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 повторяемости (Кп).

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 бесплатно скачать

Рейтинг:
  • Итоги рейтинга 3.00/5
  • 1
  • 2
  • 3
  • 4
  • 5
3.0/5 (1 голос)

Данную страницу никто не комментировал. Вы можете стать первым.

Ваше имя:
Ваша почта:

RSS
Комментарий:
Введите символы: *
captcha
Обновить