| Обозначение | Дата введения | Статус |
  ГОСТ Р 8.565-96 Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения | 01.01.1997 | заменён |
Название англ.: State system for ensuring the uniformity of measurements. Metrological ensuring of atomic power stations exploitation. General principles Область применения: Настоящий стандарт распространяется на атомные станции (АС) и устанавливает основные положения и требования, относящиеся к метрологическому обеспечению их эксплуатации. Положения и требования настоящего стандарта подлежат применению находящимися на территории Российской Федерации АС, а также организациями и предприятиями, разрабатывающими и проектирующими АС, предприятиями, изготовляющими оборудование и другие технические системы, используемые на АС, их организационное, методическое и программное обеспечение, проводящими сертификационные испытания такого оборудования и систем Нормативные ссылки:  ГОСТ Р 8.565-2014, ГОСТ 25804.1-83;ГОСТ 25804.2-83;ГОСТ 25804.3-83;ГОСТ 25804.4-83;ГОСТ 25804.5-83;ГОСТ 25804.6-83;ГОСТ 25804.7-83;ГОСТ 25804.8-83 |
| ГОСТ Р 50746-95 Совместимость технических средств электромагнитная. Технические средства для атомных станций. Технические требования и методы испытаний | 01.01.1996 | заменён |
| Название англ.: Electromagnetic compatibility of technical equipment. Technical equipment for nuclear power plants. Technical requirements and test methods Область применения: Настоящий стандарт распространяется на электротехнические изделия, оборудование и аппаратуру, содержащие электронные схемы (компоненты) и реле, на радиотехнические и электронные изделия, оборудование и аппаратуру (далее в тексте - технические средства), поставляемые на атомные станции, а также на ядерно- и/или радиационно опасные объекты народнохозяйственного назначения. Стандарт устанавливает требования к техническим средствам, поставляемым на атомные станции и ядерно- и/или радиационно опасные объекты (ТС АС-ЯРО), по обеспечению электромагнитной совместимости, включая требования устойчивости к электромагнитным помехам и нормы создаваемых индустриальных радиопомех, а также соответствующие методы испытаний Нормативные ссылки: ГОСТ Р 50746-2000, IEC 60801-2(1984);IEC 60801-3;IEC 60801-4;IEC 61000-4-1;IEC 61000-4-8;IEC 61000-4-9;IEC 61000-4-11;ГОСТ 11001-80;ГОСТ 14777-76;ГОСТ 15150-69;ГОСТ 16504-81;ГОСТ 16842-82;ГОСТ 29037-91;ГОСТ 29075-91;ГОСТ 29156-91;ГОСТ 21191-91;ГОСТ 29216-91;ГОСТ Р 50007-92;ГОСТ Р 50008-92;ГОСТ Р 50033-92;ГОСТ Р 50397-92;ГОСТ Р 50627-93;ГОСТ Р 50648-94;ГОСТ Р 50649-94 |
| ГОСТ Р 50773-95 Покрытия полимерные защитные для улучшения радиационной обстановки. Методы определения коэффициента дезактивации и времени защитного действия | 01.01.1996 | действует |
| Название англ.: Polymer protective coatings for the improvement of radiative situation. Methods used to determine the decontamination coefficient and time of protective action Область применения: Настоящий стандарт распространяется на дезактивирующие, изолирующие, локализирующие и локализирующие пылеподавляющие защитные полимерные покрытия, предназначенные для улучшения радиационной обстановки в условиях эксплуатации атомных электростанций, радиохимических производств, стационарных и транспортируемых атомных энергетических установок, а также при проведении ремонтных и аварийных работ на объектах атомной техники Нормативные ссылки: ГОСТ 12.1.004-91;ГОСТ 12.3.008-75;ГОСТ 12.4.011-89;ГОСТ 1770-74;ГОСТ 2789-73;ГОСТ 3118-77;ГОСТ 4220-75;ГОСТ 4234-77;ГОСТ 4328-77;ГОСТ 4461-77;ГОСТ 5632-72;ГОСТ 6507-90;ГОСТ 6709-72;ГОСТ 8736-85;ГОСТ 9412-93;ГОСТ 11109-90;ГОСТ 12026-76;ГОСТ 17299-78;ГОСТ 21241-89;ГОСТ 23932-90;ГОСТ 24363-80;ГОСТ 25146-82;ГОСТ 25336-82;ГОСТ 26412-85;ГОСТ 27708-88;ГОСТ 28498-90;ГОСТ 29227-91;МИ 1317-86;ТУ 25-1819.0021-90;ТУ 25-1894.003-90;ТУ 38.1051835-88;ТУ 95.477-83;НРБ-76/87;ОСП-72/87 |
| ГОСТ Р 51102-97 Покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Общие технические требования | 01.07.1998 | действует |
| Название англ.: Decontaminable protective polymeric coatings. General technical requirements Область применения: Настоящий стандарт распространяется на дезактивируемые защитные полимерные лакокрасочные покрытия. Покрытия предназначены для защиты различных поверхностей помещений (стен, потолков, полов) и вспомогательного оборудования, находящихся в зоне строгого режима атомных электростанций (АЭС), атомных станций теплоснабжения (АСТ), атомных тепловых электроцентралей (АТЭЦ) с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) и кипящими реакторами большой мощности и радиохимических производств. Стандарт устанавливает общие технические требования, предъявляемые к покрытиям. В стандарте изложены требования к качеству покрытий, обеспечивающих радиационную и пожарную безопасность помещений и вспомогательного оборудования, находящихся в зоне строгого режима АЭС, АСТ, АТЭЦ с ВВЭР и кипящими реакторами большой мощности и радиохимических производств Нормативные ссылки: ГОСТ 9.403;ГОСТ 9.407;ГОСТ 9.706;ГОСТ 12.1.005;ГОСТ 12.1.044;ГОСТ 12.3.016;ГОСТ 12.4.011;ГОСТ 12.4.021;ГОСТ 4765-73;ГОСТ 5233-89;ГОСТ 6806;ГОСТ 11529;ГОСТ 18299;ГОСТ 19007;ГОСТ 27708;ГОСТ 27890 |
| ГОСТ Р 51882-2002 Изделия теплоизоляционные радиационно-стойкие для атомных станций. Общие технические требования | 01.01.2003 | действует |
| Название англ.: Heat-insulating radioactivity resistant products for atomic power stations. General technical requirements Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к радиационно-стойким теплоизоляционным изделиям, предназначенным для изоляции поверхностей оборудования (кроме корпуса реактора) и трубопроводов с температурой рабочей среды до 350 град. С, находящихся в зоне контролируемого доступа на атомных станциях. Стандарт не распространяется на изделия для изоляции оборудования и трубопроводов атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах Нормативные ссылки: ГОСТ 12.1.005-88;ГОСТ 12.2.007.0-75;ГОСТ 12.4.011-89;ГОСТ 12.4.124-83;ГОСТ 7076-99;ГОСТ 16381-77;ГОСТ 17177-94;ГОСТ 25645.331-91;ГОСТ 25880-83;ГОСТ 30244-94;ГОСТ Р 51102-97;СНиП 2.04.14-88 |
| ГОСТ Р 52153-2003 Боксы радиационно-защитные. Общие технические условия | 01.01.2005 | действует |
| Название англ.: Radiation-protective boxes. General specifications Область применения: Настоящий стандарт распространяется на следующие радиационно-защитные металлические боксы: - с перчатками; - с перчатками и защитными плитами; - с копирующими манипуляторами; - со шпаговыми манипуляторами. Стандарт не распространяется на боксы, установленные на передвижных объектах Нормативные ссылки: ГОСТ 2.102-68;ГОСТ 2.601-95;ГОСТ 9.032-74;ГОСТ 9.104-79;ГОСТ 12.1.007-76;ГОСТ 12.2.003-91;ГОСТ 12.2.007.0-75;ГОСТ 27.002-89;ГОСТ 27.003-90;ГОСТ 380-94;ГОСТ 2789-73;ГОСТ 3514-94;ГОСТ 4751-73;ГОСТ 5264-80;ГОСТ 5582-75;ГОСТ 5632-72;ГОСТ 5727-88;ГОСТ 6032-89;ГОСТ 7350-77;ГОСТ 9825-73;ГОСТ 12971-67;ГОСТ 13716-73;ГОСТ 14192-96;ГОСТ 14771-76;ГОСТ 15150-69;ГОСТ 16037-80;ГОСТ 16523-97;ГОСТ 16950-81;ГОСТ 17925-72;ГОСТ 19904-90;ГОСТ 20286-90;ГОСТ 21130-75;ГОСТ 21752-76;ГОСТ 21753-76;ГОСТ 23170-78;ГОСТ 23660-79;ГОСТ 28164-89;ГОСТ Р 12.4.026-2001;ГОСТ Р 12.4.204-99 |
| ГОСТ Р 52761-2007 Транспортные упаковочные комплекты для радиоактивных материалов. Виды и порядок проведения испытаний, правила приемки | 01.01.2008 | действует |
| Название англ.: Transport packagings for radioactive materials. Types and procedure of tests, acceptance requlations Область применения: Настоящий стандарт распространяется на испытания и приемку транспортных упаковочных комплектов (ТУК), предназначенных для радиоактивных материалов. Настоящий стандарт не распространяется на испытания упаковок, имитирующие нормальные и аварийные условия перевозки, проводимые в соответствии с требованиями российских и международных правил безопасной перевозки радиоактивных материалов, а также на сертификационные испытания ТУК, проводимые в соответствии с документами по сертификации. Испытания упаковок, проводят на стадии предварительных или приемочных испытаний ТУК (если иное не определено конструкторской документацией), а сертификационные испытания - на стадии, определенной конструкторской документацией или нормативными документами по сертификации |
| ГОСТ Р 53370-2009 Покрытия полимерные защитные снимаемые для радиационно-защитных камер и боксов. Требования к технологическому процессу | 01.01.2010 | действует |
| Название англ.: Removable protective polymeric covering for radiation protective rooms and box-like premises. Improvement of radioactivity situation. Technological requirements Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к технологическому процессу изоляции, дезактивации, локализации и пылеподавления внутренних поверхностей радиационно-защитных камер и боксов, используемых в атомной энергетике, на предприятиях ядерно-топливного цикла и исследовательских лабораториях, с помощью снимаемых защитных полимерных покрытий: изолирующих, дезактивирующих, локализирующих и локализирующих пылеподавляющих покрытий, применяемых для улучшения радиационной обстановки Нормативные ссылки: ГОСТ 3;ГОСТ 4.54;ГОСТ 12.1.004;ГОСТ 12.1.005;ГОСТ 12.1.016;ГОСТ 12.1.044;ГОСТ 12.3.005;ГОСТ 12.4.009;ГОСТ 12.4.011;ГОСТ 12.4.021;ГОСТ 12.4.066;ГОСТ 12.4.296-2015;ГОСТ 5632;ГОСТ 6507;ГОСТ 9070;ГОСТ 10597;ГОСТ 16950;ГОСТ 19465;ГОСТ 20286;ГОСТ 20558;ГОСТ 23309;ГОСТ 27002;ГОСТ 27891;ГОСТ 30244;ГОСТ Р 51037 |
| 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 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 58410-2019 Сорбенты иодные угольные для ядерных установок. Метод определения индекса сорбционной способности | 01.08.2019 | действует |
| Название англ.: Iodine charcoal sorbents for nuclear facilities. Method for defining sorption capacity index Область применения: Настоящий стандарт распространяется: - на иодные сорбенты для атомных электростанций, ядерных установок, исследовательских и других ядерных реакторов; - иодные сорбенты для лабораторий, включая ядерную медицину; - иодные сорбенты для пробоотборного оборудования на пробоотборных линиях. Настоящий стандарт разработан для производителей иодных сорбентов и работающих с этими сорбентами эксплуатирующих организаций и описывает измерения реальной эффективности сорбентов и их сорбционной способности в отношении радиоактивного иода. Настоящий стандарт распространяется на гранулированные и дробленые иодные сорбенты на основе активированного угля, использующиеся для улавливания газообразного радиоактивного иода и его соединений. Настоящий стандарт устанавливает метод и условия определения индекса сорбционной способности в лабораторных условиях Нормативные ссылки: ISO 18417:2017, ГОСТ Р 54443 |
| ГОСТ Р 59115.11-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Поверочный расчет на постпроектных стадиях | 01.01.2022 | действует |
| Название англ.: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Verification calculation at post- project stages Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению поверочного расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии [1]. Настоящий стандарт предназначен для применения при обосновании прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок на следующих постпроектных стадиях: изготовление, монтаж, эксплуатация и капитальный ремонт Нормативные ссылки: ГОСТ Р 58328;ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2;ГОСТ Р 59115.3;ГОСТ Р 59115.4;ГОСТ Р 59115.7;ГОСТ Р 59115.9;ГОСТ Р 59115.12;ГОСТ Р 59115.14;ГОСТ Р 59115.15 |
| ГОСТ Р 59115.13-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Поверочный расчет для стадии вывода из эксплуатации атомных энергетических установок | 01.01.2022 | действует |
| Название англ.: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Confirmatory analysis for nuclear power plant decommissioning Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению поверочного расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии [1]. Настоящий стандарт предназначен для применения при обосновании прочности оборудования и трубопроводов при подготовке к выводу из эксплуатации атомных энергетических установок Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2;ГОСТ Р 59115.3;ГОСТ Р 59115.7;ГОСТ Р 59115.9;ГОСТ Р 59115.11 |
| ГОСТ Р 59115.14-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора | 01.01.2022 | действует |
| Название англ.: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Strength assessment of pressure water reactor vessel Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов, изготовленных из сталей ферритного класса для проектируемых и строящихся атомных энергетических установок, а также корпусов водо-водяных энергетических реакторов, находящихся в эксплуатации (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ), в том числе прошедших отжиг Нормативные ссылки: ГОСТ Р 50.05.12-2018;ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.6 |
| ГОСТ Р 59115.18-2022 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на прочность при гидравлических ударах | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Strength analysis under water hammering Область применения: Настоящий стандарт устанавливает методические рекомендации по учету в расчетах на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии [1], гидравлических ударов вследствие срабатывания запорной, отсечной, предохранительной и обратной арматуры в трубопроводах с водным теплоносителем Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2;ГОСТ Р 59115.9;ГОСТ Р 59115.11;ГОСТ Р 59115.13 |
| ГОСТ Р 59115.19-2022 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Применение метода конечных элементов при расчете на прочность | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear powe rinstallations. Application of finite element method for strength assessment Область применения: Настоящий стандарт устанавливает методические рекомендации по применению метода конечных элементов при обосновании прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии Нормативные ссылки: ГОСТ Р 57188;ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.8-2021;ГОСТ Р 59115.9-2021;ГОСТ Р 59115.14 |
| ГОСТ Р 59390-2021 Автоматизированные системы управления технологическими процессами атомных станций. Термины и определения | 01.12.2021 | действует |
| Название англ.: Automated control systems of technological processes for nuclear power plants. Terms and definitions Область применения: Настоящий стандарт устанавливает терминологию, относящуюся к таким понятиям, как система, процесс, модель, жизненный цикл и его типовые процессы, а также к проектной и конструкторской деятельности, архитектуре и функционированию систем контроля и управления (СКУ), участию человека при проектировании автоматизированных систем управления технологическими процессами. Термины, установленные настоящим стандартом, предназначены для применения во всех видах документации и литературы (по данной научно-технической отрасли), входящих в сферу работ по стандартизации и (или) использующих результаты этих работ |
| ГОСТ Р 59410-2021 Комплекс электрооборудования и приводы систем управления и защиты атомных станций. Учет фактически выработанного и оценка остаточного ресурса | 15.06.2021 | действует |
| Название англ.: Complex of electrical equipment and drives of control and safety systems of nuclear power plants. Accounting for actually worked out and estimation of residual resource Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к учету фактически выработанного ресурса и оценке остаточного ресурса комплексов электрооборудования и приводов систем управления и защиты атомных станций. Настоящий стандарт распространяется на комплексы электрооборудования и приводы систем управления и защиты атомных станций с водо-водяными энергетическими реакторами, канальными реакторами большой мощности, энергетическими гетерогенными петлевыми реакторами и реакторами на быстрых нейтронах, включенные в программу управления ресурсом оборудования и трубопроводов блока атомной станции. 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 продлении срока эксплуатации (службы), эксплуатации при подготовке к выводу из эксплуатации блоков атомных станций Нормативные ссылки: ГОСТ 27.003;ГОСТ 3484.3;ГОСТ 11828-86;ГОСТ 19264-82;ГОСТ 24054-80;ГОСТ 24979-81;ГОСТ 25804.4-83;ГОСТ 25804.8-83;ГОСТ 25862-83;ГОСТ 26843-86;ГОСТ IEC 60934;ГОСТ Р 51901.16;ГОСТ Р 52931;ГОСТ Р 58341.1 |
| ГОСТ Р 59968-2021 Радиоактивные отходы атомных станций. Определение радиационных характеристик для передачи на захоронение | 01.03.2022 | действует |
| Название англ.: Radiactive waste produced by nuclear power plants. Radiation characteristics determination for transfer to disposal Область применения: Настоящий стандарт распространяется на радиоактивные отходы, образующиеся на атомных станциях с реакторными установками различного типа в условиях их нормальной эксплуатации, отклонений от нормальной эксплуатации, вывода из эксплуатации, и устанавливает принципы, критерии и процедуру определения перечня контролируемых в радиоактивных отходах атомных станций радионуклидов, требования к организации и проведению контроля радиационных характеристик радиоактивных отходов атомных станций для передачи на захоронение, порядок определения категории и класса радиоактивных отходов для передачи на захоронение. Настоящий стандарт предназначен для применения эксплуатирующими, проектными, научными организациями, а также специализированными организациями, выполняющими работы и (или) оказывающими услуги эксплуатирующим организациям по обращению с образу-ющимися и накопленными радиоактивными отходами, при определении радиационных характеристик радиоактивных отходов атомных станций для передачи на захоронение национальному оператору по обращению с радиоактивными отходами в соответствии с [1] Нормативные ссылки: ГОСТ 8.638;ГОСТ 26874;ГОСТ 28271;ГОСТ Р ИСО 9000 |
| ГОСТ Р 70414-2022 Конструкции опорные корпуса водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Supporting structures for water-water energetic reactor vessel. Strength assessment Область применения: Настоящий стандарт распространяется на опорные конструкции, изготовленные из материалов ферритного класса (углеродистые стали и их сварные швы), и устанавливает требования к их расчету на прочность по критериям исключения хрупкого и усталостного разрушения. Настоящий стандарт предназначен для расчетов на прочность опорных конструкций корпусов водо-водяных энергетических реакторов, проводимых на стадиях их проектирования и эксплуатации Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2;ГОСТ Р 59115.3;ГОСТ Р 59115.9-2021 |
| ГОСТ Р 70418-2022 Трубные и кабельные проходки атомных станций. Расчет на прочность на стадии проектирования | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Tube and cable penetrant of nuclear plants. Strength verification analysis at the design stage Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к расчету на прочность на стадии проектирования трубных и кабельных проходок атомных станций, работающих при температурах, не вызывающих ползучесть, и подпадающих под действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии [1]. Настоящий стандарт может быть применен при проведении расчетов на прочность негерметичных проходок атомных станций Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2;ГОСТ Р 59115.3;ГОСТ Р 59115.5;ГОСТ Р 59115.8;ГОСТ Р 59115.9-2021 |
| ГОСТ Р 70422-2022 Металлоконструкции РБМК-1000. Расчет на прочность при выводе блока атомной станции из эксплуатации | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Metal structures of RBMK-1000. Strength calculation during decommissioning of a nuclear power plant unit Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению поверочного расчета на прочность металлоконструкций РБМК-1000 для стадии вывода блока атомной станции из эксплуатации. Настоящий стандарт распространяется на металлоконструкции РБМК-1000 схем «Е», «ОР», «С», «Д», «КЖ» и «Л» и их элементов, включая сварные соединения и катковые опоры Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.9;ГОСТ Р 59115.11 |
| ГОСТ Р 70423-2022 Технологические каналы канального реактора большой мощности. Расчет на прочность на стадии эксплуатации блоков атомных станций | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Technological channels of a high-power channel reactor. Strength calculation at the stage of operation of nuclear power plants Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению расчетов на прочность технологических каналов реактора большой мощности канального, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. Настоящий стандарт преднзначен для применения при обосновании прочности нижней, средней и верхней частей технологических каналов на стадии эксплуатации блоков атомных станций Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 59115.2-2021;ГОСТ Р 59115.3-2021;ГОСТ Р 59115.4-2021;ГОСТ Р 59115.7;ГОСТ Р 59115.9-2021;ГОСТ Р 59115.10-2021;ГОСТ Р 59115.11-2021 |
| ГОСТ Р 70429-2022 Тепловыделяющие сборки водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на стадии проектирования при действии динамических нагрузок | 01.02.2023 | действует |
| Название англ.: Fuel assemblies of the water-water power reactor. Rules for dynamic strength analysis at the design stage Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению расчетов на прочность тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов при действии динамических нагрузок. Настоящий стандарт предназначен для применения при обосновании прочности тепловыделяющих сборок в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии [1] на стадии проектирования Нормативные ссылки: ГОСТ Р 59115.1;ГОСТ Р 70428;ГОСТ Р 70430 |
| ГОСТ Р МЭК 60709-2011 Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Разделение | 01.01.2012 | действует |
| Название англ.: Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important for safety. Separation Область применения: Настоящий стандарт применяется к системам контроля и управления атомных станций и их кабельным сетям, которые являются важными для безопасности, как это определено в руководстве по безопасности МАГАТЭ NS-G-1.3. Настоящий стандарт также применяется к временным установкам, являющимся частью таких систем контроля и управления, важных для безопасности (например, к дополнительному оборудованию для проведения пусковых испытаний и экспериментов). Настоящий стандарт применяется к системам контроля и управления новых атомных станций, а также к системам контроля и управления модернизируемых, реконструируемых или действующих атомных станций. Для действующих атомных станций используется сокращенный набор требований, причем объем этих требований необходимо установить в начале каждого проекта Нормативные ссылки: IEC 60709(2004), IEC 60332;IEC 60964;IEC 61000;IEC 61000-6-5;IEC 61226;IEC 61513;IEC 62096;IAEA Safety Guide NS-G-1.3 |
| ГОСТ Р МЭК 60880-2010 Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Программное обеспечение компьютерных систем, выполняющих функции категории А | 01.01.2012 | действует |
| Название англ.: Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Software aspects for computer-based systemsperforming category A functions Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к компьютерным системам контроля и управления атомных электростанций, выполняющим функции категории А, определенные в МЭК 61226. В соответствии с определением, приведенным в МЭК 61513, системы контроля и управления класса безопасности 1 предназначены, главным образом, для поддержания функций категории А, однако они могут также поддерживать функции более низких категорий. Тем не менее, требования к системе всегда определяются выполняемыми функциями наивысших категорий. Для программного обеспечения систем контроля и управления, выполняющих на АЭС функции только категорий В и С, в соответствии с определениями МЭК 61226 применяют требования и рекомендации МЭК 62138. Цель требований настоящего стандарта состоит в разработке программного обеспечения высокой степени надежности. Требования настоящего стандарта относятся к каждому этапу разработки программного обеспечения и документации, включая спецификацию требований, проектирование, разработку, верификацию, валидацию и эксплуатацию. В основу этих требований при разработке положены следующие принципы: - наилучшая установившаяся практика; - методы проектирования сверху вниз; - модульность; - верификация на каждом этапе; - четкая документация; - легко проверяемая документация; - валидационные тестирования Нормативные ссылки: IEC 60880(2006), ISO/IEC 9126;IEC 60671;IEC 61069-2(1993);IEC 61226;IEC 61508-4;IEC 61513;IAEA guide NS-G-1.2;IAEA guide NS-G-1.3 |
| ГОСТ Р МЭК 60960-2021 Системы представления параметров безопасности атомных станций. Функциональные требования | 01.09.2022 | действует |
| Название англ.: Display systems for safety parameters of nuclear power stations. Functional requirements Область применения: Настоящий стандарт определяет принципы функционального проектирования системы представления параметров безопасности (СППБ), предназначенной для компактного представления информации в помощь операторам атомной станции (АС), особенно при нарушениях режима нормальной эксплуатации. Системы, созданные на базе ЭВМ, используют для отображения основных параметров, связанных с фундаментальными функциями безопасности ядерных реакторов, такими как управление реактивностью, целостность системы охлаждения ядерного реактора, охлаждение активной зоны ядерного реактора и отвод тепла от первого контура, контроль радиоактивности и целостность контейнмента. Настоящий стандарт распространяется только на принципы функционального проектирования и применим только для тех пунктов управления АС, которые не были спроектированы в соответствии со стандартом МЭК) МЭК 60964:2018 «Атомные станции. Пункты управления. Проектирование». В Российской Федерации действует ГОСТ Р МЭК 60964:2012 «Атомные станции. Пункты управления. Проектирование», идентичный МЭК 60964:2009.) на проектирование пунктов управления. СППБ состоит из средств измерения, средств отображения информации, аппаратных средств и программного обеспечения ЭВМ, образующих самостоятельную систему или являющихся частью информационной системы пункта управления Нормативные ссылки: IEC 60960(1988) |
| ГОСТ Р МЭК 60964-2012 Атомные станции. Пункты управления. Проектирование | 01.06.2013 | действует |
| Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к человеко-машинному интерфейсу (ЧМИ) блочного пункта управления (БПУ) атомных станций (АС). Настоящий стандарт также устанавливает требования к определению функций, проектированию и организации ЧМИ и процедур, которые должны системно использоваться для верификации и валидации функционального проекта. Данные требования воплощают применение принципов инженерной психологии для организации ЧМИ при управлении АС в режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации. Требования настоящего стандарта не распространяются на пункты управления специального назначения либо пункты управления, в которых обычно персонал отсутствует, такие, например, как пункт управления остановкой реактора вне БПУ, пункт управления обработки радиоактивных отходов или центр реагирования на критические ситуации. Подробное описание проектирования оборудования также выходит за рамки настоящего стандарта Нормативные ссылки: IEC 60964(2009), ISO 11064;IEC 60709;IEC 60780;IEC 60960;IEC 60965;IEC 60980;IEC 61225;IEC 61226;IEC 61227;IEC 61513;IEC 61771;IEC 61772;IEC 61839;IEC 62241;IAEA NS-G-1.3;IAEA NS-G-1.9;IAEA NS-G-1.11 |
| ГОСТ Р МЭК 60965-2020 Резервный пункт управления атомной станции, используемый при отказе блочного пункта управления. Общие требования | 01.07.2020 | действует |
| Название англ.: Supplementary control room of nuclear power plant, used with shutdown of the main control room. General requirements Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к резервному пункту управления (РПУ) атомной станции (АС), который должен обеспечивать возможность персоналу переводить реактор в подкритическое состояние и поддерживать реактор сколько необходимо в подкритическом и расхоложенном состоянии в том случае, когда управление функциями безопасности больше не может осуществляться из блочного пункта управления (БПУ) из-за его отказа или недоступности. В проекте должно быть обосновано исключение отказа или недоступности РПУ и БПУ по общей причине Нормативные ссылки: IEC 60965(2016), ISO 11064 (all parts);ISO 11064-1;ISO 11064-3;ISO 11064-6;IEC 60709;IEC 60964(2009);IEC 61513;IEC 61771;IEC 62646;IAEA SSR-2/1:2012;IAEA Safety Guide NS-G-1.3:2002;IAEA SSR-2/1:2016;IAEA Specific Safety Guide SSG-39:2016 |
| ГОСТ Р МЭК 60987-2011 Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Требования к разработке аппаратного обеспечения компьютеризованных систем | 01.07.2012 | отменён |
| Название англ.: Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Hardware design requirements for computer-based systems Область применения: Настоящий стандарт распространяется на аппаратные средства компьютерных систем классов 1 и 2 (как определено в МЭК 61513). Структура настоящего стандарта не имеет существенных отличий по сравнению с изданием 1989 г., однако некоторые вопросы рассматриваются в стандартах, издаваемых в настоящее время (например, МЭК 61513, для проектирования архитектуры системы), а также, где это возможно, даются ссылки на новые стандарты. Текст настоящего стандарта изменен с тем, чтобы отражать процессы разработки аппаратных средств для компьютерных систем, использование ранее разработанных (например, готовых коммерческих изделий) аппаратных средств и изменения в терминологии. Компьютерные аппаратные средства, используемые для загрузки программного обеспечения и его проверки, в качестве составной части системы, важной для безопасности, в настоящем стандарте не рассматриваются Нормативные ссылки: IEC 60987(2007), ISO 9001;IEC 60780;IEC 60812;IEC 60880;IEC 61000;IEC 61025;IEC 61513(2001);IEC 62138;IAEA Safety Guide NS-G-1.3;IAEA 50-C/SG-Q:1996 |
| ГОСТ Р МЭК 61225-2011 Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Требования к электроснабжению | 01.01.2012 | заменён |
| Название англ.: Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important for safety. Requirements for electrical supplies Область применения: Настоящий стандарт устанавливает требования к качеству эксплуатационных и функциональных характеристик систем электроснабжения, требующихся для систем контроля и управления, важных для безопасности атомной станции. Приведены также рекомендации по возможному использованию этих источников электроснабжения для других информационных и управляющих систем. Электроснабжение систем контроля и управления должно осуществляться от первичных источников соответствующей надежности и их резервирования так, чтобы были достигнуты безопасность и функциональные цели систем контроля и управления. Настоящий стандарт устанавливает методы применения Руководства по безопасности МАГАТЭ NS-G-1.3 Нормативные ссылки: ГОСТ Р МЭК 61225-2021, IEC 61225(2005), IEC 60038(2009);IEC 60146-2(1999);IEC 60709;IEC 60780(1998);IEC 60880(2006);IEC 60980(1989);IEC 61000-4;IEC 61226;IEC 61513;IEC 62138(2004);IAEA Safety Guide NS-G-1.3 |