-
41 аварийная защита ядерного реактора по реактивности
аварийная защита ядерного реактора по реактивности
АЗС
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности
АЗС
D. Reaktivitatsschnellschlusssystem
Е. Nuclear reactor reactivity protection system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора по реактивности
-
42 аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности
аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности
АЗС
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности
АЗС
D. Schnellschlusssystem der Leistungsanderung
E. Power rate-of-change protection system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности
-
43 аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
АЗТ
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
32. Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
АЗТ
D. Schnellschlusssystem der technologischen Parameter
E. Process parameter protection system
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
-
44 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
-
45 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
-
46 исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
исполнительный механизм КР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
44. Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
Исполнительный механизм
КР
D. Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs
Е. Reactivity compensation actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
-
47 исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
исполнительный механизм РР
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
43. Исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
РР
D. Triebwerk der Handregelung
Е. Manual actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
-
48 канал аварийной защиты ядерного реактора
канал аварийной защиты ядерного реактора
канал AЗ
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
34. Канал аварийной защиты ядерного реактора
Канал AЗ
D. Kanal des Schnellschutzsystems
Е. Protection channel
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > канал аварийной защиты ядерного реактора
-
49 канал автоматического регулирования ядерного реактора
канал автоматического регулирования ядерного реактора
канал АР
-
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
37. Канал автоматического регулирования ядерного реактора
Канал АР
D. Kanal der automatischen Regelung
E. Automatic control channel
-
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > канал автоматического регулирования ядерного реактора
-
50 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-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
-
51 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
-
52 сигнал аварийной защиты ядерного реактора
сигнал аварийной защиты ядерного реактора
сигнал AЗ
Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
26. Сигнал аварийной защиты ядерного реактора
Сигнал AЗ
D. Schnellschlusssignal
Е. Protection signal
Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > сигнал аварийной защиты ядерного реактора
-
53 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
-
54 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
-
55 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
-
56 система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
24. Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
D. Regel-und Schutzsystem
Е. Control and safety system
Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
-
57 система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
12. Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
D. Rauschdiagnostiksystem
Е. Noise diagnostics system
Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
-
58 указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
УП
Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
- УП
EN
DE
46. Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
УП
D. Stellungsanzeiger des Regelorgans
Е. Control element position indicator of control and safety system
Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
-
59 Аварийная защита ядерного реактора AЗ
25. Аварийная защита ядерного реактора AЗ
D. Schnellschlusssystem
Е. Protection system
Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в подкритическое состояние
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > Аварийная защита ядерного реактора AЗ
-
60 матрица чувствительности
nУниверсальный русско-немецкий словарь > матрица чувствительности
См. также в других словарях:
Научно-исследовательский институт атомных реакторов — Координаты: 54°11′20″ с. ш. 49°28′33″ в. д. / 54.188889° с. ш … Википедия
Управление регулирования ядерных реакторов — Управление регламентирования ядерных реакторов (Комиссии по ядерному регулированию США) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы Управление регламентирования ядерных реакторов EN Nuclear… … Справочник технического переводчика
фирма-изготовитель ядерных реакторов — фирма производитель ядерных реакторов — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы фирма производитель ядерных реакторов EN reactor manufacturerRM … Справочник технического переводчика
Испытание фарфоровой опорной изоляции реакторов повышенным напряжением промышленной частоты. — 2. Испытание фарфоровой опорной изоляции реакторов повышенным напряжением промышленной частоты. Испытательное напряжение опорной изоляции полностью собранного реактора устанавливается согласно табл. 1.8.26. Таблица 1.8.26. Испытательное… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Немецкое объединение страховщиков ядерных реакторов — (нем. Deutsche Kernreaktor Versicherungsgemeinschaft DKVG) Кёльнский атомный пул, занимающийся страхованием немецких предприятий атомной отрасли. Также он занимается перестрахованием [1]. Содержание 1 История … Википедия
Федеральное министерство экологии, охраны природы и безопасности ядерных реакторов Германии — Стиль этой статьи неэнциклопедичен или нарушает нормы русского языка. Статью следует исправить согласно стилистическим правилам Википедии … Википедия
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 26013-83: Комплекты упаковочные транспортные для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Общие технические требования — Терминология ГОСТ 26013 83: Комплекты упаковочные транспортные для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Общие технические требования оригинал документа: 1. Проектная авария при транспортировании отработавшего ядерного топлива… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 28506-90: Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов — Терминология ГОСТ 28506 90: Сборки тепловыделяющие ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов оригинал документа: Негерметичный твэл Твэл, в оболочке которого имеется сквозное… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 17138-81: Аппаратура контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов атомных станций. Общие технические требования и методы испытаний — Терминология ГОСТ 17138 81: Аппаратура контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов атомных станций. Общие технические требования и методы испытаний оригинал документа: Аппаратура КГО, основанная на индикации утечки … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
ГОСТ 25461-82: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Требования к методам расчета ядерной безопасности — Терминология ГОСТ 25461 82: Комплекты упаковочные транспортные с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов. Требования к методам расчета ядерной безопасности оригинал документа: 5. Вычислительный тест Математическая модель, для… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации