Библиотека государственных стандартов

Дата актуализации: 01.01.2024

Обозначение	Дата введения	Статус
ГОСТ Р 53371-2009 Материалы и покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Метод определения коэффициента дезактивации	01.01.2010	действует
Название англ.: Decontaminable protective polymeric material and coating. Method used determine the decontamination coefficient Область применения: Настоящий стандарт распространяется на дезактивируемые защитные полимерные покрытия и полимерные конструкционные материалы. Настоящий стандарт устанавливает метод определения коэффициента дезактивации покрытий и полимерных конструкционных материалов, применяемых в условиях радиоактивного загрязнения альфа-, бета- излучающими нуклидами и обусловленного ими гамма-излучения, основанный на измерении уровней радиоактивного загрязнения образцов до и после дезактивации Нормативные ссылки: ГОСТ Р ИСО 651;ГОСТ Р 51102-97;ГОСТ 12.1.004-91;ГОСТ 12.3.008-75;ГОСТ 12.4.011-89;ГОСТ 83-79;ГОСТ 1770-74;ГОСТ 4234-77;ГОСТ 4461-77;ГОСТ 5556-81;ГОСТ 6507-90;ГОСТ 6709-72;ГОСТ 10007-80;ГОСТ 12026-76;ГОСТ 20286-90;ГОСТ 21241-89;ГОСТ 25146-82;ГОСТ 25336-82;ГОСТ 26412-85;ГОСТ 29169-91;ГОСТ Р 53228
ГОСТ Р 54786-2011 Крепежные изделия для разъемных соединений атомных энергетических установок. Технические условия	01.01.2013	действует
Название англ.: Fastening parts for detachable connections of nuclear power plants. Specifications Область применения: Настоящий стандарт распространяется на крепежные изделия (болты, шпильки, гайки и шайбы) для разъемных соединений оборудования первого и второго контуров (реакторов, парогенераторов, сосудов, теплообменников, корпусов насосов и арматуры), а также - разъемных соединений трубопроводов: - атомных электростанций, атомных теплоэлектростанций, атомных станций теплоснабжения с водо-водяными или водографитовыми реакторами, или с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем; - установок с исследовательскими или опытными реакторами указанных типов, работающих под давлением при температуре от 0 °С до 350 °С и относящихся к группам А, В и С по степени влияния на безопасность атомных станций и к классам безопасности 1-3 по классификации. Настоящий стандарт не распространяется на крепежные изделия для разъемных соединений: - конструкций, содержащих делящиеся материалы или материалы поглотителей и замедлителей; - устройств, расположенных внутри корпусов оборудования и корпусов турбин, трубопроводов; - оборудования и трубопроводов, изготовленных из неметаллических материалов; - на соединительные части технологических каналов реакторов с уплотнением типа «шар по конусу»; - на другие элементы оборудования и трубопроводов, а также на крепежные изделия для разъемных соединений трубопроводов и оборудования атомных электростанций и энергоустановок с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, работающих под давлением при температуре свыше 350 °С Нормативные ссылки: ГОСТ Р 9.316-2006;ГОСТ Р 9.518-2006;ГОСТ Р ИСО 3269-2009;ГОСТ Р ИСО 4759-1-2009;ГОСТ Р ИСО 4759-3-2009;ГОСТ Р ИСО 6157-1-2009;ГОСТ Р ИСО 6157-2-2009;ГОСТ Р 52627-2006;ГОСТ Р 52628-2006;ГОСТ 2.101-68;ГОСТ 2.308-2011;ГОСТ 8.417-2002;ГОСТ 9.014-78;ГОСТ 9.032-74;ГОСТ 9.301-86;ГОСТ 9.302-88;ГОСТ 9.303-84;ГОСТ 9.306-85;ГОСТ 1050-88;ГОСТ 1497-84;ГОСТ 1759.0-87;ГОСТ 1763-68;ГОСТ 2789-73;ГОСТ 2904-91;ГОСТ 4543-71;ГОСТ 4751-73;ГОСТ 5632-72;ГОСТ 5949-75;ГОСТ 6032-2003;ГОСТ 7564-97;ГОСТ 8479-70;ГОСТ 8724-2002;ГОСТ 9012-59;ГОСТ 9013-59;ГОСТ 9064-75;ГОСТ 9065-75;ГОСТ 9066-75;ГОСТ 9150-2002;ГОСТ 9454-78;ГОСТ 9651-84;ГОСТ 10549-80;ГОСТ 11066-74;ГОСТ 11708-82;ГОСТ 12414-94;ГОСТ 14034-74;ГОСТ 16093-2004;ГОСТ 16350-80;ГОСТ 18123-82;ГОСТ 18126-94;ГОСТ 18160-72;ГОСТ 18442-80;ГОСТ 18968-73;ГОСТ 20072-74;ГОСТ 20700-75;ГОСТ 21105-87;ГОСТ 22761-77;ГОСТ 23304-78;ГОСТ 23349-78;ГОСТ 23887-79;ГОСТ 24507-80;ГОСТ 24522-80;ГОСТ 24643-81;ГОСТ 24705-2004;ГОСТ 27148-86
ГОСТ Р 57216-2016 Радиационный контроль. Представление результатов измерений	01.07.2017	действует
Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к составу измерительной информации и правила ее представления при оформлении результатов радиационных измерений. Стандарт разработан с целью обеспечения единообразного представления результатов радиационных измерений в объеме, необходимом для принятия обоснованных управляющих решений в области ядерной и радиационной безопасности Нормативные ссылки: ГОСТ Р 8.736-2011;ГОСТ Р 8.820-2013;ГОСТ 8.638-2013
ГОСТ Р 58328-2018 Трубопроводы атомных станций. Концепция «течь перед разрушением»	01.01.2019	действует
Название англ.: Piping of nuclear power plants. «Leak before break» concept Область применения: Настоящий стандарт устанавливает критерии, определяющие возможность применения концепции «течь перед разрушением» к трубопроводам атомных станций, а также требования к обоснованию применимости этой концепции для трубопроводов контура теплоносителя реактора проектируемых, сооружаемых и действующих атомных станций. Настоящий стандарт распространяется на трубопроводы с водяным теплоносителем (включая сварные соединения приварки трубопроводов к оборудованию), удовлетворяющие следующим условиям: а) наружный диаметр трубопровода не менее 150 мм; б) рабочее давление и рабочая температура в режимах нормальной эксплуатации не ниже 1,9 МПа или не ниже 95 оС, соответственно; в) значение ударной вязкости металла KCV (основного и сварных соединений) на образцах вида V по ГОСТ 9454 при температуре нормальной эксплуатации не менее 80 Дж/см2 в исходном состоянии и/или не менее 60 Дж/см2 на конец срока оценки. Перечень трубопроводов, входящих в состав контура теплоносителя реактора для каждого блока атомной станции, определяет генеральный проектировщик блока с участием главного конструктора реакторной установки. По решению разработчика проекта атомной станции настоящий стандарт может быть использован для обоснования применимости концепции «течь перед разрушением» к трубопроводам, не входящим в контур теплоносителя реактора атомной станции в случае удовлетворения условий пункта 1.2. Положения настоящего стандарта могут распространяться на исследовательские ядерные установки при условии включения требований стандарта в проектную и конструкторскую документацию Нормативные ссылки: ГОСТ 9454;ГОСТ Р 8.563;ГОСТ Р 8.654;ГОСТ Р 8.932;ГОСТ Р 50.04.03;ГОСТ Р 50.04.07;ГОСТ Р 50.05.15;ГОСТ Р 51901.1
ГОСТ Р 58341.1-2019 Элемент блока атомной станции. Порядок управления ресурсом	01.02.2019	действует
Название англ.: Component of nuclear power plant unit. Procedure of life time management Область применения: Настоящий стандарт устанавливает общие положения к процедурам управления ресурсом элемнетов блоков атомных станций на стадии эксплуатации и вывода из эксплуатации. Настоящий стандарт распространяется на элементы атомных станций с реакторными установками типа водо-водяной энергетический реактор, реактор большой мощности канальный, реактор на быстрых нейтронах и энергетический графитовый петлевой реактор Нормативные ссылки: ГОСТ Р 51372;ГОСТ Р МЭК 62342
ГОСТ Р 58341.2-2019 Дизель-генераторные установки атомных станций. Учет фактически выработанного ресурса и оценка остаточного ресурса	01.08.2019	действует
Название англ.: Diesel generators of nuclear power plants. Calculation of actually produced resource and assessment of the remained resource Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к учету фактически выработанного ресурса и оценке остаточного ресурса дизель-генераторных установок атомных станций Нормативные ссылки: ГОСТ 27.002;ГОСТ 1983;ГОСТ 2491;ГОСТ 3698;ГОСТ 3699;ГОСТ 8024;ГОСТ 8039;ГОСТ 8711;ГОСТ 10169;ГОСТ 10264;ГОСТ 10518;ГОСТ 11206;ГОСТ 11828;ГОСТ 12434;ГОСТ 16708;ГОСТ 22557;ГОСТ 23483;ГОСТ 26445;ГОСТ 27905.2;ГОСТ 31349;ГОСТ 31966;ГОСТ ИСО 10816-1;ГОСТ IEC 60034-18-32;ГОСТ IEC/TS 60034-27;ГОСТ IEC/TS 60034-27-2;ГОСТ IEC 60947-5-1;ГОСТ Р 51372;ГОСТ Р 51910;ГОСТ Р 53176;ГОСТ Р 53394-2017;ГОСТ Р 53698;ГОСТ Р 55191;ГОСТ Р 58341.1;ГОСТ Р ИСО 13381-1-2016
ГОСТ Р 58341.3-2019 Форма паспорта, свидетельства об изготовлении, свидетельства о монтаже оборудования и трубопроводов, форма свидетельства о монтаже локализующих систем безопасности (элементов локализующих систем безопасности) блока атомной станции. Структура и содержание	01.02.2020	действует
Название англ.: Form of passport, certificate of production, certificate of equipment installation and pipelines, the form of the certificate of installation of localizing safety systems, elements of localizing safety systems of nuclear power plant. The structure and content Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к структуре и содержанию паспорта (кроме арматуры), свидетельства об изготовлении, свидетельства о монтаже оборудования и трубопроводов, свидетельства о монтаже локализующих систем безопасности (элементов локализующих систем безопасности) блока атомной станции с реакторными установками типа водо-водяного энергетического реактора, реактора большой мощности канального, реактора на быстрых нейтронах и энергетического гетерогенного петлевого реактора, для которых установлены требования в [1], [2], [3], [4], [5], [6] Нормативные ссылки: ГОСТ Р 58341.1
ГОСТ Р 58341.4-2020 Трубопровод, сосуд, насос блока атомной станции. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурса	01.01.2021	действует
Название англ.: Pipeline, a pressure vessel, a pump unit of a nuclear power plant. Accounting actually worked out and assessment of the residual resource Область применения: Настоящий стандарт распространяются на оборудование и трубопровод блоков атомной станции, попадающие под действие [1], и устанавливает требования к учету выработанного и оценки остаточного ресурса. Требования настоящего стандарта не распространяются на: - оборудование и трубопровод, облучаемые потоком нейтронов флюенсом более 1022 нейтр/м2 (с энергией более или равной 0,1 МэВ); - оборудование (трубопровод), эксплуатирующееся при температуре, при которой необходимо учитывать ползучесть характеристики длительной прочности, пластичности и ползучести; - оборудование (трубопровод), работающие в контакте с жидкометаллическим теплоносителем. Настоящий стандарт предназначен для применения в составе комплекса стандартов «Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурса» при эксплуатации блоков атомной станции и устанавливает требования к учету выработанного и оценке остаточного ресурса трубопровода, сосуда, насоса, в том числе при продлении проектного срока эксплуатации (службы), эксплуатации, при подготовке к выводу из эксплуатации блока атомной станции Нормативные ссылки: ГОСТ Р 58341.1
ГОСТ Р 58341.5-2020 Кабельные изделия для атомных станций. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурса	01.02.2021	действует
Название англ.: Сable items for nuclear power plants. Accounting of actually worked out and assessment of residual resource Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к учету фактически выработанного ресурса и оценке остаточного ресурса кабельных изделий, в том числе распространяется на низковольтные кабели и провода напряжением не выше 1000 В, силовые кабели напряжением 6 и 10 кВ, а также на электрические соединители, кабельные муфты и проходки (гермопроходки) атомных станций с водо-водяными энергетическими реакторами, реакторами большой мощности канальными, энергетическими гетерогенными петлевыми реакторами, реакторами на быстрых нейтронах и водо-водяными реакторами плавучей атомной теплоэлектростанции. Настоящий стандарт предназначен для применения в составе комплекса стандартов «Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурса» при эксплуатации блоков атомной станции, в том числе при подготовке к выводу из эксплуатации и при продлении срока эксплуатации блоков атомных станций Нормативные ссылки: ГОСТ 15845-80;ГОСТ 31565;ГОСТ 31996;ГОСТ Р 55025;ГОСТ Р 58341.1
ГОСТ Р 58341.7-2020 Транспортно-технологическое оборудование обращения с ядерным топливом атомных станций. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурсов	01.03.2021	действует
Название англ.: 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