-
1 контейнер для эвакуации отработанного ядерного топлива
ncultural. châteauDictionnaire russe-français universel > контейнер для эвакуации отработанного ядерного топлива
-
2 тепловыделяющая сборка ядерного реактора
тепловыделяющая сборка ядерного реактора
ТВС
Ндп. пакет
Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.
Примечание
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Ндп. Пакет
D. Brennelement
Е. Fuel assembly
F. Assemblage combustible
Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.
Примечание. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > тепловыделяющая сборка ядерного реактора
-
3 зона воспроизводства ядерного реактора
зона воспроизводства ядерного реактора
зона воспроизводства
Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
42. Зона воспроизводства ядерного реактора
Зона воспроизводства
D. Brutzone
Е. Blanket
F. Couche fertile
Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > зона воспроизводства ядерного реактора
-
4 Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора
74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора свп
Е. Burnable poison rod
F. Barre de poison consommoble
которого не содержит
Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавливаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговыделения, обеспечения заданной длительности выгорания топлива.
Примечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглотителя
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора
-
5 воспроизводящее вещество
Dictionnaire russe-français universel > воспроизводящее вещество
См. также в других словарях:
контейнер для ядерного топлива — пенал для ядерного топлива — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы пенал для ядерного топлива EN nuclear fuel package … Справочник технического переводчика
контейнер [пенал] для ядерного топлива — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN nuclear packageNUPACK … Справочник технического переводчика
облучательная установка бассейнового типа для ядерного топлива — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN pool type irradiation facility … Справочник технического переводчика
транспортировочный экранированный контейнер для ядерного топлива — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN shipping shield … Справочник технического переводчика
транспортный контейнер для ядерного топлива — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fuel transfer cask … Справочник технического переводчика
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА — процесс образования в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U) в результате захвата ядрами т. н. сырьевого материала 235U (или 232Тh) нейтронов, выделяющихся при горении первичного ядерного топлива 235U. Соотношение между… … Большой энциклопедический политехнический словарь
Регенерация ядерного топлива — совокупность радиохимических и химико металлургических процессов переработки отработавшего ядерного топлива (См. Ядерное топливо) с целью его очистки от радиоактивных продуктов деления (см. Радиоактивность) и извлечения неиспользованной… … Большая советская энциклопедия
Хранилище ядерного топлива — пункт хранения ядерных материалов или сооружение, входящее в состав ядерной установки, предназначенное для хранения свежего или отработавшего ЯТ... Источник: ПОСТАНОВЛЕНИЕ Ростехнадзора от 30.12.2005 N 23 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ… … Официальная терминология
Переработка отработанного ядерного топлива — Технологические схемы переработки облученного топлива реакторов на тепловых нейтронах В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс … Википедия
Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива — Эту статью следует викифицировать. Пожалуйста, оформите её согласно правилам оформления статей. Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива (англ. … Википедия
Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива — 5. Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива специально оборудованное место (места), расположенное в помещении критсборки (критсборок), определенное проектом и предназначенное для временного хранения ядерного топлива, предусмотренного… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации