Библиотека государственных стандартов

Дата актуализации: 01.01.2024

Обозначение	Дата введения	Статус
ГОСТ 24693-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе борного регулирования	01.07.1982	действует
Название англ.: Nuclear power vessel-encapsulaled, water-pressurized reactors. General requirements to boric regularitic system Область применения: Настоящий стандарт распространяется на систему борного регулирования ядерного энергетического корпусного реактора с водой под давлением типа ВВЭР для атомных электростанций и атомных теплоэлектроцентралей и устанавливает общие требования к системе борного регулирования. Настоящий стандарт не распространяется на системы аварийного ввода бора и аварийного охлаждения активных зон реактора типа ВВЭР Нормативные ссылки: ГОСТ 20942-75;ОПБ-82;ПБЯ-04-74
ГОСТ 24727-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе компенсации давления теплоносителя	01.07.1982	отменён
Название англ.: Nuclear power vessel-encapsulated, pressurized-water reactor. General requirements to coolant pressuriziug system Нормативные ссылки: ГОСТ 8.401-80;ГОСТ 9.104-49;ГОСТ 15157-69
ГОСТ 26280-84 Режим атомных электростанций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Показатели качества воды вспомогательных систем	01.01.1986	действует
Название англ.: Operating conditions of water chemistry of nuclear power plants with power boiling reactors. Characteristics of the auxiliary system water quality Область применения: Настоящий стандарт устанавливает показатели качества воды вспомогательных систем атомных электростанций с кипящими реакторами большой мощности с целью обеспечения коррозионной стойкости конструкционных материалов
ГОСТ 26344.0-84 Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения	01.01.1986	действует
Название англ.: Nuclear instrumentation for nuclear power stations. Basic principles Область применения: Настоящий стандарт распространяется на аппаратуру ядерного приборостроения (ЯП), используемую для контроля, управления и защиты ядерных реакторов и контроля радиационной безопасности на атомных станциях (АС), и устанавливает состав, выполняемые функции, общие характеристики аппаратуры ЯП для АС, а также состав и структуру комплекса стандартов, распространяющихся на аппаратуру ЯП для АС, и его связь с другими системами стандартов, с подчиненной нормативно-технической документацией Нормативные ссылки: ГОСТ 4.59-79;ГОСТ 26.001-80;ГОСТ 26.002-81;ГОСТ 26.011-80;ГОСТ 26.013-81;ГОСТ 26.014-81;ГОСТ 12997-84;ГОСТ 15484-81;ОПБ-88;ОСП-72/87
ГОСТ Р 50088-92 Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов	01.07.1993	действует
Название англ.: 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 Нормативные ссылки: ОПБ-88;ПБЯ РУАЭС-89