База ГОСТ РФ
Общероссийский классификатор стандартов → ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА
27. ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА
← 1 2 3 4 5 … 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 … 92 93 94 95 96 →
- 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 - 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 - 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 - Электроагрегаты и передвижные электростанции с двигателями внутреннего сгорания. Методы испытаний
Electric generating sets and mobile power stations with internal combustion engines. Test methods
Настоящий стандарт распространяется на электроагрегаты и передвижные электростанции с двигателями внутреннего сгорания мощностью 0,5-5000 кВт.
Стандарт не распространяется на газотурбинные, судовые и тепловозные электроагрегаты и электростанции, а также на электростанции на железнодорожном ходу и энергопоезда
← 1 2 3 4 5 … 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 … 92 93 94 95 96 →
