-
1 воспроизводство на тепловых нейтронах
Makarov: thermal conversionУниверсальный русско-английский словарь > воспроизводство на тепловых нейтронах
-
2 воспроизводство на тепловых нейтронах
Русско-английский физический словарь > воспроизводство на тепловых нейтронах
-
3 расширенное воспроизводство на тепловых нейтронах
Makarov: thermal breedingУниверсальный русско-английский словарь > расширенное воспроизводство на тепловых нейтронах
-
4 расширенное воспроизводство на тепловых нейтронах
Русско-английский физический словарь > расширенное воспроизводство на тепловых нейтронах
-
5 воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
-
6 воспроизводство в реакторе на тепловых нейтронах
Engineering: thermal breeding (ядерного топлива)Универсальный русско-английский словарь > воспроизводство в реакторе на тепловых нейтронах
-
7 воспроизводство
с.; яфreproduction; breeding; conversion- воспроизводство на тепловых нейтронах
- воспроизводство на ускорителе
- воспроизводство нейтронов
- воспроизводство расщепляющегося материала
- воспроизводство ядерного топлива
- расширенное воспроизводство на быстрых нейтронах
- расширенное воспроизводство на тепловых нейтронах
- расширенное воспроизводство плутония
- расширенное воспроизводство ядерного топлива
- расширенное воспроизводство
- суммарное воспроизводство
См. также в других словарях:
воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN thermal breed … Справочник технического переводчика
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
Реактор на промежуточных нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 – 1000 эВ. Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением… … Википедия
РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ — (бридер), ядерный реактор, в к ром число образовавшихся делящихся ядер больше числа уничтоженных, т. е. осуществляется расширенное воспроизводство делящихся ядер. Циклы воспроизводства осн. на двух группах ядерных реакций. В ураново плутониевом… … Физическая энциклопедия
Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в … Википедия
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — устройство, в к ром осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский Я. р. создан в декабре 1946 в Москве под… … Физическая энциклопедия
Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция (См. Ядерные цепные реакции), сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я. р. пущен в … Большая советская энциклопедия
БН-600 — Белоярская АЭС (на ней впервые в мире появился энергоблок промышленного масштаба на быстрых нейтронах) Тип реактора … Википедия
СССР. Технические науки — Авиационная наука и техника В дореволюционной России был построен ряд самолётов оригинальной конструкции. Свои самолёты создали (1909 1914) Я. М. Гаккель, Д. П. Григорович, В. А. Слесарев и др. Был построен 4 моторный самолёт… … Большая советская энциклопедия
БРЕСТ — БРЕСТ разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара[1]. Этот проект разрабатывается с конца 80 х … Википедия
Ядерное топливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции (См. Ядерные цепные реакции) деления. Существует только одно природное Я. т. урановое, которое содержит делящиеся ядра 235U, обеспечивающие… … Большая советская энциклопедия