-
61 авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
-
62 авария ядерного реактора с большой течью
авария ядерного реактора с большой течью
авария ядерного реактора при разрыве трубопровода большого диаметра
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с большой течью
-
63 авария ядерного реактора с малой течью
авария ядерного реактора с малой течью
авария ядерного реактора при разрыве трубопровода малого диаметра
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с малой течью
-
64 активная зона ядерного реактора со свежей загрузкой (топлива)
активная зона ядерного реактора со свежей загрузкой (топлива)
активная зона ядерного реактора с новым топливом
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > активная зона ядерного реактора со свежей загрузкой (топлива)
-
65 бак системы сброса давления ядерного реактора
бак системы сброса давления ядерного реактора
бак системы снижения давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бак системы сброса давления ядерного реактора
-
66 бак-барботёр компенсатора давления ядерного реактора
бак-барботёр компенсатора давления ядерного реактора
разгрузочный бак компенсатора давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бак-барботёр компенсатора давления ядерного реактора
-
67 безопасность теплового ядерного реактора
безопасность теплового ядерного реактора
безопасность ядерного реактора на тепловых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > безопасность теплового ядерного реактора
-
68 блок аварийного отключения ядерного реактора
блок аварийного отключения ядерного реактора
модуль аварийного отключения ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > блок аварийного отключения ядерного реактора
-
69 блок аварийного отключения ядерного реактора
блок аварийного отключения ядерного реактора
модуль аварийного отключения ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > блок аварийного отключения ядерного реактора
-
70 вентиляционно-фильтрующая система защитной оболочки ядерного реактора
вентиляционно-фильтрующая система защитной оболочки ядерного реактора
циркуляционная вентиляционная система защитной оболочки ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вентиляционно-фильтрующая система защитной оболочки ядерного реактора
-
71 внутренне присущие свойства безопасности ядерного реактора
внутренне присущие свойства безопасности ядерного реактора
самозащищённость ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > внутренне присущие свойства безопасности ядерного реактора
-
72 внутреннее дистанционирующее устройство тепловыделяющего элемента ядерного реактора
внутреннее дистанционирующее устройство тепловыделяющего элемента ядерного реактора
внутренний дистанционатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > внутреннее дистанционирующее устройство тепловыделяющего элемента ядерного реактора
-
73 вода подпитки ядерного реактора
вода подпитки ядерного реактора
подпиточная вода ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вода подпитки ядерного реактора
-
74 вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
-
75 выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выброс стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
76 гибрид реактора-размножителя и термоядерного реактора
гибрид реактора-размножителя и термоядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > гибрид реактора-размножителя и термоядерного реактора
-
77 двойная защитная оболочка ядерного реактора
двойная защитная оболочка ядерного реактора
двухслойная защитная оболочка ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > двойная защитная оболочка ядерного реактора
-
78 дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
дублирующая система расхолаживания активной зоны ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
-
79 загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
загрузка ядерного реактора без останова
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
-
80 запальная топливная кассета ядерного реактора
запальная топливная кассета ядерного реактора
тепловыделяющая сборка ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > запальная топливная кассета 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