
KS D ISO 10270:2016 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
KS C IEC 60568:2009 Внутриреакторные приборы для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетическом реакторе

American National Standards Institute （ANSI), реакция

ANSI/ANS 19.10-2009 Методы определения флюенса нейтронов в корпусе высокого давления и внутренних устройствах реакторов BWR и PWR
ANSI/ANS 19.3-2011 Стационарные методы нейтроники для анализа энергетических реакторов
ANSI/ANS 58.14-2011 Критерии классификации безопасности и герметичности легководных реакторов
ANSI/ANS 19.11-1997 Расчет и измерение температурного коэффициента реактивности замедлителя энергетических реакторов с водяным замедлителем

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

T/BSRS 086-2022 Применение датчиков температуры для радиационного контроля корпуса реактора
T/CNS 53-2021 Определение остаточных напряжений в макете сварного шва с J-образной канавкой провара головки корпуса реактора
T/CNEA 104.1-2021 Компоненты границы давления PWR. Проектирование и изготовление оборудования. Часть 1. Корпус реактора под давлением.
T/CNS 39-2020 Критерии проектирования системы защиты реактора высокотемпературного газоохлаждаемого реактора АЭС
T/CNS 30-2020 Критерии проектирования систем теплоносителя реакторов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов АЭС

YU-JUS, реакция

JUS N.H1.289-1990 Трансформаторы PCmer. Реакторы

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

GJB 5405-2005 Словарь терминов: космическая ядерная энергетическая система с термоэлектронным реактором.
GJB 843.19A-2005 Правила проектирования подводных атомных электростанций, часть 19. Критерии теплогидравлического проектирования реакторов.

ANS - American Nuclear Society, реакция

CZ-CSN, реакция

CSN 35 1000-1970 Статические индукционные аппараты (силовые трансформаторы и реакторы)
CSN 35 1101-1983 Силовые трансформаторы и реакторы. Защитный корпус
CSN 34 3270-1984 Инструкция по эксплуатации силовых трансформаторов и реакторов

SE-SIS, реакция

SIS SS-ISO 4037:1985 Эталонные излучения X и y для калибровки дозиметров и измерителей мощности дозы и определения их отклика в зависимости от энергии фотонов.
SIS SS IEC 568:1981 Ядерные приборы - внутризонные приборы для измерения скорости (потока) нейтронов в энергетических реакторах.
SIS SS IEC 737:1984 Ядерное контрольно-измерительное оборудование. Измерения температуры внутри активной зоны или температуры первичной оболочки в ядерных энергетических реакторах. Характеристики и методы испытаний.

IT-UNI, реакция

UNI 7459-1975 Атомная электростанция. Энергетические реакторы. Критерии систем защиты.

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

GJB 843.2-1990 Правила проектирования безопасности подводных атомных электростанций Критерии проектирования корпусов реакторов под давлением
GJB 5165-2003 Технические условия на насосы теплоносителя реакторов атомных подводных электростанций
GJB 843.19-1994 Правила проектной безопасности подводных атомных электростанций Критерии теплогидравлического проектирования реакторов
GJB 2911-1997 Технические условия на запуск первичных источников нейтронов в реакторах подводных атомных электростанций

国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会, реакция

GB/T 33047.3-2021 Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
GB/T 38316-2019 Метод испытания взрывной силы органических пероксидов и самореактивных веществ

WRC - Welding Research Council, реакция

BULLETIN 386-1993 МЕЖДУНАРОДНЫЕ ВЗГЛЯДЫ НА ЦЕЛОСТНОСТЬ КОРПУСА РЕАКТОРА (ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЙ БЮЛЛЕТЕНЬ К № 387)
BULLETIN 87-1963 КРИТИЧЕСКИЕ ФАКТОРЫ ПРИ ИНТЕРПРЕТАЦИИ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА КОНСТРУКЦИОННЫХ МЕТАЛЛОВ КОММЕРЧЕСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПРОЕКТИРОВАНИЕ КОРПУСА ДАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА@ FABRICATI

国家能源局, реакция

NB/T 20440-2017 Критерии оценки предотвращения быстрого разрушения корпусов реакторов под давлением на атомных электростанциях с водо-водяными реакторами
NB/T 20439-2017 Руководство по разработке предельных кривых давление-температура для корпусов реакторов атомных электростанций с водо-водяными реакторами
NB/T 20478.1-2018 Технические характеристики уплотнительного кольца корпуса реактора атомной электростанции PWR. Часть 1: Уплотнительное кольцо
NB/T 20478.2-2018 Технические характеристики уплотнительного кольца корпуса реактора PWR атомной электростанции, часть 2: Уплотнительное кольцо типа C
NB/T 20006.41-2018 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 41. Стальные стержни для болтов, гаек и шайб корпуса реактора.
NB/T 20447-2017 Защита от избыточного давления систем низкого давления, подключенных к границам давления теплоносителя реактора

KR-KS, реакция

KS M ISO 11358-3-2017 Пластмассы. Термогравиметрия (ТГ) полимеров. Часть 3. Определение энергии активации с использованием графика Озавы-Фридмана и анализ кинетики реакции.
KS D ISO 10270-2016 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.

International Electrotechnical Commission (IEC), реакция

IEC 60568:1977 Приборы Incore для измерения флюенса в энергетических реакторах
IEC 60737:1982 Измерения температуры внутри активной зоны или температуры первичной оболочки в ядерных энергетических реакторах. Характеристики и методы испытаний

未注明发布机构, реакция

GJB 843.2A-2017 Правила безопасности при проектировании подводных атомных энергетических установок Часть 2. Требования к проектированию корпусов реакторов, работающих под давлением
GJB 8790-2015 Технические условия на насосы теплоносителя реакторов подводных атомных электростанций
NB 20478.2-2018 Технические условия на уплотнительные кольца корпусов реакторов атомных электростанций с водо-водяными реакторами Часть 2. Уплотнительные кольца типа С
NB 20478.1-2018 Технические условия на уплотнительные кольца корпусов реакторов атомных электростанций с водо-водяными реакторами Часть 1. Кольца уплотнительные
NB 20006.41-2018 Легированные стали для атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Часть 41. Стальные стержни для болтов, гаек и шайб корпуса реактора.

Association Francaise de Normalisation, реакция

NF T57-402*NF EN ISO 14129:1998 Пластиковые композиты, армированные волокном. Определение реакции напряжения сдвига/деформации сдвига в плоскости, включая модуль сдвига в плоскости и прочность, методом испытания на растяжение плюс-минус 45 градусов.
NF P18-589:1992 Агрегаты. Потенциальная реакционная способность щелочно-кремнеземного и щелочно-силикатного типа. Кинетический тест. Химический метод.
NF P92-521:2013 Реакция продуктов на огневые испытания - Определение высшей теплоты сгорания (теплотворной способности)
NF A05-401:2008 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
NF A05-401*NF EN ISO 10270:2022 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.
NF C52-216-12*NF EN 50216-12:2011 Арматура силового трансформатора и реактора. Часть 12: Вентиляторы.

SAE - SAE International, реакция

SAE ARP739-1963 Газовые сервоприводы и системы управления реакцией
SAE ARP739A-2014 Газовые сервоприводы и системы управления реакцией

Society of Automotive Engineers (SAE), реакция

SAE J2979-2012 Метод испытаний вулканизированной резины и термопластичных эластомеров для определения реакции релаксации напряжения при сжатии (CSR)
SAE ARP739-2008 ГАЗОСИЛОВЫЕ СЕРВОСИСТЕМЫ И СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКЦИЕЙ

ISA - International Society of Automation, реакция

ISA 67.03-1982 Обнаружение граничных утечек по давлению теплоносителя легководного реактора

American Gear Manufacturers Association, реакция

AGMA 11FTM06-2011 Напряжение изгиба зубьев реверсивной передачи и оценка срока службы

AGMA - American Gear Manufacturers Association, реакция

11FTM06-2011 Напряжение изгиба зубьев реверсивной передачи и оценка срока службы

Canadian Standards Association (CSA), реакция

CSA N290.11-2013 Требования к возможности отвода тепла от реактора при останове атомных электростанций (первое издание)
CSA N285.8-05 UPD 1-2007 Технические требования к эксплуатационной оценке напорных трубок из циркониевого сплава в реакторах CANDU
CSA N285.8-05-2005 Технические требования к эксплуатационной оценке напорных трубок из циркониевого сплава в реакторах CANDU, первое издание

The American Road & Transportation Builders Association, реакция

AASHTO DIVISION I 3.29 Моменты, сдвиги и реакции (Стандартные спецификации для автодорожных мостов, раздел 1 – Проектирование)

American Society of Mechanical Engineers (ASME), реакция

ASME N-618-2001 Использование корпуса реактора под давлением в качестве системы транспортной защиты Раздел XI, Раздел 1; (ПОД 10)
ASME N-664-2001 Требования к демонстрации рабочих характеристик для контроля сварных швов неплакированных корпусов реакторов, за исключением сварных швов фланцев, раздел XI, раздел 1; Приложение 6

Canadian General Standards Board （CGSB), реакция

CGSB 1-GP-71 METH 87.2-1974 Методы испытания красок и пигментов на реакционную способность. Испытание на нарастание давления.

European Committee for Standardization (CEN), реакция

EN ISO 10270:2022 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах (ISO 10270:2022)
EN ISO 10270:2008 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах (ISO 10270:1995, включая Cor 1:1997)
FprEN ISO 10270:2021 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах (ISO/FDIS 10270:2021)

Danish Standards Foundation, реакция

DS/EN ISO 10270:2009 Коррозия металлов и сплавов. Испытания на водную коррозию циркониевых сплавов для использования в ядерных энергетических реакторах.

Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE), реакция

IEEE Std C57.127-2018 Руководство IEEE по обнаружению, локализации и интерпретации источников акустической эмиссии от электрических разрядов в силовых трансформаторах и энергетических реакторах
IEEE PC57.127/D3, October 2017 Проект руководства IEEE по обнаружению, локализации и интерпретации источников акустической эмиссии от электрических разрядов в силовых трансформаторах и энергетических реакторах
IEEE PC57.127/D4, July 2018 Утвержденный IEEE проект руководства по обнаружению, местонахождению и интерпретации источников акустической эмиссии от электрических разрядов в силовых трансформаторах и энергетических реакторах

GOSTR, реакция

GOST R 50.05.12-2018 Система оценки соответствия использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпусов реакторов
GOST R 59109-2020 Элементы реакционных трубчатых печей, работающих под давлением. Технические характеристики

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

IEEE PC57.127/D3-2017 Проект руководства по обнаружению@ местоположения и интерпретации источников акустической эмиссии от электрических разрядов в силовых трансформаторах и энергетических реакторах
IEEE PC57.127/D4-2018 Проект руководства по обнаружению@ местоположения и интерпретации источников акустической эмиссии от электрических разрядов в силовых трансформаторах и энергетических реакторах