-
1 Schutzsystem
сущ.1) тех. защитная система2) юр. система охраны, система покровительства3) экон. покровительственная система, система протекционизма4) электр. система защиты5) АЭС. СУЗ, система управления и защиты (реактора)6) патент. система правовой охраны -
2 Steuer- und Schutzsystem
сущ.АЭС. СУЗ (реактора), система управления и защиты (реактора)Универсальный немецко-русский словарь > Steuer- und Schutzsystem
-
3 Steuerungs- und Reaktorschutzsystem
сущ.АЭС. СУЗ реактора, система управления и защиты реактораУниверсальный немецко-русский словарь > Steuerungs- und Reaktorschutzsystem
-
4 Reaktorregel-, Steuer- und Schutzsystem
сущ.АЭС. СУЗ, система управления и защиты реактораУниверсальный немецко-русский словарь > Reaktorregel-, Steuer- und Schutzsystem
-
5 Reaktorsteuer- und Schutzsystem
сущ.АЭС. СУЗ, система управления и защиты реактораУниверсальный немецко-русский словарь > Reaktorsteuer- und Schutzsystem
-
6 Reaktorsteuer-, Regel- und Schutzsystem
сущ.АЭС. СУЗ, система управления и защиты реактораУниверсальный немецко-русский словарь > Reaktorsteuer-, Regel- und Schutzsystem
-
7 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
-
8 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
-
9 Regelungssystem
сущ.2) воен. система автоматического управления4) внеш.торг. система управления5) судостр. система управления и защиты ядерного реактора -
10 Steuerische und Schutzsystem
сущ.яд.физ. СУЗ (ядерного реактора), система управления и защитыУниверсальный немецко-русский словарь > Steuerische und Schutzsystem
-
11 System der Steuerung und des Schutzes
сущ.АЭС. система управления и защиты, СУЗ (реактора)Универсальный немецко-русский словарь > System der Steuerung und des Schutzes
-
12 Steuer- und Schutzsystem
n система управления и защиты, СУЗ ( ядерного реактора)Neue große deutsch-russische Wörterbuch Polytechnic > Steuer- und Schutzsystem
-
13 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
-
14 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
-
15 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
-
16 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
См. также в других словарях:
Система управления и защиты реактора — СУЗ система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, переходя на другой уровень мощности и отключения реактора. Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом, 2010 … Термины атомной энергетики
система управления и защиты реактора — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN reactor control and protection system … Справочник технического переводчика
Система управления и защиты реактора — … Википедия
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 — [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) — По ГОСТ 23082 78 Источник … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
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 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 и защиты исследовательского реактора — 20. Система управления и защиты (далее СУЗ) совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной… … Официальная терминология
система управления — 24. система управления: Система, используемая для управления, защиты, контроля и отображения информации о состоянии промышленной газотурбинной установки [газотурбинного двигателя] на всех режимах работы. Источник: ГОСТ Р 51852 2001: Установки… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации