-
1 завод по производству тепловыделяющих элементов для ядерного реактора
завод по производству тепловыделяющих элементов для ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > завод по производству тепловыделяющих элементов для ядерного реактора
-
2 коэффициент воспроизводства топлива для ядерного реактора на быстрых нейтронах
коэффициент воспроизводства топлива для ядерного реактора на быстрых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > коэффициент воспроизводства топлива для ядерного реактора на быстрых нейтронах
-
3 критерии выбора площадки для ядерного реактора
критерии выбора площадки для ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > критерии выбора площадки для ядерного реактора
-
4 обессоленная подпиточная вода для ядерного реактора
обессоленная подпиточная вода для ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > обессоленная подпиточная вода для ядерного реактора
-
5 материал для ядерного реактора
1) Engineering: nuclear material, pile material2) Makarov: reactor materialУниверсальный русско-английский словарь > материал для ядерного реактора
-
6 утверждение выбора строительной площадки для ядерного реактора
Makarov: site approval for nuclear reactorУниверсальный русско-английский словарь > утверждение выбора строительной площадки для ядерного реактора
-
7 материал для ядерного реактора
Русско-английский политехнический словарь > материал для ядерного реактора
-
8 материал для ядерного реактора
reactor material, pile materialРусско-английский физический словарь > материал для ядерного реактора
-
9 утверждение выбора строительной площадки для ядерного реактора
Русско-английский физический словарь > утверждение выбора строительной площадки для ядерного реактора
-
10 корпус ядерного реактора
корпус ядерного реактора
корпус
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > корпус ядерного реактора
-
11 канал ядерного реактора
канал ядерного реактора
канал
Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание
Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > канал ядерного реактора
-
12 бассейн ядерного реактора
бассейн ядерного реактора
Резервуар с водой, сообщающийся с объемом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения защиты.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бассейн ядерного реактора
-
13 опасность ядерного реактора
Русско-английский военно-политический словарь > опасность ядерного реактора
-
14 разрушение ядерного реактора
Русско-английский военно-политический словарь > разрушение ядерного реактора
-
15 исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
-
16 система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
система расхолаживания активной зоны ядерного реактора
Система низкого давления, большой ёмкости, расположена во вспомогательном корпусе, предназначена для выполнения двух функций. Нормальная функция заключается в отводе остаточных тепловыделений из активной зоны после останова реактора; реализуется подачей горячей воды из горячей нитки через теплообменник и обратно в систему через холодную нитку. Аварийная функция заключается в подаче охлаждённой борированной воды из бака воды для перегрузки топлива
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
-
17 тепловыделяющая сборка ядерного реактора
тепловыделяющая сборка ядерного реактора
ТВС
Ндп. пакет
Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.
Примечание
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > тепловыделяющая сборка ядерного реактора
-
18 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
-
19 экспериментальный канал ядерного реактора
экспериментальный канал ядерного реактора
экспериментальный канал
Канал ядерного реактора, предназначенный для облучения в реакторе объектов или для вывода из реактора пучка нейтронов.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > экспериментальный канал ядерного реактора
-
20 защитная оболочка ядерного реактора
защитная оболочка ядерного реактора
защитная оболочка
Устройство ядерного реактора, предназначенное для удержания радиоактивных нуклидов внутри объема, ограниченного оболочкой в случае аварийной разгерметизации оборудования ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > защитная оболочка ядерного реактора
См. также в других словарях:
завод по производству тепловыделяющих элементов для ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fuel fabrication plant … Справочник технического переводчика
коэффициент воспроизводства топлива для ядерного реактора на быстрых нейтронах — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast conversion ratioFCR … Справочник технического переводчика
критерии выбора площадки для ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN reactor site criteria … Справочник технического переводчика
обессоленная подпиточная вода для ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN demineralized reactor makeup waterDRMW … Справочник технического переводчика
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
Кампания ядерного реактора — время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления … Википедия
корпус ядерного реактора — корпус Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя. Примечания 1.… … Справочник технического переводчика
Корпус ядерного реактора — 60. Корпус ядерного реактора Корпус D. Reaktorbehalter Е. Reactor vessel F. Caisson de reacteur Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Теплоноситель ядерного реактора — Теплоноситель в ядерном реакторе жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер. Содержание 1 Общие сведения 2 Особенности применения … Википедия
канал ядерного реактора — канал Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и… … Справочник технического переводчика