-
1 реактора гидроочистки
Oil processing plants: hydrotreater (по аналогии перевода "реактора гидроочистки вакуумного газойля" - "vacuum gas oil hydrotreater"), hydrotreater unitУниверсальный русско-английский словарь > реактора гидроочистки
-
2 реактора-размножитель на быстрых нейтронах с оксидным топливом, бридер с оксидным топливом
реактора-размножитель на быстрых нейтронах с оксидным топливом, бридер с оксидным топливом
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > реактора-размножитель на быстрых нейтронах с оксидным топливом, бридер с оксидным топливом
-
3 отравление реактора
отравление реактора
йодная яма
Поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление реактора практически полностью определяется ядрами Xe-135 и Sm-149.
Рассмотрим отравление Xe-135. Вероятность поглощения тепловых нейтронов этим нуклидом очень велика. Поэтому отравление наиболее существенно в реакторах на тепловых нейтронах и практически отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах. Можно предположить, что Xe-135 возникает лишь при делении U-235, потому что выход Xe-135 слабо меняется из-за присутствия других делящих ядер.
После пуска реактора количество Xe-135 вначале довольно резко возрастает, а затем, через некоторое время из-за ряда процессов достигает стационарного уровня (при работе реактора на стационарном уровне мощности). После остановки реактора количество ядер Xe-135 увеличивается и проходит через максимум. При уменьшении потока нейтронов до нуля прекращается убыль ядер Xe-135 вследствие поглощения нейтронов, которая является преобладающей при достаточно больших мощностях. В то же время скорость образования ядер Xe-135 уменьшается гораздо медленнее, так как время жизни I-135 достаточно велико. Таким образом, после остановки реактора происходит уменьшение реактивности (обусловленное увеличением отравления ксеноном), которое принято называть йодной ямой. Поэтому при пуске реактора после кратковременной остановки требуется запас реактивности для компенсации йодной ямы.
С помощью специальных режимов остановки реактора удается заметно уменьшить глубину йодной ямы, а значит, и запас реактивности, необходимый для пуска реактора после кратковременной остановки. Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.
Теперь рассмотрим отравление реактора Sm-149. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном. Аналогично Xe-135, после пуска реактора для Sm-149 наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора. При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени. Т.е. снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимися продуктами деления (главным образом, Xe-135 и Sm-149).
[ http://pripyat.forumbb.ru/viewtopic.php?id=25]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > отравление 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 аварийный разгон ядерного реактора
аварийный разгон ядерного реактора
неуправляемый разгон ядерного реактора
выход ядерного реактора из-под контроля
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный разгон ядерного реактора
-
6 авария (ядерного реактора) с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария (ядерного реактора) с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
- аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария (ядерного реактора) с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
-
7 авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме
- аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с превышением [выбросом] мощности в переходном режиме
-
8 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
-
9 линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems
E. Communication lines of control and safety system
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
-
10 повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
залив ядерного реактора
Первая ступень системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора, САОЗ
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > повторный залив активной зоны ядерного реактора (при аварийном охлаждении)
-
11 система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
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 из активной зоны после останова реактора; реализуется подачей горячей воды из горячей нитки через теплообменник и обратно в систему через холодную нитку. Аварийная функция заключается в подаче охлаждённой борированной воды из бака воды для перегрузки топлива
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
-
12 излучение из реактора
Русско-английский военно-политический словарь > излучение из реактора
-
13 прибор системы защиты реактора
Русско-английский военно-политический словарь > прибор системы защиты реактора
-
14 прибор системы управления и защиты реактора
Русско-английский военно-политический словарь > прибор системы управления и защиты реактора
-
15 реактивность реактора
Русско-английский военно-политический словарь > реактивность реактора
-
16 стержень реактора
Русско-английский военно-политический словарь > стержень реактора
-
17 характеристика реактора
Русско-английский военно-политический словарь > характеристика реактора
-
18 шум реактора
Русско-английский военно-политический словарь > шум реактора
-
19 аварийная защита ядерного реактора
аварийная защита ядерного реактора
AЗ
Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в подкритическое состояние.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
- AЗ
EN
DE
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора
-
20 аварийный или неуправляемый разгон ядерного реактора
аварийный или неуправляемый разгон ядерного реактора
выход ядерного реактора из-под контроля
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва]Тематики
- электротехника, основные понятия
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный или неуправляемый разгон ядерного реактора
См. также в других словарях:
реактора-размножитель на быстрых нейтронах с оксидным топливом, бридер с оксидным топливом — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast oxide breederFOB … Справочник технического переводчика
Реактора петля — устройство для переноса тепла, выделяющегося при цепной ядерной реакции деления, от ядерного реактора (См. Ядерный реактор) к теплообменнику; представляет собой замкнутую систему трубопроводов, по которой циркулирует теплоноситель. В… … Большая советская энциклопедия
РЕАКТОРА ПЕРИОД — время, за к рое значение нейтронного потока в ядерном реакторе меняется в е раз (е основание натур. логарифмов) … Большой энциклопедический политехнический словарь
Отравление реактора — Reactor poisoning поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения.… … Термины атомной энергетики
отравление реактора — йодная яма Поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление … Справочник технического переводчика
Период реактора — Период реактора время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз ( 2,7 раза). Величина, обратная реактивности. Измеряется в секундах. Наряду с мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтронно физических … Википедия
Кампания ядерного реактора — время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления … Википедия
Кампания реактора — Кампания ядерного реактора время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления 3 Глубина выгорания … Википедия
Реактивность ядерного реактора — ρ величина, характеризующая динамику цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. Реактивность выражается через коэффициент размножения нейтронов следующим образом: Понятие реактивности широко используется при описании некритических… … Википедия
Канал ядерного реактора — 80. Канал ядерного реактора Канал D. Kanale Е. Channel F. Canal Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих … 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
