| Обозначение | Дата введения | Статус |
   ГОСТ 27297-87 Изделия ядерного приборостроения. Аппаратура контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Общие технические требования и методы испытаний | 01.01.1988 | введен впервые |
| Область применения: 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 твэлов, 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. |
| ГОСТ 27445-87 Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования | 01.01.1989 | введен впервые |
| Область применения: Стандарт распространяется на системы и входящие в них технические средства, предназначенные для контроля нейтронного потока ядерных корпусных энергетических и исследовательских реакторов и критических сборок. |
| ГОСТ 27632-88 Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Общие технические требования | 01.01.1989 | введен впервые |
| Область применения: Стандарт распространяется на ускорители заряженных частиц промышленного применения и устанавливает общие технические требования. |
| ГОСТ 28506-90 Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов | 01.07.1991 | действует |
| Область применения: Стандарт распространяется на тепловыделяющие сборки (ТВС) 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. Заменяет собой: |
| ГОСТ Р 50088-92 Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов | 01.07.1993 | введен впервые |
| Область применения: 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. |
| ГОСТ Р 52287-2004 Вводы электрические в структуре оболочки ядерных энергетических установок | 01.07.2005 | введен впервые |
| Область применения: 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.
Стандарт устанавливает требования к проектированию, конструированию, испытаниям и монтажу вводов в оболчке, которые не являются частью первичной герметичной оболочки энергетических установок. |
| 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 | введен впервые |
| Область применения: Стандарт распространяется на оборудование и трубопроводы классов безопасности 1 и 2 в соответствии с федеральными нормами и правилами, 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.
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 коррозионно-стойких 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 (СУЗ) к крышке корпуса реактора из стали марки 15Х2НМФА с наплавленным антикоррозионным покрытием.
Стандарт предназначен для использования при изготовлении, монтаже и эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. |
| НП 007-17 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов | 14.10.2017 | взамен |
| Область применения: Правила устанавливают требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора, реализуемые при эксплуатации и выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора, а также к отчету по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора. |
| НП 007-98 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов | 01.07.1999 | заменен |
| Область применения: Регламентируют общие принципы и требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов, требования к обеспечению безопасности, реализуемые при подготовке к выводу из эксплуатации промышленных реакторов и на стадии проектирования вывода из эксплуатации промышленных реакторов, а также требования к обеспечению безопасности, реализуемые при выводе из эксплуатации промышленных реакторов.
Распространяются на вывод из эксплуатации проектируемых, сооружаемых, эксплуатируемых и остановленных промышленных реакторов - ядерных установок, предназначенных для промышленных производства в полях нейтронного и других видов облучения новых ядерных материалов и радиоактивных веществ, независимо от их типа и проектного назначения. |
| НП 009-04 Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов | 01.07.2005 | утратил силу |
| Область применения: Правила устанавливают требования к конструкции реактора и техническому исполнению систем и элементов, важных для безопасности ИР, а также к организационно-техническим мероприятиям по обеспечению ядерной безопасности ИР. Заменяет собой: |