Для отображения списка документов выберите категорию из классификатора каталога ГОСТов.
Чтобы отобразить подкатегории классификатора, кликните по иконке со знаком плюс
и дождитесь подгрузки подкатегорий в нижней части экрана.
Если наименование ГОСТа заранее известно, можете воспользоваться формой поиска ниже. Полный перечень ГОСТ в базе (алфавитный порядок)
Англ. название: In-core instrumentation system detector assemblies of nyclear power vessel-encapsylated pressurized water reactors. General technical requirements
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на измерительные каналы системы внутриреакторного контроля с использованием детекторов прямой зарядки, калориметрических детекторов, преобразователей термоэлектрических и других преобразователей, предназначенные для эксплуатации внутри активной зоны ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением. Стандарт не распространяется на экспериментальные измерительные каналы
Англ. название: Radionuclide sources of heat. Terms and definitions
Область применения: Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области радионуклидных источников тепла
Англ. название: Packing transport sets with used fuel assomblies from nuclear reactors. Requirements for calculation methods of nuclear safety
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на упаковочные транспортные комплекты с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов
Англ. название: Charged-particle accelerators for industry applications. Types and basic parameters
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на ускорители заряженных частиц промышленного применения, предназначенные для радиационной технологии, стерилизации, неразрушающего контроля качества изделий ( радиационной дефектоскопии), активационного анализа, производства радионуклидов, ионной имплантации, и устанавливает их типы, основные параметры и систему условных обозначений
Англ. название: Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water reactor. General requirements to in-core reactor monitoring system
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на штатные системы внутриреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением: атомных электростанций и атомных теплоэлектроцентралей и устанавливает общие требования к системе ВРК
Англ. название: Nuclear power reactors. General requirements for control and testify systems
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов атомных электростанций, а также атомных станций теплоснабжения, атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций промышленного теплоснабжения и входящие в них технические средства, выпуск которых запланирован после 01.07.87, и устанавливает общие требования к СУЗ
Англ. название: Nuclear instrument making items. Control equipment for shell states of fuel elements of nuclear reactors. General technical requirements and test methods
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на аппаратуру контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов для работающих и остановленных водо-водяных ядерных реакторов атомных электростанций и атомных станций теплоснабжения, предназначенную для обнаружения появления дефектов в оболочках твелов, вызывающих утечку в теплоноситель радионуклидов деления или ядерного топлива, прослеживания за развитием этих дефектов и обнаружения тепловыделяющих сборок с дефектными твэлами путем контроля объемной активности теплоносителя и других технологических сред или изменения плотности потока ионизирующего излучения с использованием узлов, блоков и устройств детектирования с импульсным выходом
Англ. название: Neutron flux monitoring systems for control and protection of nuclear reactors. General technical requirements
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на системы и входящие в них технические средства, предназначенные для контроля нейтронного потока ядерных корпусных энергетических и исследовательских реакторов и критических сборок
Англ. название: Charged particle accelerators for industrial application. General technical requirements
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на ускорители заряженных частиц промышленного применения и устанавливает общие технические требования
Англ. название: Fuel assemblies in nuclear power WWER reactors. Fuel failure detection methods
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на тепловыделяющие сборки ядерных энергетических водо-водяных корпусных реакторов типа ВВЭР и устанавливает методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, отработавших или подлежащих дальнейшей эксплуатации, на остановленном реакторе при стендовых испытаниях
Англ. название: Water-moderated water-cooled power reactors. General requirements to performing of neutron physical calculations
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на расчеты, выполняемые как в процессе проектирования, так и на стадии эксплуатации ВВЭР, в той их части, которая связана с определением собственно нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора: параметров критичности, запасов, эффектов и коэффициентов реактивности, эффективности органов регулирования, распределения мощности в активной зоне и их изменений при переходных процессах на ксеноне-135 и самарии-149, маневрировании мощности, выгорании и перегрузках топлива, а также длительностей кампаний топливных загрузок, расходов топлива, изотопного состава выгружаемого топлива, эффектов пространственно-временной кинетики в активной зоне, и устанавливает требования к проведению физических расчетов активных зон корпусных водоводяных энергетических реакторов типа ВВЭР - к их организации, объему и детальности, используемой методике, точности и оформлению результатов. Требования стандарта учитывают, что результаты этих расчетов применяются для обоснования безопасности реакторной установки (в частности, ее ядерной безопасности) и принятия решений, определяющих экономичность использования ядерного топлива. Стандарт не распространяется на расчеты, связанные с решением задач теплофизики активной зоны, защиты корпуса и тепловыделений в элементах конструкции реактора
Англ. название: Electrical penetration in containment structures for nuclear power generating stations
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на электрические вводы в защитной оболочке реактора ядерных энергетических установок. Стандарт устанавливает требования техники безопасности, которые должны удовлетворяться при проектировании, расчете, изготовлении, сборке, испытании, установке и техническом обслуживании вводов кабелей. Настоящий стандарт устанавливает требования к проектированию, конструированию, испытаниям и монтажу вводов в оболочке, которые не являются частью первичной герметичной оболочки энергетических установок. Стандарт не распространяется на требования к внешним цепям, соединенным с узлами, и структуре оболочек
Англ. название: Transport and technological equipment for nuclear fuel handling. Accounting for actually worked out and estimation of residual resource
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на транспортно-технологическое оборудование обращения с ядерным топливом (ТТО) атомных станций с реакторами большой мощности канальными (РБМК), водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200), относящееся к классам безопасности 1, 2, 3 по классификации [1] и устанавливает требования к учету фактически выработанного и оценке остаточного ресурса ТТО. Настоящий стандарт не распространяется на грузоподъемные машины и механизмы по правилам [2]. Настоящий стандарт предназначен для применения в составе комплекса стандартов «Учет выработанного ресурса и оценка остаточного ресурса» при эксплуатации блоков атомной станции, в том числе при продлении срока эксплуатации, включая подготовку к выводу из эксплуатации блоков атомных станций
Нормативные ссылки: ГОСТ 27.002;ГОСТ 2999;ГОСТ 7512;ГОСТ 9012;ГОСТ 9013;ГОСТ 9450;ГОСТ 18442 ;ГОСТ 18661;ГОСТ 18895;ГОСТ 22761;ГОСТ 22975;ГОСТ Р 8.748;ГОСТ Р 50.05.02;ГОСТ Р 50.05.03;ГОСТ Р 50.05.04;ГОСТ Р 50.05.07;ГОСТ Р 50.05.08;ГОСТ Р 50.05.09;ГОСТ Р 50.05.11;ГОСТ Р 50.05.18;ГОСТ Р 51321.1;ГОСТ Р 54153;ГОСТ Р 55724;ГОСТ Р 58341.1;ГОСТ Р ИСО 16809
Англ. название: Welded connections of steel grades 10ГН2МФА, 15Х2НМФА of the equipments details and pipelines of nuclear power plants. Requirements to welding, surfacing and heat treatment
Область применения: Настоящий стандарт распространяется на оборудование и трубопроводы классов безопасности 1 и 2 в соответствии с федеральными нормами и правилам [1], предназначенные для атомных энергетических установок и выполненные из сталей марок 10ГН2МФА, 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класса 1 в соответствии с требованиями федеральных норм и правил [2], [3] и правилами и нормами [4]. Настоящий стандарт устанавливает требования к сварке, наплавке и термической обработке сварных соединений и наплавленных поверхностей деталей оборудования и трубопроводов из сталей марок 10ГН2МФА, 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класса 1, в том числе с плакирующим слоем из коррозионностойких хромоникелевых сталей аустенитного класса, а также сварных соединений и наплавленных поверхностей деталей из перечисленных сталей с деталями из сталей марок 22К, 08Х18Н10Т и 06Х12Н3Д (06Х12Н3ДЛ), а также из стали 20 в части приварки патрубков системы управления и защиты (далее - СУЗ) к крышке корпуса реактора из стали марки 15Х2НМФА с наплавленным антикоррозионным покрытием
Нормативные ссылки: ГОСТ 10157;ГОСТ Р ИСО 17659-2009;ГОСТ 2.001-2013;ГОСТ 2246;ГОСТ 23949;ГОСТ Р 50.02.01;ГОСТ 8050;ГОСТ 9087;ГОСТ Р 52222;ГОСТ Р ИСО 857-1-2009;ГОСТ 14771-76;ГОСТ 5264-80
Англ. название: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Terms and definitions
Область применения: Настоящий стандарт устанавливает основные термины с соответствующими определениями, которые применяются во всех документах комплекса стандартов для обоснования прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (АЭУ), на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии