-
21 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
-
22 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
-
23 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)
-
24 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
-
25 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
-
26 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
-
27 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
-
28 захват стержня системы управления и защиты ядерного реактора
захват стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > захват стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
29 калибровка регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
калибровка регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
(для проверки их эффективности)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > калибровка регулирующих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
30 канал блокировки системы управления и защиты ядерного реактора
канал блокировки системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > канал блокировки системы управления и защиты ядерного реактора
-
31 кожух механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
кожух 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 > кожух механизма привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
32 команда на прекращение перемещения стержня системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора
команда на прекращение перемещения стержня системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > команда на прекращение перемещения стержня системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора
-
33 конфигурация стержней системы управления и защиты ядерного реактора
конфигурация стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > конфигурация стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
34 корзина поглощающих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
корзина поглощающих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > корзина поглощающих стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
35 механизм привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
механизм 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 > механизм привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
36 направляющая втулка для стержней системы управления и защиты ядерного реактора
направляющая втулка для стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > направляющая втулка для стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
37 направляющая втулка регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
направляющая втулка 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 > направляющая втулка регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
38 направляющая труба стержней системы управления и защиты ядерного реактора
направляющая труба стержней системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > направляющая труба стержней системы управления и защиты ядерного реактора
-
39 перемещение регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
перемещение 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 > перемещение регулирующего стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
40 поглощающий стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
поглощающий стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > поглощающий стержень системы управления и защиты (ядерного реактора)
См. также в других словарях:
Взвод системы управления и защиты реактора на реактивность — 4. Взвод рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность изменение положения (состояния) рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу… … Официальная терминология
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
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
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
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
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
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