-
1 Regel-und Schutzsystem
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Regel-und Schutzsystem
-
2 Regel- und Schutzsystem
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Regel- und Schutzsystem
-
3 Regelungssystem
сущ.2) воен. система автоматического управления4) внеш.торг. система управления5) судостр. система управления и защиты ядерного реактора -
4 Neutronenflusskontrollsystem
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
5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора
D. Neutronenflusskontrollsystem
Е. Neutron flux monitoring system
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
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Neutronenflusskontrollsystem
-
5 Rauschdiagnostiksystem
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Rauschdiagnostiksystem
-
6 Kontrollsystem der technologischen Parameter
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Kontrollsystem der technologischen Parameter
-
7 Steuerische und Schutzsystem
сущ.яд.физ. СУЗ (ядерного реактора), система управления и защитыУниверсальный немецко-русский словарь > Steuerische und Schutzsystem
-
8 Steuer- und Schutzsystem
n система управления и защиты, СУЗ ( ядерного реактора)Neue große deutsch-russische Wörterbuch Polytechnic > Steuer- und Schutzsystem
-
9 Kontrollsystem der Reaktorkinetik
система контроля реакторной кинетики
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
4. Система контроля реакторной кинетики
D. Kontrollsystem der Reaktorkinetik
Е. Reactor kinetics monitoring system
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания:
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Kontrollsystem der Reaktorkinetik
См. также в других словарях:
система управления и защиты ядерного реактора — СУЗ — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы СУЗ EN reactor control and protection systemRCPS … Справочник технического переводчика
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… … Справочник технического переводчика
Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ) — По ГОСТ 23082 78 Источник … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ — 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 … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Система управления и защиты ядерного реактора — 23. Система управления и защиты совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления. Система управления и защиты система, важная для… … Официальная терминология
система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN control element drive mechanism control systemCEDMCS … Справочник технического переводчика
система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN CPS control rod drive system … Справочник технического переводчика
система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN control element assembly drive systemCEADS … Справочник технического переводчика
Система управления и защиты ядерного реактора — … Википедия
Система управления и защиты — 24. Система управления и защиты совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления,… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Система контроля нейтронного потока ядерного реактора — 5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора D. Neutronenflusskontrollsystem Е. Neutron flux monitoring system Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации