герб

ГОСТы

флаг

ГОСТ 24722-81 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением.(ВВЭР). Общие технические требования

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ

ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ

ГОСТ 24722-81

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ
Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ
КОРПУСНЫЕ С ВОДОЙ
ПОД ДАВЛЕНИЕМ (ВВЭР)

Общие технические требования

Nuclear power vessel-encapsulated, pressurized-water
reactor. General requirements

ГОСТ
24722-81

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 30 апреля 1981 г. № 2216 срок действия установлен

с 01.07. 1982 г.

до 01.07. 1987 г.

Несоблюдение стандарта преследуется по закону

Настоящий стандарт распространяется на ядерные энергетические корпусные реакторы с водой под давлением (ВВЭР), предназначенные для работы на атомных электростанциях (АЭС) и атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ).

Стандарт не распространяется на реакторы типа ВВЭР, предназначенные для работы на атомных станциях теплоснабжения ( ACT ) и на опытные и исследовательские реакторы, а также реакторы, предназначенные для использования на нестационарных установках.

1 . ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ

1.1 . Основные параметры

1.1.1 . Основные параметры реакторов типа ВВЭР - по ГОСТ 21514-76.

1.2 . Требования к конструкции

1.2.1 . Реакторы типа ВВЭР (далее реакторы) должны изготовляться в соответствии с требованиями настоящего стандарта, а также требованиям «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР и Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР (ГКАЭ СССР), «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, Минздравом СССР, Госгортехнадзором СССР и согласованных с Госстроем СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций», утвержденных Госатомнадзором СССР, «Первооче редных изменений и дополнений в «Общие положения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР, ГКАЭ СССР, Минздравом СССР и ГО СССР, «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74), утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, Минатомэнерго СССР и ГКАЭ СССР, «Норм проектирования сейсмостойких атомных станций», утвержденных Госатомэнергонадзором СССР, «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», утвержденных ГКЛЭ СССР и Госатомэнергонадзором СССР, «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС», утвержденных ГКАЭ СССР, Министерством энергетики и электрификации СССР и Минздравом СССР, и технических условий (ТУ) на конкретный реактор.

1.2.2 . Реакторы должны иметь следующие основные составные части:

корпус с крышкой и устройствами для размещения исполнительных механизмов системы управления и защиты (СУЗ);

активную зону с устройствами для размещения и дистанционирования топлива;

исполнительные механизмы СУЗ;

устройство воздействия на распределение потоков теплоносителя и снижения флюенса нейтронов на корпус;

устройства для размещения детекторов и детекторы системы внутриреакторного контроля (ВРК);

электрооборудование СУЗ и системы ВРК в пределах шахты;

устройства для исследования состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий неразрушающими методами в процессе эксплуатации;

устройства для диагностики реактора.

Определение составных частей реактора - по ГОСТ 23082-78 и ГОСТ 17137-87.

1.2.3 . Составные части реакторов должны иметь весогабаритные характеристики, позволяющие транспортирование их железнодорожным, автомобильным или водным транспортом и смешанным способом. Весогабаритные характеристики определяют конструктивными показателями: максимальным диаметром реактора, высотой реактора, массой сухого реактора, эквивалентным диаметром активной зоны, высотой активной зоны, которые определяются в ходе проектирования конкретного реактора из условия обеспечения проектной тепловой мощности.

Вид транспорта должен устанавливаться нормативно-технической документацией на конкретный реактор .

1.2.1. - 1.2.3. (Новая редакция, Изм. № 2).

1.2.4 . Реакторы должны иметь извлекаемую конструкцию всех внутрикорпусных устройств.

1.2.5 . Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность разборки и извлечения активной зоны после любой аварии, рассмотренной в проекте, р азборка и извлечение активной зоны должны быть максимально сокращены во времени за счет разработки и внедрения специальных устройств (креплений) и других возможных конструктивных решений и применения робототехники, отвечающей требованиям ядерной, радиационной и экологической безопасности .

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.2.5 а. Конструкция реактора должна обеспечивать в рабочем состоянии величину протечек теплоносителя с входа на выход реактора (мимо активной зоны) не более 5 % от общего расхода через активную зону.

(Введен дополнительно, Изм. № 1 ).

1.2.6 . Патрубки реакторов должны располагаться по высоте корпуса так, чтобы при сливе теплоносителя из полости присоединяемых к ним трубопроводов верхний уровень теплоносителя в реакторе оставался выше верхней отметки активной зоны на значение, обусловленное данными физических, теплотехнических расчетов и конструктивными характеристиками активной зоны.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

Число патрубков главных циркуляционных петель является конструктивным показателем и должно определяться мощностью петель.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.2.7 . Конструкция и расположение опор корпуса реактора должны предотвращать поворот вокруг вертикальной оси и наклон корпуса относительно исходного состояния после окончания монтажных работ и в процессе эксплуатации и не должны препятствовать вертикальным перемещениям корпуса от температурных расширений относительно неподвижной опорной поверхности. При завершении монтажа корпуса реактора должен быть обеспечен проектный уклон главного разъема на диаметре уплотнительных прокладок.

В процессе пусконаладочных работ и эксплуатации, вследствие изменения положения фундаментной плиты реакторного отделения и строительных конструкций, допускается максимальный уклон поверхности главного разъема корпуса реактора 1/2000.

(Новая редакция, Изм. № 2).

1.2.8 . Реакторы должны иметь устройства для подачи воды от системы аварийного охлаждения активной зоны в верхнюю и нижнюю камеры смешения реактора.

1.2.9 . Внутренние поверхности корпуса и крышки должны иметь антикоррозионное покрытие, сохраняющее свои свойства при рабочих параметрах среды в течение всего срока службы реактора.

1.2.10 . Шероховатость поверхностей оборудования реактора, контактирующих с теплоносителем, должна быть не хуже Rz 20 или соответствовать согласованным с заинтересованными организациями образцам.

1.2.11 . Активная зона, внутрикорпусные устройства и рабочие органы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы во всех нормальных и аварийных режимах исключалась возможность непредусмотренного проектом и приводящего к увеличению реактивности перемещения компонентов активной зоны .

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.12 . Конструкция реакторов должна обеспечивать возможность контроля плотности главного разъема и исключение разгерметизации узла уплотнения как при нормальной эксплуатации, так и при достижении предусмотренных проектом аварийных значений давления воды в реакторе и скоростей изменения температуры в элементах корпуса и главного разъема (за исключением режимов, связанных с разрывами трубопроводов 1-го контура, приводящих к некомпенсируемым течам).

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.13 . Реакторы должны иметь конструкцию, предусматривающую возможность размещения образцов-свидетелей основного металла корпуса и его сварных соединений в соответствии с требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации».

1.2.14 . Реакторы должны иметь конструкцию, допускающую возможность проведения контроля состояния основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий, и должны быть оснащены средствами для проведения указанного контроля. Порядок, методы и объем контроля начального качества и состояния в процессе эксплуатации - основного металла, сварных соединений и антикоррозионных покрытий каждой из основных составных частей реактора устанавливают в соответствии с требованиями «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок .

( Новая редакция, Изм. № 1).

1.2.15 . Реакторы должны быть оснащены устройствами, обеспечивающими внутриреакторный контроль за температурой на выходе из тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны и распределением энерговыделения по объему активной зоны.

1.2.15 а. Номинальная тепловая мощность реактора должна определяться способностью длительно обеспечивать проектную нагрузку в единицу времени. При выборе номинальной тепловой мощности необходимо стремиться к максимальному удовлетворению технико-экономических требований.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.2.15 б. Средняя скорость теплоносителя в активной зоне, характеризующая интенсивность теплосъема, должна выбираться таким образом, чтобы обеспечить надежный отвод тепла активной зоны с учетом выполнения требований к вибропрочности, гидродинамике и эррозионному износу циркуляционного тракта и его элементов.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.2.16 . Реакторы должны иметь конструкцию, обеспечивающую возможность контроля в процессе изготовления, испытания и эксплуатации размеров, установленных в ТУ на конкретные реакторы, а также контроля в процессе испытания и эксплуатации следующих параметров:

давления на выходе из активной зоны;

перепада давления на реакторе;

уровня теплоносителя в реакторе;

концентрации растворенного поглотителя в воде;

температуры наружной поверхности стенки корпуса реактора;

температуры чехлов приводов СУЗ.

Погрешность методов измерения параметров должна соответствовать требованиям технических условий на конкретный реактор.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2.17 . Конструкторская и технологическая документация на реакторы должна подвергаться в установленном порядке метрологическом экспертизе.

1.2.18 . Уровни стандартизации и унификации реакторов должны быть оптимальными и устанавливаться в техническом задании на разработку конкретных проектов.

Уровни стандартизации и унификации должны определяться коэффициентом межпроектной унификации (Кму), коэффициентом применяемости (Кпр) и коэффициентом повторяемостип).

1.2.19 . Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора должны проходить контрольную сборку в собственном корпусе реактора с окончательной установкой шпонок ВКУ на предприятии-изготовителе.

(Введен дополнительно, Изм. № 1 ).

1.3 . Требования по устойчивости к внешним воздействиям

1.3.1 . Реакторы должны быть устойчивы к внешним воздействиям при транспортировании и хранении, для чего оборудование реакторов должно быть законсервировано, защищено покрытиями и упаковано.

Должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие сохранность геометрических форм оборудования. Специальные требования к метеорологическим условиям хранения, требования к складским помещениям и специальные требования хранения должны быть указаны в нормативно-технической документации на конкретное оборудование, утвержденной в установленном порядке.

1.3.2 . Выбор лакокрасочных покрытий, средств и методов консервации должен определяться конструктивными особенностями и материалами оборудования, требованиями монтажа, условиями транспортирования, хранения, условиями последующей эксплуатации и должен производиться в соответствии с ГОСТ 9.014-78 , ГОСТ 9.104-79 , ГОСТ 9.401 -79.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.3.3 . Лакокрасочные покрытия и средства консервации должны обеспечивать сохраняемость оборудования реактора при транспортировании и хранении на срок, предусмотренный техническими условиями на поставку оборудования.

( Новая редакция, Изм. № 2).

1.3.4 . Средства консервации не должны влиять на эксплуатационный водный режим реактора.

1.3.5 . Реакторы должны быть устойчивы к воздействию среды в герметичных приреакторных помещениях. Параметры среды (температура, давление, относительная влажность, уровень радиации) должны быть приведены в ТУ на конкретный реактор.

1.3.6 . Реакторы, предназначенные для поставки в районы с сейсмоактивной площадкой строительства АЭС, должны отвечать следующим требованиям:

при землетрясении интенсивностью меньше предусмотренного проектом реактор должен обеспечивать нормальное функционирование без остановки;

при землетрясении интенсивностью, равной проектному значению, вплоть до максимального расчетного землетрясения, должны быть обеспечены безопасная остановка и расхолаживание реактора.

1.3.7 . Конструкция реактора, трубопроводов и оборудования 1-го контура должна обеспечивать сейсмостойкость и вибропрочность во всех режимах, предусмотренных проектом.

( Новая редакция, Изм. № 2).

1.3.8 . Применение предусмотренных средств пожаротушения не должно вызывать хрупкого разрушения реактора, оборудования и трубопроводов, а также его циркуляционных петель и систем. При пожаротушении не допускается попадание воды или борного раствора с концентрацией, ниже установленной, в реактор и его системы.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.4 . Требования к надежности

1.4.1 . Реакторы должны иметь назначенный срок службы не менее 30 лет.

Допускается замена быстроизнашивающихся деталей и узлов.

1.4.2 . Заменяемые в процессе эксплуатации детали и узлы должны проектироваться с назначенными ресурсами, при которых не требовалась бы внеплановая остановка АЭС для их замены.

1.4.3 . Реакторы должны обеспечивать среднюю наработку на отказ не менее 7000 ч.

( Новая редакция, Изм. № 2).

1.4.4 . Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы путем проведения технического обслуживания, неразрушающего контроля и ремонтов имелась возможность предупреждения, обнаружения, установления причин возникновения и последующего устранения отказов, повреждений и неисправностей.

Среднее время восстановления работоспособности состояния должно быть не более 200 ч.

Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при частичных перегрузках топлива - не более 30 сут.

Средняя оперативная продолжительность технического обслуживания при полной выгрузке активной зоны - не более 60 сут .

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.4.5 . Запас по назначенному сроку службы корпуса реактора определяют при проектировании.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.4.6 . Коэффициент готовности определяется средней наработкой на отказ и средним временем восстановления и должен быть не менее 0,972.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.4.7 . Коэффициент технического использования определяется отношением математического ожидания интервалов времени пребывания объекта в работоспособном состоянии за конкретный период эксплуатации к сумме математических ожиданий интервалов времени пребывания реактора в работоспособном состоянии, простоев, обусловленных техническим обслуживанием, и ремонтов за тот же период эксплуатации и должен быть не менее 0,86.

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

1.5 . Эксплуатационные требования

1.5.1 . В качестве максимальной аварии в проекте реактора должен рассматриваться мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода с двухсторонним истечением теплоносителя в сочетании с режимом полного обесточивания АЭС. Для реакторов, предназначенных к поставке в районы с сейсмоактивной площадкой строительства АЭС, в качестве максимальной аварии должна рассматриваться указанная авария одновременно с максимальным расчетным землетрясением.

1.5.2 . Реакторы должны иметь маневренные характеристики, обеспечивающие работу энергоблока во всех режимах, предусмотренных проектом энергоблока.

Допустимую скорость изменения тепловой мощности (набор нагрузки, снижение нагрузки) проектируют с учетом требований по маневренности, а также требований, предъявляемых к условиям работы топлива.

Проектом должна быть предусмотрена система воздействия на реактивность, относящаяся к системам нормальной эксплуатации и предназначенная для управления реактором.

( Новая редакция, Изм. № 2).

1.5.3 . Реакторы должны допускать работу в течение всего назначенного срока службы при изменении расхода теплоносителя, возникающем при колебании частоты в электросети в интервале 48,5-50,5 Гц (для насосов с электроприводом).

( Новая редакция, Изм. № 1).

1.5.4 . Реакторы должны обеспечивать работу энергоблока без срабатывания аварийной защиты при обесточивании всех главных циркуляционных насосов на время не более 3 с (для насосов с электроприводом).

1.5.5 . Реакторы должны допускать разогрев со скоростью 20 °С в час.

1.5.6 . Реакторы должны допускать плановое расхолаживание со скоростью 30 °С в час.

1.5.7 . Реакторы должны обеспечивать выработку в течение календарного года энергии, соответствующей энергии, производимой в течение не менее 7000 ч работы на номинальной мощности.

1.5.8 . Реактор должен допускать аварийное ускоренное расхолаживание со скоростью до 60 °С/ч.

(Введен дополнительно, Изм. № 1 ).

1.5.9 . Реактор и его оборудование должны предусматривать возможность выполнения неразрушающими методами исследования свойств металла до пуска в эксплуатацию, а также при проведении периодического и внеочередного контроля в соответствии с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР.

(Введен дополнительно, Изм. № 1 ).

1.5.10 . Средняя оперативная трудоемкость технического обслуживания определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости и технического обслуживания данного вида за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.

1.5.11 . Средняя оперативная трудоемкость планового ремонта определяется математическим ожиданием оперативной трудоемкости планового ремонта за определенный период эксплуатации или наработку и должна указываться в технических условиях на реактор.

1.5.12 . Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы имелся доступ к отдельным составным частям во время плановых остановок и ремонтов для демонтажа составных частей. Реактор должен быть приспособлен к сборке и разборке и доступен для метрологического контроля.

1.5.13 . Конструкция должна исключать возможность неправильного подключения кабелей и других ошибок обслуживающего персонала во время техобслуживания и ремонта.

1.5.14 . Замена оборудования при снятии реактора с эксплуатации должна производиться с применением специальных устройств, обеспечивающих снижение дозозатрат до минимального возможного уровня.

1.5.10.-1.5.14 . (Введены дополнительно, Изм. № 2).

1.6 . Требования к конструкционным материалам

1.6.1 . Материалы, применяемые для изготовления реакторов, должны удовлетворять требованиям «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» и настоящего стандарта.

1.6.2 . Критическая температура хрупкости и температурная зависимость вязкости разрушения основных материалов и сварных соединений должны обеспечивать прочность в соответствии с требованиями «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок».

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.6.3 . Материалы, применяемые для изготовления элементов реактора, контактирующих с водой 1-го контура, должны быть стойкими к коррозии.

Скорость общей коррозии нержавеющих сталей (в том числе антикоррозионных покрытий) в 1-м контуре в рабочих условиях не должна превышать 0,002 мм/год.

1.6.4 . Сварочные материалы и сварочные соединения должны соответствовать требованиям «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», «Основных положений по сварке и наплавке узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, и «Правил контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1.6.5 . Материалы должны быть стойки к растворам, применяемым при дезактивации.

1.7 . Требования к ядерному топливу

1.7.1 . При использовании в качестве ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР урана слабого обогащения, он может применяться в виде брикетов из двуокиси урана, спресованных в таблетки или стержни, из которых набирают сердечники тепловыделяющих элементов (твелов) .

( Новая редакция, Изм. № 2).

1.7.2 . Обогащение урана сердечников твэлов изотопом U 235 (в % по массе) должно выбираться из регламентированных рядов, установленных в нормативно-технической документации, утвержденной в установленном порядке.

1.7.3 . Масса и обогащение ядерного топлива в активной зоне реактора должны обеспечить выработку энергии ядерного деления топлива, необходимой для обеспечения работы реакторной установки на номинальной мощности в течение заданного проектом времени.

( Введен дополнительно , Изм. № 2 ).

2 . ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

2.1 . Требования ядерной безопасности

2.1.1 . Реакторы должны соответствовать требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации», утвержденных Министерством энергетики и электрификации СССР, ГКАЭ СССР и согласованных Минздравом СССР, «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», утвержденных Госгортехнадзором СССР, ГКАЭ СССР, «Правил ядерной безопасности атомных электростанций», «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок», «Первоочередных изменений и дополнений в «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), «Первоочередных изменений и дополнений «Правил ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74), «Норм проектирования сейсмостойких атомных станций» и «Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС».

( Новая редакция, Изм. № 2).

2.1.2 . Проектом должна быть предусмотрена независимая система аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии, относящаяся к защитным системам безопасности. Для атомных станций допускается многоцелевое использование систем воздействия на реактивность, если совмещение функций не приводит к нарушению требований обеспечения безопасности.

В системах аварийной остановки реактора желательно применение пассивных устройств.

Аварийная остановка реактора не должна зависеть от наличия внешних источников энергии.

( Новая редакция, Изм. № 2).

2.1.3 . Эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора должны быть достаточны для подавления положительной реактивности, возникающей и результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и авариях и ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к недопустимому повреждению твелов.

( Новая редакция, Изм. № 2).

2.2 . Требования радиационной безопасности

2.2.1 . Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной работе реакторной установки облучение персонала, обслуживающего реактор, не превышало величин, регламентированных «Нормами радиационной безопасности НРБ-76», утвержденными Главным Государственным санитарным врачом СССР.

2.2.2 . Реакторы должны быть спроектированы так, чтобы при нормальной эксплуатации на протяжении их проектного срока службы не превышался первый проектный предел повреждения, твэлов и выполнялись требования ОПБ-82 к реактору и реакторной установке по обеспечению проектного предела повреждения твэлов при разгерметизации первого контура.

Во всех случаях должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны после максимальной проектной аварии (МПА) .

(Измененная редакция, Изм. № 1).

2.2.3 . Проектирование реактора должно быть основано на использовании технологии, гарантирующей радиационную безопасность населения, проживающего на прилегающей территории, в соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС».

(Введен дополнительно, Изм. № 2 ).

2.3 . Требования общепромышленной безопасности

Устройство, обслуживание и ремонт ядерного реактора и его компонентов должны отвечать требованиям «Норм радиационной безопасности», «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок», «Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей» и «Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей», утвержденных Госэнергонадзором.

СОДЕРЖАНИЕ

1. Технические требования . 1

2. Требования безопасности . 8

Еще документы скачать бесплатно

Интересное

Гост 17199 88 Гост 27902 88 Единицы физических величин Накладные расходы Перечень работ повышенной опасности Периодичность технического обслуживания Пропускная способность трубы Рельс р50 Рмг 29 99 СП 52 101 2003 Санпин столовая Сварка арматуры гост Снип гаражи Состав рабочей документации Состав рабочей документации в строительстве