-
1 система управления и защиты ядерного реактора
система управления и защиты ядерного реактора
СУЗ
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления и защиты ядерного реактора
-
2 система управления и защиты ядерного реактора
Engineering: reactor control and protection systemУниверсальный русско-английский словарь > система управления и защиты ядерного реактора
-
3 система управления и защиты ядерного реактора
nshipb. RegelungssystemУниверсальный русско-немецкий словарь > система управления и защиты ядерного реактора
-
4 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
-
5 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
-
6 система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
7 система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора
система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
8 система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
9 система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
Engineering: control element drive mechanism control systemУниверсальный русско-английский словарь > система управления механизмами приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
10 система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
Engineering: control element assembly drive systemУниверсальный русско-английский словарь > система механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
11 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
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
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля нейтронного потока ядерного реактора
-
12 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
-
13 система контроля технологических параметров ядерного реактора
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
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
14 система контроля технологических параметров ядерного реактора
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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
15 система защиты ядерного реактора
система защиты ядерного реактора
Предотвращает выход радиоактивности в окружающую среду, спроектирована независимой от систем управления и регулирования, необходимая надёжность обеспечивается 100 %-ным резервированием, независимостью, разнопринципностью, сохранением работоспособности при отказе отдельных элементов, тестируемостью и соблюдением критериев единичного отказа
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система защиты ядерного реактора
-
16 система защиты и управления ядерного реактора
система защиты и управления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система защиты и управления ядерного реактора
-
17 система защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control and protection systemУниверсальный русско-английский словарь > система защиты и управления ядерного реактора
-
18 система управления механизмами приводов
система управления механизмами приводов
(напр. стержней системы управления и защиты ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления механизмами приводов
-
19 система управления приводом стержней
система управления приводом стержней
(системы управления и защиты ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления приводом стержней
-
20 система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
- 1
- 2
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