ASTM E509-97
轻水冷却核反应堆容器在役退火的标准指南

Standard Guide for In-Service Annealing of Light-Water Cooled Nuclear Reactor Vessels


标准号
ASTM E509-97
发布
1997年
发布单位
美国材料与试验协会
替代标准
ASTM E509-03
当前最新
ASTM E509/E509M-21
 
 
1.1 本指南涵盖了对轻水冷核反应堆容器进行在役热退火并证明该程序有效性时应考虑的一般程序。这种在役热处理的目的是提高先前因中子脆化而退化的反应堆容器材料的机械性能(特别是断裂韧性)。通常使用夏比 V 型缺口冲击试验结果或断裂韧性结果来评估机械性能改进的程度。 1.2 本指南旨在适应反应堆容器材料在不同温度和不同时间段下对辐照后热处理的可变响应。本指南描述了...

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