система расхолаживания активной зоны реактора

См. также в других словарях:

• 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 …   Справочник технического переводчика

• дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора — дублирующая система расхолаживания активной зоны ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы дублирующая система расхолаживания активной зоны ядерного реактора EN… …   Справочник технического переводчика

• Система перегрузки топлива — предназначена для извлечения из активной зоны ТВС с выгоревшим топливом, выгоревших органов СУЗ, некоторых внутрикорпусных элементов и установки на их место новых. Перегрузка топлива в принципе возможна как на работающем на мощности реакторе, так …   Термины атомной энергетики

• система перегрузки топлива — разгрузочно загрузочная машина РЗМ Предназначена для извлечения из активной зоны ТВС с выгоревшим топливом, выгоревших органов СУЗ, некоторых внутрикорпусных элементов и установки на их место новых. Перегрузка топлива в принципе возможна как на… …   Справочник технического переводчика

• система — 4.48 система (system): Комбинация взаимодействующих элементов, организованных для достижения одной или нескольких поставленных целей. Примечание 1 Система может рассматриваться как продукт или предоставляемые им услуги. Примечание 2 На практике… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

• ВВЭР-1000 — Монтаж корпуса реактора ВВЭР 1000 на Балаковской АЭС Тип реактора водо водяной …   Википедия

• Балаковская АЭС — Балаковская АЭС …   Википедия

• РБМК — Эту статью следует викифицировать. Пожалуйста, оформите её согласно правилам оформления статей …   Википедия

• Чернобыльская авария — Координаты: 51°23′22.39″ с. ш. 30°05′56.93″ в. д. / 51.389553° с. ш. 30.099147° в. д.  …   Википедия

• 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

• ВВЭР-ТОИ — – типовой оптимизированный и информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором технологии ВВЭР (водо водяной энергетический реактор), выполняемый в современной информационной среде и в соответствии с требованиями ядерной и радиационной… …   Википедия