Общероссийский классификатор стандартов → ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА → Атомная энергетика
27.120. Атомная энергетика
← 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 →
- Вводы электрические в структуре оболочки ядерных энергетических установок
Electrical penetration in containment structures for nuclear power generating stations
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 - Транспортные упаковочные комплекты для радиоактивных материалов. Виды и порядок проведения испытаний, правила приемки
Transport packagings for radioactive materials. Types and procedure of tests, acceptance requlations
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 - Покрытия полимерные защитные снимаемые для радиационно-защитных камер и боксов. Требования к технологическому процессу
Removable protective polymeric covering for radiation protective rooms and box-like premises. Improvement of radioactivity situation. Technological requirements
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 - Материалы и покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Метод определения коэффициента дезактивации
Decontaminable protective polymeric material and coating. Method used determine the decontamination coefficient
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 - Крепежные изделия для разъемных соединений атомных энергетических установок. Технические условия
Fastening parts for detachable connections of nuclear power plants. Specifications
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 - Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Разделение
Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important for safety. Separation
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 - Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Программное обеспечение компьютерных систем, выполняющих функции категории А
Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Software aspects for computer-based systemsperforming category A functions
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 - Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Требования к разработке аппаратного обеспечения компьютеризованных систем
Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Hardware design requirements for computer-based systems
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 - Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Требования к электроснабжению
Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important for safety. Requirements for electrical supplies
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 - Атомные станции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Классификация функций контроля и управления
Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important for safety. Classification of instrumentation and control functions
Настоящий международный стандарт устанавливает метод классификации управляющих и информационных функций для атомных станций, а также классификации систем контроля и управления, оборудования, которые обеспечивают эти функции, в категории, обозначающей важность функции для безопасности. В соответствии с полученной классификацией затем определяют критерии проекта
