-
41 heterogener Reaktor
гетерогенный реактор
Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
D. Heterogener Reaktor
Е. Heterogeneous reactor
F. Reacteur heterogene
Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > heterogener Reaktor
-
42 homogener Reaktor
гомогенный реактор
Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
D. Homogener Reaktor
Е. Homogeneous reactor
F. Reacteur homogene
Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > homogener Reaktor
-
43 Graphitreaktor
графитовый реактор
Ядерный реактор, в котором замедлителем является графит.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
36. Графитовый реактор
D. Graphitreaktor
Е. Graphite moderated reactor
Ядерный реактор, в котором замедлителем является графит
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Graphitreaktor
-
44 Brutzone
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brutzone
-
45 integrierter Reaktor
интегральный реактор
Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование первого контура.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
D. Integrierter Reaktor
Е.Integral reactor
F. Reacteur a echangeur integre
Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование первого контура
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > integrierter Reaktor
-
46 Forschungsreaktor
исследовательский реактор
Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундаментальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гамма - кванты используются как инструмент или объект исследований.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
D. Forschungsreaktor
Е. Research reactor
F. Reacteur recherche
Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундаментальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гамма - кванты используются как инструмент или объект исследований
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Forschungsreaktor
-
47 Kanale
канал ядерного реактора
канал
Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание
Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Канал
D. Kanale
Е. Channel
F. Canal
Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Kanale
-
48 Druckrohrenreaktor
канальный реактор
Гетерогенный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
D. Druckrohrenreaktor
Е. Pressure tube reactor
F. Reacteur a tubes de force
Гетерогенный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Druckrohrenreaktor
-
49 Siedewasserreaktor
кипящий реактор
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
27. Кипящий реактор
D. Siedewasserreaktor
Е. Boiling water reactor
F. Reacteur bouillant
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотводот активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Siedewasserreaktor
-
50 Trimmelement
компенсирующий стержень ядерного реактора
КС
Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
- КС
EN
DE
FR
76. Компенсирующий стержень ядерного реактора
КС
D. Trimmelement
Е. Shim rod
F. Barre de compensation
Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Trimmelement
-
51 Reaktorbehalter
корпус ядерного реактора
корпус
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Корпус
D. Reaktorbehalter
Е. Reactor vessel
F. Caisson de reacteur
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания:
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Reaktorbehalter
-
52 Mehrzweckreaktor
многоцелевой реактор
Ядерный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач.
Примечание
Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
D. Mehrzweckreaktor
Е. Multi-purpose reactor
Ядерный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач.
Примечание. Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Mehrzweckreaktor
-
53 Brennstabhulle
оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
оболочка твэла
Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла из сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
50. Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Оболочка твэла
D. Brennstabhulle
Е. Cladding -F. Gaine
Внешняяпо отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла из сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brennstabhulle
-
54 Steuerelement
рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
орган СУЗ
Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
57. Рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
Орган СУЗ
D. Steuerelement
Е. Control member
F. Element de commande
Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Steuerelement
-
55 schneller Reaktor
реактор на быстрых нейтронах
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
14. Реактор на быстрых нейтронах
D. Schneller Reaktor
Е. Fast reactor
F. Reacteur rapide
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > schneller Reaktor
-
56 mittelschneller Reaktor
реактор на промежуточных нейтронах
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
13. Реактор на промежуточных нейтронах
D. Mittelschneller Reaktor
Е. Intermediate reactor
F. Reacteur a neutrons intermadiaires
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > mittelschneller Reaktor
-
57 thermischer Reaktor
реактор на тепловых нейтронах
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена тепловыми нейтронами.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
12. Реактор на тепловых нейтронах
D. Thermischer Reaktor
Е. Thermal reactor
F, Reacteur a neutrons thermiques
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена тепловыми нейтронами
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > thermischer Reaktor
-
58 Reaktor mit direktem Kreislauf
реактор с прямым циклом
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
31. Реактор с прямым циклом
D. Reaktor mit direktem Kreislauf
Е. Direct-cycle reactor
F. Reacteur a cycle direct
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Reaktor mit direktem Kreislauf
-
59 Konverterreaktor
реактор-конвертер
конвертер
Ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Конвертер
D. Konverterreaktor
Е. Converter
F. Reacteur convertisseur
Ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Konverterreaktor
-
60 Brutreaktor
реактор-размножитель
размножитель
Ндп. бридер
Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
24. Реактор-размножитель
Размножитель
Ндп. Бридер
D. Brutreaktor
Е. Breeder
F. Reacteur surregenerateur
Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brutreaktor
См. также в других словарях:
ГОСТ 23082-78 — 14 с. (3) Реакторы ядерные. Термины и определения Взамен: ГОСТ 20942 75 Изменение №1/ИУС 10 1981 Изменение №2/ИУС 1 1988 разделы 01.040.27, 27.120.10 … Указатель национальных стандартов 2013
ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения — Терминология ГОСТ 23082 78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа: 41. Активная зона ядерного реактора Активная зона D. Aktiven Zone Е. Core F. Coeur Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ДСТУ ГОСТ 23082:2009 — Реакторы ядерные. Термины и определения (ГОСТ 23082 78, IDT) [br] НД чинний: від 2009 11 01 Зміни: (1 X 81); (2 I 88) Технічний комітет: Мова: Ru Метод прийняття: Підтвердження Кількість сторінок: 13 Код НД згідно з ДК 004: 27.120.10 … Покажчик національних стандартів
ГОСТ Р 52350.5-2006 — (МЭК 60079 5:2007) 20 с. (4) Электрооборудование для взрывоопасных газовых сред. Часть 5. Кварцевое заполнение оболочки «q» раздел 29.260.20 … Указатель национальных стандартов 2013
23082 — ГОСТ 23082{ 78} Реакторы ядерные. Термины и определения. ОКС: 01.040.27, 27.120.10 КГС: Ф00 Термины, обозначения и единицы измерений Взамен: ГОСТ 20942 75 Действие: С 01.07.79 Изменен: ИУС 10/81, 1/88 Примечание: соответствует ИСО 921 72,… … Справочник ГОСТов
ГОСТ 26635-85: Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля — Терминология ГОСТ 26635 85: Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля оригинал документа: Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУ ТП) По… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 25461-82: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Требования к методам расчета ядерной безопасности — Терминология ГОСТ 25461 82: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Требования к методам расчета ядерной безопасности оригинал документа: 5. Вычислительный тест Математическая модель, для… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 22901-78: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Типы и основные параметры — Терминология ГОСТ 22901 78: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Типы и основные параметры оригинал документа: Авария проектная Авария, при которой воздействие на упаковочный комплект… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 27445-87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования — Терминология ГОСТ 27445 87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования оригинал документа: Активная зона ядерного реактора Определение по ГОСТ 23082 78 Определения термина из разных … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 26013-83: Комплекты упаковочные транспортные для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Общие технические требования — Терминология ГОСТ 26013 83: Комплекты упаковочные транспортные для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Общие технические требования оригинал документа: 1. Проектная авария при транспортировании отработавшего ядерного топлива… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 28506-90: Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов — Терминология ГОСТ 28506 90: Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов оригинал документа: Негерметичный твэл Твэл, в оболочке которого имеется сквозное… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации