-
101 отвод тепла из ядерного реактора
отвод тепла из ядерного реактора
расхолаживание ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > отвод тепла из ядерного реактора
-
102 отклик или реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора
отклик или реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора
симптомно-ориентированное реагирование на аварию ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > отклик или реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора
-
103 первая стенка термоядерного реактора
первая стенка термоядерного реактора
Устройство термоядерного реактора, отделяющее область реакции синтеза от области размещения остальных устройств термоядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > первая стенка термоядерного реактора
-
104 перегрузка топлива без останова ядерного реактора
перегрузка топлива без останова ядерного реактора
перегрузка топлива ядерного реактора на ходу
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > перегрузка топлива без останова ядерного реактора
-
105 перегрузка ядерного реактора с остановом
перегрузка ядерного реактора с остановом
перегрузка ядерного реактора в холодном состоянии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > перегрузка ядерного реактора с остановом
-
106 переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
-
107 подсистема автоматического регулирования ядерного реактора
подсистема автоматического регулирования ядерного реактора
АР
Подсистема системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции автоматического регулирования ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
- АР
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > подсистема автоматического регулирования ядерного реактора
-
108 подсистема активной зоны ядерного реактора
подсистема активной зоны ядерного реактора
вспомогательная система активной зоны ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > подсистема активной зоны ядерного реактора
-
109 проектирование ядерного реактора
проектирование ядерного реактора
разработка ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > проектирование ядерного реактора
-
110 промежуточный контур охлаждения ядерного реактора
промежуточный контур охлаждения ядерного реактора
промконтур охлаждения ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > промежуточный контур охлаждения ядерного реактора
-
111 разгон реактора
разгон реактора
выход реактора из-под контроля
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.]Тематики
- электротехника, основные понятия
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > разгон реактора
-
112 разгрузочный бак компенсатора давления ядерного реактора
разгрузочный бак компенсатора давления ядерного реактора
бак-барботёр компенсатора давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > разгрузочный бак компенсатора давления ядерного реактора
-
113 разделанный тепловыделяющий элемент ядерного реактора
разделанный тепловыделяющий элемент ядерного реактора
фрагментированный тепловыделяющий элемент ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > разделанный тепловыделяющий элемент ядерного реактора
-
114 расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
-
115 расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
-
116 расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
- Corium-A+R
расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
- Corium-A+R
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
-
117 свежий тепловыделяющий элемент ядерного реактора
свежий тепловыделяющий элемент ядерного реактора
необлучённый тепловыделяющий элемент ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > свежий тепловыделяющий элемент ядерного реактора
-
118 система естественной вентиляции вспомогательного здания ядерного реактора
система естественной вентиляции вспомогательного здания ядерного реактора
система штатной вентиляции вспомогательного помещения ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система естественной вентиляции вспомогательного здания ядерного реактора
-
119 система контроля нейтронного потока ядерного реактора
система контроля нейтронного потока ядерного реактора
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.
Примечание
В функции системы допускается включать контроль реактивности.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система контроля нейтронного потока ядерного реактора
-
120 система орошения защитной оболочки ядерного реактора
система орошения защитной оболочки ядерного реактора
спринклерная система защитной оболочки ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система орошения защитной оболочки 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