-
1 стекло для защиты от нейтронов
nsilic. NeutronenschutzglasУниверсальный русско-немецкий словарь > стекло для защиты от нейтронов
-
2 экран для защиты от нейтронов
nnucl.phys. NeutronenschutzmantelУниверсальный русско-немецкий словарь > экран для защиты от нейтронов
-
3 экран
экран м. Abschirmblech n; Abschirmung f; тепл. Berohrung f; Bildschirm m; Bildwand f; Blende f; кфт. Leinwand f; Leuchtschirm m; Mattscheibe f; Projektionsschirm m; Schild m; Schirm m; Wall m; Wand fэкран м. дисплея на жидких кристаллах выч. Flüssigkristallanzeigeschirm m; выч. LCD-Anzeigebildschirm m -
4 отражатель
n1) Av. Ablenkblende (струи), Ablenkelement2) milit. Auswerfer (пулемёта)3) eng. Aufheller (Kinetechnik), Prallelektrode, Reflektor, Reflektor (Spiegel eines Radioteleskops), Reflektor (Teil einer Dipolantenne), Reflektor (reflektierende Substanz bzw. Struktur), Reflektorfläche (reflektierende Substanz bzw. Struktur), Streumantel (реактора), Streumantel (ядерного реактора)4) rare. Konkavspiegel (кинопроектора)5) auto. Sammelspiegel (напр. фары), Strahlspiegel, Wirbelator (для защиты ветрового стекла от грязи и насекомых), Rückstrahler, Deflektor, Prallblech, Spritzblech, Spritzleltblech6) artil. Ablenker, Ausstoßer, Patronenauswerfer, Rückblickspiegel7) radio. Prallanode, Reflektorstrahler, Reflexionselektrode (клистрона)8) electr. Repulsionselektrode (клистрона), Spiegel, Spiegelschirm9) atom. Reflektor (нейтронов), Tamper (активной зоны реактора)10) microel. Reflektorelektrode, Rückstoßelektrode11) nucl.phys. Hüllgebiet, Reflektorschicht12) wood. Strahlerblech13) hydraul. Prallplatte (предохраняющий от прямого натекания)14) nav. Brüt-Hülle (световой, тепловой), (радиолокационный пассивный) Umlenkspiegel15) small.arm. Rückwerfer16) shipb. Hohlspiegel17) cinema.equip. (зеркальный) Reflexionsspiegel (напр., кинопрожектора) -
5 бораль
-
6 система контроля реакторной кинетики
система контроля реакторной кинетики
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
4. Система контроля реакторной кинетики
D. Kontrollsystem der Reaktorkinetik
Е. Reactor kinetics monitoring system
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания:
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля реакторной кинетики
-
7 система контроля нейтронного потока ядерного реактора
система контроля нейтронного потока ядерного реактора
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.
Примечание
В функции системы допускается включать контроль реактивности.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора
D. Neutronenflusskontrollsystem
Е. Neutron flux monitoring system
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.
Примечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля нейтронного потока ядерного реактора
-
8 внереакторные детекторы
Русско-немецкий словарь по энергетике > внереакторные детекторы
-
9 тепловая защита ЯР
защита ж ЯР, тепловая конструкция в виде обечайки или экрана из стали или жаростойких материалов, установленная между отражателем нейтронов и корпусом ЯР или перед ответственными конструкциями, главным образом корпусного реактора вне активной зоны, для уменьшения облучения корпуса и/или конструкций и защиты их от чрезмерного нагрева, обусловленного ионизирующим излучениемAbschirmung f, thermische; Kernreaktorwärmeschutz m -
10 внутрикорпусная шахта ЯР
шахта ж ЯР, внутрикорпусная цилиндрическая обечайка внутри корпуса ЯР для размещения в ней активной зоны, организации потока теплоносителя и защиты стенок корпуса от воздействия потока нейтроновReaktorschacht m in Reaktortorso; ReaktortorsoschachtРусско-немецкий словарь по энергетике > внутрикорпусная шахта ЯР
См. также в других словарях:
экран для защиты от нейтронов — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN neutron shield … Справочник технического переводчика
экран для защиты ядерного реактора от быстрых нейтронов — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast neutron shield … Справочник технического переводчика
НП 063-05: Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла — Терминология НП 063 05: Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла: Безопасное оборудование (оборудование типа Б) оборудование, конструкция, геометрические особенности и конструкционные материалы которого исключают… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения — Терминология ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа: 25. Аварийная защита ядерного реактора AЗ D. Schnellschlusssystem Е. Protection system Функция системы управления и… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 16327-88: Комплекты упаковочные транспортные для радиоактивных веществ. Общие технические условия — Терминология ГОСТ 16327 88: Комплекты упаковочные транспортные для радиоактивных веществ. Общие технические условия оригинал документа: 2. Испытание системы герметизации внутренним гидравлическим давлением Этот метод можно использовать вместо… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 27445-87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования — Терминология ГОСТ 27445 87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования оригинал документа: Активная зона ядерного реактора Определение по ГОСТ 23082 78 Определения термина из разных … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ЗАЩИТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ — в ядерной энергетике материалы, применяемые для защиты от ионизирующих излучений. Защита от потока за ряж. частиц не представляет затруднений, т. к. их пробег во всех материалах мал, поэтому понятие 3. м. используется лишь по отношению к… … Большой энциклопедический политехнический словарь
РАДИОМЕТРИЯ — в ядерной физике, совокупность методов измерений активности А (числа распадов в ед. времени) радионуклидов. Родоначальниками Р. можно считать Э. Резерфорда и X. Гейгера, впервые в 1903 осуществивших с помощью искрового счётчика определение числа… … Физическая энциклопедия
Металлы как горючие — Металлы как ракетное горючие, используемые в ракетных топливах, относятся в основном ко второму периоду периодической системы элементов, и только некоторые из них к третьему. Добавка циркония приводит к большой плотности топлива, но уменьшает… … Википедия
Металлы как горючее — Металлы как ракетное горючее, используемые в ракетных топливах, относятся в основном ко второму периоду периодической системы элементов, и только некоторые из них к третьему. Добавка циркония приводит к большой плотности топлива, но… … Википедия
ВВЭР-1000 — Монтаж корпуса реактора ВВЭР 1000 на Балаковской АЭС Тип реактора водо водяной … Википедия
