-
1 линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems
E. Communication lines of control and safety system
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
-
2 выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выброс стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
3 аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
-
4 указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
УП
Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
- УП
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
-
5 вентилятор вентиляционной системы приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
вентилятор вентиляционной системы 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 > вентилятор вентиляционной системы приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
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 рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
орган СУЗ
Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
-
9 аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
-
10 авария с обезвоживанием системы управления и защиты ядерного реактора
авария с обезвоживанием системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с обезвоживанием системы управления и защиты ядерного реактора
-
11 авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты
авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты
-
12 авария ядерного реактора с падением регулирующих стержней системы управления и защиты
авария ядерного реактора с падением регулирующих стержней системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с падением регулирующих стержней системы управления и защиты
-
13 амортизатор регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
амортизатор регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > амортизатор регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
14 быстрый останов ядерного реактора одной группой стержней системы управления и защиты
быстрый останов ядерного реактора одной группой стержней системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > быстрый останов ядерного реактора одной группой стержней системы управления и защиты
-
15 быстрый останов ядерного реактора путём сброса стержней системы управления и защиты
быстрый останов ядерного реактора путём сброса стержней системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > быстрый останов ядерного реактора путём сброса стержней системы управления и защиты
-
16 взведённый аварийный стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
взведённый аварийный стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > взведённый аварийный стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
-
17 водяной насос привода регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
водяной насос привода регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > водяной насос привода регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
18 вытеснитель регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
вытеснитель регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вытеснитель регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
19 граница или предел ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора
граница или предел ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > граница или предел ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора
-
20 заедание стержня регулирования системы управления и защиты ядерного реактора
заедание стержня регулирования системы управления и защиты ядерного реактора
(при вводе в активную зону)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > заедание стержня регулирования системы управления и защиты ядерного реактора
См. также в других словарях:
Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора — 40. Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора D. Regel und Schutzsystemapparatur Е. Control and safety system instrumentation Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Живучесть системы управления — 3. Живучесть системы управления Свойство системы сохранять при ВВФ объем функций управления на АС Источник: ГОСТ 29075 91: Системы ядерного приборостроения для атомных станций. Общие требования … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Рабочий орган системы управления и защиты — 18. Рабочий орган системы управления и защиты используемое в системе управления и защиты средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности. По функциональному назначению РО СУЗ… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора — выброс стержня системы управления и защиты ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы выброс стержня системы управления и защиты ядерного реактора EN rod ejection … Справочник технического переводчика
Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора — 39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems E. Communication lines of control and safety system Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора — 46. Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора УП D. Stellungsanzeiger des Regelorgans Е. Control element position indicator of control and safety system Устройство для определения положения… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора — Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и … Справочник технического переводчика
линии связи системы управления и защиты ядерного реактора — Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора. [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов EN communication lines of control and… … Справочник технического переводчика
указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора — УП Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты. [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов Синонимы УП EN control element position indicator of control and safety system … Справочник технического переводчика
вентилятор вентиляционной системы приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN control rod drive ventilating fanCRDVF … Справочник технического переводчика
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