-
21 авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
- аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
-
22 активная зона ядерного реактора
активная зона ядерного реактора
активная зона
Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит управляемая цепная ядерная реакция.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
41. Активная зона ядерного реактора
Активная зона
D. Aktiven Zone
Е. Core F. Coeur
Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит управляемая цепная ядерная реакция
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > активная зона ядерного реактора
-
23 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
-
24 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-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > зона воспроизводства ядерного реактора
-
25 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
-
26 исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
исполнительный механизм КР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
44. Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
Исполнительный механизм
КР
D. Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs
Е. Reactivity compensation actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
-
27 линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems
E. Communication lines of control and safety system
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
-
28 оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
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
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
-
29 рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
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
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
-
30 регулирующий стержень ядерного реактора
регулирующий стержень ядерного реактора
PC
Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
- PC
EN
DE
FR
75. Регулирующий стержень ядерного реактора
PC
D. Steuerstab
Е. Control rod
F. Barre de commande d'un reacteur
Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > регулирующий стержень ядерного реактора
-
31 сигнал аварийной защиты ядерного реактора
сигнал аварийной защиты ядерного реактора
сигнал AЗ
Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
26. Сигнал аварийной защиты ядерного реактора
Сигнал AЗ
D. Schnellschlusssignal
Е. Protection signal
Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > сигнал аварийной защиты ядерного реактора
-
32 система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
24. Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
D. Regel-und Schutzsystem
Е. Control and safety system
Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
-
33 система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
12. Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
D. Rauschdiagnostiksystem
Е. Noise diagnostics system
Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
-
34 тепловыделяющий элемент ядерного реактора
тепловыделяющий элемент ядерного реактора
твэл
Сборочная единица гетерогенного ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроизводства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
47. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Твэл
D. Brennstab
Е. Fuel element
F. Element combustible
Сборочная единица гетерогенного ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроизводства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > тепловыделяющий элемент ядерного реактора
-
35 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
-
36 линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems
E. Communication lines of control and safety system
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
-
37 повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
залив ядерного реактора
Первая ступень системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора, САОЗ
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
-
38 система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
система расхолаживания активной зоны ядерного реактора
Система низкого давления, большой ёмкости, расположена во вспомогательном корпусе, предназначена для выполнения двух функций. Нормальная функция заключается в отводе остаточных тепловыделений из активной зоны после останова реактора; реализуется подачей горячей воды из горячей нитки через теплообменник и обратно в систему через холодную нитку. Аварийная функция заключается в подаче охлаждённой борированной воды из бака воды для перегрузки топлива
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
-
39 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
-
40 рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
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
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
См. также в других словарях:
реактора-размножитель на быстрых нейтронах с оксидным топливом, бридер с оксидным топливом — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast oxide breederFOB … Справочник технического переводчика
Реактора петля — устройство для переноса тепла, выделяющегося при цепной ядерной реакции деления, от ядерного реактора (См. Ядерный реактор) к теплообменнику; представляет собой замкнутую систему трубопроводов, по которой циркулирует теплоноситель. В… … Большая советская энциклопедия
РЕАКТОРА ПЕРИОД — время, за к рое значение нейтронного потока в ядерном реакторе меняется в е раз (е основание натур. логарифмов) … Большой энциклопедический политехнический словарь
Отравление реактора — Reactor poisoning поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения.… … Термины атомной энергетики
отравление реактора — йодная яма Поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление … Справочник технического переводчика
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
Кампания ядерного реактора — время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления … Википедия
Кампания реактора — Кампания ядерного реактора время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления 3 Глубина выгорания … Википедия
Реактивность ядерного реактора — ρ величина, характеризующая динамику цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. Реактивность выражается через коэффициент размножения нейтронов следующим образом: Понятие реактивности широко используется при описании некритических… … Википедия
Канал ядерного реактора — 80. Канал ядерного реактора 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 … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
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