27.120.10 Реакторная техника

Документы классификатора 27.120.10 Реакторная техника:

• 
  Временные нормы расчета на прочность внутрикорпусных устройств ВВЭР
• 
  Изменение в НП-006-98 Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР
• 
  Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора
• 
  Перечень основных и сварочных (наплавочных) материалов, применяемых для изготовления элементов ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем, в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила устройства и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования, трубопроводов и внутрикорпусных устройств ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем" НП-107-21
• 
  ГОСТ 17137-87 - Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения
• 
  ГОСТ 18324-73 - Блоки источников ионизирующих излучений для релейных радиоизотопных приборов. Общие технические условия
• 
  ГОСТ 18696-90 - Генераторы радионуклидные термоэлектрические. Типы и общие технические требования
• 
  ГОСТ 20250-83 - Генераторы радионуклидные термоэлектрические. Правила приемки и методы испытаний
• 
  ГОСТ 20716-75 - Установки радиационно-технологические. Термины и определения
• 
  ГОСТ 21171-80 - Генераторы нейтронов. Типы и параметры
• 
  ГОСТ 22212-85 - Устройства энергетические радионуклидные. Термины и определения
• 
  ГОСТ 22626-77 - Генераторы нейтронов. Общие технические требования
• 
  ГОСТ 22751-77 - Генераторы нейтронов. Метод измерения потока быстрых нейтронов
• 
  ГОСТ 23078-78 - Установки и аппараты опреснительные дистилляционные. Термины и определения
• 
  ГОСТ 23082-78 - Реакторы ядерные. Термины и определения
• 
  ГОСТ 24693-81 - Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе борного регулирования
• 
  ГОСТ 24722-81 - Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением (ВВЭР). Общие технические требования
• 
  ГОСТ 24789-81 - Каналы измерительные системы внутриреакторного контроля ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением. Общие технические требования
• 
  ГОСТ 25437-82 - Источники тепла радионуклидные. Термины и определения
• 
  ГОСТ 25461-82 - Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Требования к методам расчета ядерной безопасности
• 
  ГОСТ 26278-84 - Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Типы и основные параметры
• 
  ГОСТ 26635-85 - Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля
• 
  ГОСТ 26843-86 - Реакторы ядерные энергетические. Общие требования к системе управления и защиты
• 
  ГОСТ 27297-87 - Изделия ядерного приборостроения. Аппаратура контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Общие технические требования и методы испытаний
• 
  ГОСТ 27445-87 - Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования
• 
  ГОСТ 27632-88 - Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Общие технические требования
• 
  ГОСТ 28506-90 - Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов
• 
  ГОСТ 4.477-87 - Система показателей качества продукции. Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Номенклатура показателей
• 
  ГОСТ Р 50088-92 - Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов
• 
  ГОСТ Р 52287-2004 - Вводы электрические в структуре оболочки ядерных энергетических установок
• 
  ГОСТ Р 58341.7-2020 - Транспортно-технологическое оборудование обращения с ядерным топливом атомных станций. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурсов
• 
  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
• 
  ГОСТ Р 59115.1-2021 - Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Термины и определения
• 
  ГОСТ Р 59115.15-2021 - Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на прочность типовых узлов трубопроводов
• 
  ГОСТ Р 59115.16-2021 - Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на прочность разъемных соединений
• 
  ГОСТ Р 59115.17-2021 - Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на прочность перфорированных плит
• 
  ГОСТ Р 59115.7-2021 - Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Прибавки к толщине стенки на сплошную коррозию
• 
  ГОСТ Р 59246-2020 - Турбогенераторы атомных станций. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурсов
• 
  ГОСТ Р 59429-2021 - Устройства внутрикорпусные водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на стадии проектирования
• 
  ГОСТ Р 59430-2021 - Устройства внутрикорпусные водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на постпроектных стадиях
• 
  ГОСТ Р 70415-2022 - Чехлы и штанги приводов системы управления и защиты водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на стадиях проектирования и эксплуатации
• 
  ГОСТ Р 70424-2022 - Внутриреакторные устройства реактора с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. Расчет на прочность на стадии проектирования
• 
  ГОСТ Р 70425-2022 - Внутриреакторные устройства реактора с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. Расчет на прочность на стадии эксплуатации
• 
  ГОСТ Р 70429-2022 - Тепловыделяющие сборки водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на стадии проектирования при действии динамических нагрузок
• 
  ГОСТ Р МЭК 61771-2021 - Проект блочного пункта управления атомных станций. Верификация и валидация
• 
  НП 006-16 - Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР"
• 
  НП 007-17 - Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов
• 
  НП 007-98 - Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов
• 
  НП 009-04 - Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов
• 
  НП 009-17 - Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов"
• 
  НП 009-98 - Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов
• 
  НП 048-03 - Правила ядерной безопасности импульсных исследовательских ядерных реакторов
• 
  НП 049-03 - Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок
• 
  НП 049-17 - Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок"
• 
  НП 052-04 - Правила обеспечения безопасности при временном хранении радиоактивных отходов, образующихся при добыче, переработке и использовании полезных ископаемых
• 
  НП 054-04 - Нормы расчета на прочность элементов оборудования и трубопроводов для судовых атомных паропроизводящих установок с водо-водяными реакторами
• 
  НП 082-07 - Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций
• 
  НП 094-15 - Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Основные требования к обоснованию прочности и термомеханического поведения тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов в активной зоне водо-водяных энергетических реакторов"
• 
  НП 102-17 - Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Основные требования к обоснованию прочности внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР"
• 
  ОСТ 34-37-811-85 - Пусконаладочные работы на атомных станциях с водо-водяными энергетическими реакторами. Техническая документация. Схемы технологические
• 
  ПиН АЭ 5.10-87 - Основания реакторных отделений атомных станций
• 
  ПНАЭ Г-01-036-95 - Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реактором типа ВВЭР
• 
  ПНАЭ Г-1-004-87 - Типовое содержание технического обоснования безопасности реакторной установки
• 
  ПНАЭ Г-1-024-90 - Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций
• 
  ПНАЭ Г-1-028-91 - Требования к программе обеспечения качества для атомных станций
• 
  ПНАЭ Г-5-020-90 - Правила устройства и эксплуатации систем аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного реактора к конечному поглотителю
• 
  Приказ 112 - Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила устройства и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования, трубопроводов и внутрикорпусных устройств ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем" (НП-107-21)
• 
  Приказ 115 - Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Положение о содержании годового отчета по обеспечению безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами, судов атомно-технологического обслуживания и объектов их инфраструктуры"
• 
  Приказ 184 - Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 блока атомной станции для исходных событий, обусловленных внешними воздействиями"
• 
  Приказ 4304 - Об утверждении формы заявления о признании организации пригодной эксплуатировать ядерную установку, радиационный источник (за исключением радиационных источников, содержащих в своем составе только радионуклидные источники четвертой и пятой категорий радиационной опасности) или пункт хранения и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами
• 
  Проект ГОСТ Р - Изменение № 1 к ГОСТ Р 58328-2018 Трубопроводы атомных станций. Концепция "течь перед разрушением"
• 
  Проект ГОСТ Р - Оборудование и трубопроводы реакторных установок с водным теплоносителем плавучих энергоблоков. Испытания давлением
• 
  Проект ГОСТ Р - Оборудование и трубопроводы реакторных установок с водным теплоносителем плавучих энергоблоков. Общие требования к изготовлению и монтажу
• 
  Проект ГОСТ Р - Оборудование и трубопроводы реакторных установок с водным теплоносителем плавучих энергоблоков. Общие требования к конструированию и проектированию
• 
  Проект ГОСТ Р - Тепловыделяющие сборки и тепловыделяющие элементы реакторов с натриевым теплоносителем. Номенклатура и требования к характеристикам конструкционных материалов для расчетов на прочность
• 
  РБ 021-01 - Оценка частоты тяжелого повреждения активной зоны реактора (для внешних исходных событий природного и техногенного характера)
• 
  РБ 021-14 - Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Основные рекомендации к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для блока атомной станции при инициирующих событиях, обусловленных внешними воздействиями природного и техногенного происхождения"
• 
  РБ 021-21 - Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 блока атомной станции для исходных событий, обусловленных внешними воздействиями"
• 
  РБ 033-17 - Сводный план сводного паспорта реализации проектов стратегического направления "Реформа контрольной и надзорной деятельности" в Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору"
• 
  РБ 033-22 - Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации к составу и содержанию отчета по комплексному обследованию судов и других плавсредств с ядерными реакторами и судов атомно-технологического обслуживания при продлении срока их эксплуатации"
• 
  РБ 123-17 - Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Основные рекомендации к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для блока атомной станции при исходных событиях, обусловленных сейсмическими воздействиями
• 
  РД 04-01-2005 - Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции
• 
  РД 05-09-95 - Руководство по рассмотрению отчета об обосновании безопасности промышленного реактора
• 
  РД 50-700-91 - Методические указания. Ускорители заряженных частиц промышленного применения. Общие требования к измерению параметров