| Обозначение | Дата введения | Статус |
  ГОСТ 26843-86 Реакторы ядерные энергетические. Общие требования к системе управления и защиты | 01.07.1987 | действует |
Название англ.: 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 Нормативные ссылки:  ГОСТ 8.103-73;ГОСТ 2.601-68;ГОСТ 8.002-71;ГОСТ 8.326-78 |
| ГОСТ 27297-87 Изделия ядерного приборостроения. Аппаратура контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Общие технические требования и методы испытаний | 01.01.1988 | действует |
| Название англ.: 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 Нормативные ссылки: ГОСТ 12997-84;ГОСТ 26874-86 |
| ГОСТ 27445-87 Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования | 01.01.1989 | действует |
| Название англ.: 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 Нормативные ссылки: СТ СЭВ 6633-89, IEC 60231;ГОСТ 8.207-76;ГОСТ 8.326-78;ГОСТ 8.355-79;ГОСТ 8.437-81;ГОСТ 8.438-81;ГОСТ 12.2.007-75;ГОСТ 12997-84;ГОСТ 14642-69;ГОСТ 17355-71;ГОСТ 21786-76;ГОСТ 21829-76;ГОСТ 23000-78;СТ СЭВ 382-76;СТ СЭВ 2437-70 |
| ГОСТ 27632-88 Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Общие технические требования | 01.01.1989 | действует |
| Название англ.: 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 Нормативные ссылки: ГОСТ 9.032-74;ГОСТ 9.104-79;ГОСТ 9.301-86;ГОСТ 12.1.003-83;ГОСТ 12.1.004-90;ГОСТ 12.1.005-88;ГОСТ 12.1.006-84;ГОСТ 12.1.010-76;ГОСТ 12.1.019-79;ГОСТ 12.1.045-84;ГОСТ 12.2.003-91;ГОСТ 12.2.007.0-75;ГОСТ 12.2.049-80;ГОСТ 12.2.061-81;ГОСТ 12.2064-81;ГОСТ 12.4.026-76;ГОСТ 12.4.040-78;ГОСТ 14.201-83;ГОСТ 6697-83;ГОСТ 10434-82;ГОСТ 12997-84;ГОСТ 15150-69;ГОСТ 15543-70;ГОСТ 17516.1-90;ГОСТ 17925-72;ГОСТ 21128-83;ГОСТ 22491-87;ГОСТ 23000-78;ГОСТ 23090-78;ГОСТ 23216-78;ГОСТ 23660-79;ГОСТ 26278-84;ГОСТ 26656-85 |
| ГОСТ 28506-90 Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов | 01.07.1991 | действует |
| Название англ.: 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 Нормативные ссылки: ОСТ 95 866-81, ГОСТ 23082-78;НРБ-76/87;ОСП-72/87;ПБЯ-04-74 |
| 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 |
| ГОСТ Р 52287-2004 Вводы электрические в структуре оболочки ядерных энергетических установок | 01.07.2005 | действует |
| Название англ.: 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 Нормативные ссылки: IEC 60772(1983), ГОСТ 1516.1-76;ГОСТ 1516.2-97;ГОСТ 8024-90;ГОСТ 22483-77;ГОСТ 27514-87;ГОСТ 28249-93;ГОСТ 30247.0-94 |
| 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 |
| ГОСТ Р 58721-2019 Соединения сварные из сталей марок 10гн2мфа, 15х2нмфа деталей оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Требования к сварке, наплавке и термической обработке | 01.04.2020 | действует |
| Название англ.: 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 |
| ГОСТ Р 59115.1-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Термины и определения | 01.01.2022 | действует |
| Название англ.: 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 |