-
1 канал активной зоны
nuclРусско-французский политехнический словарь > канал активной зоны
-
2 стержень активной зоны
nuclРусско-французский политехнический словарь > стержень активной зоны
-
3 цилиндр активной зоны
Русско-французский политехнический словарь > цилиндр активной зоны
-
4 камера активной зоны реактора
Dictionnaire russe-français universel > камера активной зоны реактора
-
5 канал активной зоны
neng. canal du cœur -
6 остаточная мощность активной зоны ядерного реактора
Dictionnaire russe-français universel > остаточная мощность активной зоны ядерного реактора
-
7 профиль активной зоны ядерного реактора
nDictionnaire russe-français universel > профиль активной зоны ядерного реактора
-
8 цилиндр активной зоны
Dictionnaire russe-français universel > цилиндр активной зоны
-
9 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
Е. Pool
F. Piscine
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
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > бассейн ядерного реактора
-
10 высокотемпературный реактор
высокотемпературный реактор
ВТР
Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени.
Примечание
В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 оС.
[ ГОСТ 23082-78]
высокотемпературный реактор
-
[Лугинский Я. Н. и др. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике. 2-е издание - М.: РУССО, 1995 - 616 с.]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
22. Высокотемпературный реактор
ВТР
D. Hochtemperaturreaktor
Е. High temperature reactor
F. Reacteur a haute temperature
Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени.
Примечание. В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 оС
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > высокотемпературный реактор
-
11 кипящий реактор
кипящий реактор
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
27. Кипящий реактор
D. Siedewasserreaktor
Е. Boiling water reactor
F. Reacteur bouillant
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотводот активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > кипящий реактор
-
12 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
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 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
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > корпус ядерного реактора
-
13 отражатель нейтронов
отражатель нейтронов
отражатель
Ндп. нейтронная подпорка
Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляющие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Отражатель
Ндп. Нейтронная подпорка
D. Reflektor
Е. Reflector
F. Reflecteur
Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляющие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > отражатель нейтронов
-
14 реактор с водой под давлением
реактор с водой под давлением
Ндп. реактор давления
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой ниже температуры насыщения.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
EN
DE
FR
28. Реактор с водой под давлением
Ндп. Реактор давления
D. Druckwasserreaktor
Е. Pressurized water reactor
F. Reacteur a fluide sous pression
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой ниже температуры насыщения
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > реактор с водой под давлением
-
15 реактор с прямым циклом
реактор с прямым циклом
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
DE
FR
31. Реактор с прямым циклом
D. Reaktor mit direktem Kreislauf
Е. Direct-cycle reactor
F. Reacteur a cycle direct
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > реактор с прямым циклом
-
16 Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора
74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора свп
Е. Burnable poison rod
F. Barre de poison consommoble
которого не содержит
Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавливаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговыделения, обеспечения заданной длительности выгорания топлива.
Примечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглотителя
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора
См. также в других словарях:
компоненты активной зоны — Элементы активной зоны реактора, исключая топливные сборки, которые используются для обеспечения опоры для конструкции активной зоны, или инструменты, устройства или другие приспособления, которые вводятся в активную зону реактора для мониторинга … Справочник технического переводчика
выгородка активной зоны ядерного реактора — выгородка Элемент конструкции ядерного реактора, расположенный по периметру активной зоны или зоны воспроизводства, предназначенный для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных тепловыделяющих элементов активной зоны путем… … Справочник технического переводчика
Выгородка активной зоны ядерного реактора — 86.Выгородка активной зоны ядерного реактора Выгородка Элемент конструкции ядерного реактора, расположенный по периметру активной зоны или зоны воспроизводства, предназначенный для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
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 … Справочник технического переводчика
внутриреакторный датчик энерговыделения по высоте активной зоны — внутризонный датчик энерговыделения по высоте активной зоны — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы внутризонный датчик энерговыделения по высоте активной зоны EN in core axial… … Справочник технического переводчика
дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора — дублирующая система расхолаживания активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы дублирующая система расхолаживания активной зоны ядерного реактора EN… … Справочник технического переводчика
обломки разрушенной активной зоны ядерного реактора — завал активной зоны ядерного реактора в результате аварии — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы завал активной зоны ядерного реактора в результате аварии EN core debris … Справочник технического переводчика
опорная плита активной зоны ядерного реактора — опорный настил активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы опорный настил активной зоны ядерного реактора EN core support floorcore support plate … Справочник технического переводчика
подсистема активной зоны ядерного реактора — вспомогательная система активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы вспомогательная система активной зоны ядерного реактора EN reactor core subsystem … Справочник технического переводчика
система охлаждения активной зоны ядерного реактора разбрызгиванием — спринклерная система активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы спринклерная система активной зоны ядерного реактора EN core spray system … Справочник технического переводчика
тяжёлое повреждение активной зоны ядерного реактора — серьезное повреждение активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы серьезное повреждение активной зоны ядерного реактора EN severe core damage … Справочник технического переводчика