-
1 система контроля технологических параметров ядерного реактора
система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора
D. Kontrollsystem der technologischen Parameter
E. Process parameter monitoring system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
2 система контроля технологических параметров ядерного реактора
система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора
D. Kontrollsystem der technologischen Parameter
E. Process parameter monitoring system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
3 регулирование ядерного реактора
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > регулирование ядерного реактора
-
4 регулирование ядерного реактора
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > регулирование ядерного реактора
-
5 исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
-
6 исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
-
7 аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
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 защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
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 реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
-
8 аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
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 защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
-
9 программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > программа задания параметров водно-химического режима второго контура ядерного реактора
-
10 система представления параметров безопасности ядерного реактора
система представления параметров безопасности ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система представления параметров безопасности ядерного реактора
-
11 анализ тенденции изменения параметров безопасности
анализ тенденции изменения параметров безопасности
(ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > анализ тенденции изменения параметров безопасности
-
12 влияние резкого изменения параметров
влияние резкого изменения параметров
(напр. в парогенерирующей установке ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > влияние резкого изменения параметров
-
13 отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
(напр. ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > отклонение параметров от номинального значения при всплеске мощности
-
14 резкое изменение параметров
резкое изменение параметров
(напр. потока, ядерного реактора и др.)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > резкое изменение параметров
-
15 неустойчивость, вызванная резким превышением параметров
Универсальный русско-английский словарь > неустойчивость, вызванная резким превышением параметров
-
16 subcriticality
1) Техника: докритическое состояние, докритичность (параметров ядерного реактора), подкритический режим, подкритический режимы резания, подкритичность (ядерного реактора)2) Ядерная физика: докритическое состояние (параметров реактора), подкритичность (реактора)3) Макаров: докритическое состояние (напр. параметров ядерного РК), докритичность (напр. параметров ядерного РК), подкритический режим (напр. ядерного РК), подкритичность (напр. ядерного РК), докритическое состояние (напр., параметров ядерного РК), подкритический режим (напр., ядерного РК) -
17 Regelung des Kernreaktors
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Regelung des Kernreaktors
-
18 nuclear reactor control
регулирование ядерного реактора
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > nuclear reactor control
-
19 supercriticality
1) Техника: сверхкритический режим, сверхкритический режимы резания, сверхкритическое состояние, сверхкритичность (параметров ядерного реактора)2) Ядерная физика: сверхкритическое состояние (параметров реактора), сверхкритичность (параметров реактора), надкритический режимы резания (реактора), надкритичность (реактора)3) Макаров: сверхкритичность (параметров ядерного РК), надкритический режим (ядерного реактора) -
20 Triebwerk der automatischen Regelung
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм АР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Triebwerk der automatischen Regelung
См. также в других словарях:
система контроля технологических параметров ядерного реактора — [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов EN process parameter monitoring system DE Kontrollsystem der technologischen Parameter … Справочник технического переводчика
Система контроля технологических параметров ядерного реактора — 6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора D. Kontrollsystem der technologischen Parameter E. Process parameter monitoring system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
регулирование ядерного реактора — Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора. [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов EN nuclear reactor control DE … Справочник технического переводчика
Регулирование ядерного реактора — 35. Регулирование ядерного реактора D. Regelung des Kernreaktors E. Nuclear reactor control Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора Источник: ГОСТ… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Аварийная защита ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Содержание 1 Активная аварийная защита 2 Пасс … Википедия
исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора — исполнительный механизм АР Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения. [ГОСТ 17137 87] Тематики … Справочник технического переводчика
Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора — 42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора Исполнительный механизм АР D. Triebwerk der automatischen Regelung E. Automatic control actuator Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Система контроля ядерного реактора — 2. Система контроля ядерного реактора Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
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
система контроля ядерного реактора — Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для выполнения заданных функций. Примечание… … Справочник технического переводчика
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
