-
1 окисление графита вследствие резкого превышения расчётных параметров реактора
Engineering: graphite oxidation from reactor excursionУниверсальный русско-английский словарь > окисление графита вследствие резкого превышения расчётных параметров реактора
-
2 регулирование ядерного реактора
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > регулирование ядерного реактора
-
3 регулирование ядерного реактора
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > регулирование ядерного реактора
-
4 аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
40. Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
D. Regel-und Schutzsystemapparatur
Е. Control and safety system instrumentation
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
-
5 исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
-
6 исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
-
7 система контроля технологических параметров ядерного реактора
система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора
D. Kontrollsystem der technologischen Parameter
E. Process parameter monitoring system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
8 система контроля технологических параметров ядерного реактора
система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора
D. Kontrollsystem der technologischen Parameter
E. Process parameter monitoring system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
9 программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
-
10 система представления параметров безопасности ядерного реактора
система представления параметров безопасности ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система представления параметров безопасности ядерного реактора
-
11 аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
-
12 резкое превышение расчётных параметров
1) Engineering: excursion (реактора АЭС)2) Nuclear physics: excursion (реактора)Универсальный русско-английский словарь > резкое превышение расчётных параметров
-
13 анализ тенденции изменения параметров безопасности
анализ тенденции изменения параметров безопасности
(ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > анализ тенденции изменения параметров безопасности
-
14 влияние резкого изменения параметров
влияние резкого изменения параметров
(напр. в парогенерирующей установке ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > влияние резкого изменения параметров
-
15 отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
(напр. ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
-
16 резкое изменение параметров
резкое изменение параметров
(напр. потока, ядерного реактора и др.)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > резкое изменение параметров
-
17 неустойчивость, вызванная резким превышением параметров
Универсальный русско-английский словарь > неустойчивость, вызванная резким превышением параметров
-
18 отклонение реактора от номинальных параметров
Engineering: reactor excursionУниверсальный русско-английский словарь > отклонение реактора от номинальных параметров
-
19 сверхкритичность
1) Engineering: supercriticality (параметров ядерного реактора)2) Nuclear physics: supercriticality (параметров реактора)3) Makarov: supercriticality (параметров ядерного РК) -
20 докритическое состояние
1) Naval: pre-buckling state2) Engineering: subcritical state, subcriticality3) Nuclear physics: subcriticality (параметров реактора)4) Sakhalin A: prebuckling state (при продольном изгибе)5) Makarov: prebuckling, subcriticality (напр. параметров ядерного РК), subcriticality (напр., параметров ядерного РК)Универсальный русско-английский словарь > докритическое состояние
- 1
- 2
См. также в других словарях:
регулирующее устройство реактора — Устройство, предназначенное для регулирования параметров реактора Примечание. Регулирующее устройство включает все необходимые для регулирования аппараты, механизмы и узлы, за исключением регулировочных обмоток и обмотки управления [ГОСТ 18624… … Справочник технического переводчика
Аварийная защита ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Содержание 1 Активная аварийная защита 2 Пасс … Википедия
Аварийная защита реактора — Аварийная защита ядерного реактора совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Содержание 1 Активная аварийная защита 2 Пассивная аварийная защита … Википедия
Система контроля ядерного реактора — 2. Система контроля ядерного реактора Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Период реактора — Период реактора время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз ( 2,7 раза). Величина, обратная реактивности. Измеряется в секундах. Наряду с мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтронно физических … Википедия
программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN secondary water chemistry programSWCP … Справочник технического переводчика
система контроля технологических параметров ядерного реактора — [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов EN process parameter monitoring system DE Kontrollsystem der technologischen Parameter … Справочник технического переводчика
система представления параметров безопасности ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN safety parameter display systemSPDS … Справочник технического переводчика
Система контроля технологических параметров ядерного реактора — 6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора D. Kontrollsystem der technologischen Parameter E. Process parameter monitoring system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
регулирование ядерного реактора — Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора. [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов EN nuclear reactor control DE … Справочник технического переводчика
Регулирование ядерного реактора — 35. Регулирование ядерного реактора D. Regelung des Kernreaktors E. Nuclear reactor control Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора Источник: ГОСТ… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
