ГОСТ РФ
Общероссийский классификатор стандартов → ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА → Атомная энергетика
27.120. Атомная энергетика
← 1 2 3 4 5 … 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 … 31 32 33 34 35 →
- Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения
Nuclear instrumentation for nuclear power stations. Basic principles
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 - Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения
Nuclear instrumentation for nuclear power stations. Basic principles
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 - Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения
Nuclear instrumentation for nuclear power stations. Basic principles
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 - Безопасность ядерная. Термины и определения
Nuclear safety. Terms and definitions
Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области ядерной безопасности и распространяется на следующие объекты: ядерные установки, включающие ядерные реакторы различного типа и назначения, критические и подкритические стенды, устройства для переработки, транспортирования и хранения ядерно-опасных делящихся материалов - Безопасность ядерная. Термины и определения
Nuclear safety. Terms and definitions
Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области ядерной безопасности и распространяется на следующие объекты: ядерные установки, включающие ядерные реакторы различного типа и назначения, критические и подкритические стенды, устройства для переработки, транспортирования и хранения ядерно-опасных делящихся материалов - Безопасность ядерная. Термины и определения
Nuclear safety. Terms and definitions
Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области ядерной безопасности и распространяется на следующие объекты: ядерные установки, включающие ядерные реакторы различного типа и назначения, критические и подкритические стенды, устройства для переработки, транспортирования и хранения ядерно-опасных делящихся материалов - Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами
Shielding materials for radiochemical works and nuclear power plants. Method for determination of isolating properties in respect to beta-radionuclide contamination
Настоящий стандарт распространяется на защитные материалы радиохимических производств и ядерных энергетических установок, предназначенные для изоляции чистых поверхностей с целью улучшения радиационной обстановки, и устанавливает метод определения изолирующих свойств этих материалов по отношению к радиоактивному загрязнению от 9,6 до 88,0 фДж ( от 60 до 550 кэВ), с периодом полураспада не менее 30 сут, характерными для условий эксплуатации - Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами
Shielding materials for radiochemical works and nuclear power plants. Method for determination of isolating properties in respect to beta-radionuclide contamination
Настоящий стандарт распространяется на защитные материалы радиохимических производств и ядерных энергетических установок, предназначенные для изоляции чистых поверхностей с целью улучшения радиационной обстановки, и устанавливает метод определения изолирующих свойств этих материалов по отношению к радиоактивному загрязнению от 9,6 до 88,0 фДж ( от 60 до 550 кэВ), с периодом полураспада не менее 30 сут, характерными для условий эксплуатации - Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами
Shielding materials for radiochemical works and nuclear power plants. Method for determination of isolating properties in respect to beta-radionuclide contamination
Настоящий стандарт распространяется на защитные материалы радиохимических производств и ядерных энергетических установок, предназначенные для изоляции чистых поверхностей с целью улучшения радиационной обстановки, и устанавливает метод определения изолирующих свойств этих материалов по отношению к радиоактивному загрязнению от 9,6 до 88,0 фДж ( от 60 до 550 кэВ), с периодом полураспада не менее 30 сут, характерными для условий эксплуатации - Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля
Nuclear power vessel-encapsulated pressurized-water reactor. General requirements to in-core reactor monitoring system
Настоящий стандарт распространяется на штатные системы внутриреакторного контроля (ВРК) ядерных энергетических корпусных реакторов с водой под давлением: атомных электростанций и атомных теплоэлектроцентралей и устанавливает общие требования к системе ВРК
← 1 2 3 4 5 … 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 … 31 32 33 34 35 →