Для отображения списка документов выберите категорию из классификатора каталога ГОСТов.
Чтобы отобразить подкатегории классификатора, кликните по иконке со знаком плюс
и дождитесь подгрузки подкатегорий в нижней части экрана.
Если наименование ГОСТа заранее известно, можете воспользоваться формой поиска ниже. Полный перечень ГОСТ в базе (алфавитный порядок)
Англ. название: 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
Англ. название: 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
Англ. название: 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
Англ. название: 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
