-
41 процесс воспроизводства ядерного топлива
процесс воспроизводства ядерного топливапрацэс узнаўлення ядзернага паліваРусско-белорусский словарь математических, физических и технических терминов > процесс воспроизводства ядерного топлива
-
42 обогащение ядерного топлива
обогащение с ядерного топлива искусственное увеличение содержания делящегося нуклида в ядерном топливе путём добавления в него этого нуклидаKernbrennstoffaufbereitung f; Kernbrennstoffangereicherung fРусско-немецкий словарь по энергетике > обогащение ядерного топлива
-
43 переработка ядерного топлива
переработка ядерного топлива
—
[ http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]EN
reprocessing
Restoration of contaminated nuclear fuel to a usable condition. (Source: MGH)
[http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]Тематики
EN
DE
FR
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > переработка ядерного топлива
-
44 элемент ядерного топлива
элемент ядерного топлива
—
[ http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]EN
nuclear fuel element
A piece of nuclear fuel which has been formed and coated, and is ready to be placed in a reactor fuel assembly. (Source: MGH)
[http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]Тематики
EN
DE
FR
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > элемент ядерного топлива
-
45 аварийное облучение ядерного топлива
аварийное облучение ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийное облучение ядерного топлива
-
46 авария при перегрузке ядерного топлива на АЭС
авария при перегрузке ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария при перегрузке ядерного топлива на АЭС
-
47 авария при транспортировке отработавшего ядерного топлива
авария при транспортировке отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария при транспортировке отработавшего ядерного топлива
-
48 автоматическая перегрузка ядерного топлива
автоматическая перегрузка ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > автоматическая перегрузка ядерного топлива
-
49 автономное хранилище отработавшего ядерного топлива
автономное хранилище отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > автономное хранилище отработавшего ядерного топлива
-
50 анализ отработавшего ядерного топлива
анализ отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > анализ отработавшего ядерного топлива
-
51 анализатор облучённого ядерного топлива
анализатор облучённого ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > анализатор облучённого ядерного топлива
-
52 Британская фирма, занимающаяся проблемами ядерного топлива
Британская фирма, занимающаяся проблемами ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > Британская фирма, занимающаяся проблемами ядерного топлива
-
53 база перегрузки отработавшего ядерного топлива
база перегрузки отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > база перегрузки отработавшего ядерного топлива
-
54 бак воды системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
бак воды системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бак воды системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
-
55 бак для хранения воды системы перегрузки ядерного топлива на АЭС
бак для хранения воды системы перегрузки ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бак для хранения воды системы перегрузки ядерного топлива на АЭС
-
56 бак промежуточной выдержки отработавшего ядерного топлива
бак промежуточной выдержки отработавшего ядерного топлива
(на АЭС)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бак промежуточной выдержки отработавшего ядерного топлива
-
57 барьер деления (ядерного топлива)
барьер деления (ядерного топлива)
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > барьер деления (ядерного топлива)
-
58 басейн для приёма внестанционного ядерного топлива
басейн для приёма внестанционного ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > басейн для приёма внестанционного ядерного топлива
-
59 бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива
бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива
-
60 бассейн выдержки ядерного топлива на АЭС
бассейн выдержки ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > бассейн выдержки ядерного топлива на АЭС
См. также в других словарях:
Переработка отработанного ядерного топлива — Технологические схемы переработки облученного топлива реакторов на тепловых нейтронах В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс … Википедия
воспроизводство ядерного топлива — образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра так называемого сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при «горении» первичного ядерного… … Энциклопедический словарь
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА — процесс образования в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U) в результате захвата ядрами т. н. сырьевого материала 235U (или 232Тh) нейтронов, выделяющихся при горении первичного ядерного топлива 235U. Соотношение между… … Большой энциклопедический политехнический словарь
Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива — Эту статью следует викифицировать. Пожалуйста, оформите её согласно правилам оформления статей. Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива (англ. … Википедия
Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива — 5. Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива специально оборудованное место (места), расположенное в помещении критсборки (критсборок), определенное проектом и предназначенное для временного хранения ядерного топлива, предусмотренного… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Регенерация ядерного топлива — совокупность радиохимических и химико металлургических процессов переработки отработавшего ядерного топлива (См. Ядерное топливо) с целью его очистки от радиоактивных продуктов деления (см. Радиоактивность) и извлечения неиспользованной… … Большая советская энциклопедия
Мировой рынок ядерного топлива — – сообщество производителей, трейдеров (посредников) и потребителей ядерного топлива (ЯТ), сектор мирового рынка. Годовой оборот составляет более $35 млрд. Является субъектом правового регулирования. Мировой рынок ядерного топлива (МРЯТ) имеет… … Википедия
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА — образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра т. н. сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при горении первичного ядерного топлива 235U.… … Большой Энциклопедический словарь
Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива — сооружение, входящее в состав ядерной установки или пункта хранения ядерных материалов, предназначенное для временного хранения отработавшего ядерного топлива в воде или другой жидкой среде... Источник: ПОСТАНОВЛЕНИЕ Ростехнадзора от 30.12.2005 N … Официальная терминология
Государство, участвующее в перевозке отработавшего ядерного топлива — Государство, участвующее в перевозке означает государство местонахождения атомной электростанции; государство, предоставившее специальное оборудование или специальное транспортное средство для перевозки отработавшего ядерного топлива; государство … Официальная терминология
Международная перевозка отработавшего ядерного топлива — Международная перевозка означает перевозку отработавшего ядерного топлива и любую другую операцию, связанную с его перевозкой, включая погрузку, разгрузку и хранение в пути, в том случае, когда в соответствии с договором перевозки… … Официальная терминология