-
1 аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора)
-
2 сброс аварийных стержней системы защиты и управления ядерного реактора
сброс аварийных стержней системы защиты и управления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > сброс аварийных стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
3 сигнал тревоги при отклонении положения регулирующего стержня системы защиты и управления ядерного реактора
сигнал тревоги при отклонении положения регулирующего стержня системы защиты и управления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > сигнал тревоги при отклонении положения регулирующего стержня системы защиты и управления ядерного реактора
-
4 система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
5 вентилятор вентиляционной системы приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control rod drive ventilating fanУниверсальный русско-английский словарь > вентилятор вентиляционной системы приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
6 система управления приводом стержней системы защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control rod drive control systemУниверсальный русско-английский словарь > система управления приводом стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
7 кожух механизма привода стержней системы защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control rod drive mechanism shroudУниверсальный русско-английский словарь > кожух механизма привода стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
8 привод стержней системы защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control rod disconnect drivelineУниверсальный русско-английский словарь > привод стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
9 система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
Engineering: control rod drive systemУниверсальный русско-английский словарь > система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора
-
10 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
-
11 предупредительная защита ядерного реактора
предупредительная защита ядерного реактора
ПЗ
Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению возможности возникновения аварийной ситуации на ядерном реакторе снижением мощности до безопасного уровня.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
- ПЗ
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > предупредительная защита ядерного реактора
-
12 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
-
13 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
-
14 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
-
15 выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
выброс стержня системы управления и защиты ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выведение стержня системы управления и защиты ядерного реактора
-
16 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
-
17 авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора вследствие выброса регулирующего стержня
-
18 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-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности
-
19 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-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
-
20 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-английский словарь нормативно-технической терминологии > канал автоматического регулирования ядерного реактора
См. также в других словарях:
аварийный тракт подвода борированной воды (системы защиты и управления ядерного реактора) — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN emergency boration flow path … Справочник технического переводчика
сброс аварийных стержней системы защиты и управления ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN firing … Справочник технического переводчика
сигнал тревоги при отклонении положения регулирующего стержня системы защиты и управления ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN rod deviation alarm … Справочник технического переводчика
система приводов стержней системы защиты и управления ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN control rod drive systemCRDS … Справочник технического переводчика
Подсистема контроля ядерного реактора — 3. Подсистема контроля ядерного реактора Часть системы контроля ядерного реактора, предназначенная для выполнения отдельных ее функций Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения … 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
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… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Предупредительная защита ядерного реактора — 27. Предупредительная защита ядерного реактора ПЗ Е. Alarm system Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению возможности возникновения аварийной ситуации на ядерном реакторе снижением мощности до безопасного уровня… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Стабилизация энергораспределения ядерного реактора — 38. Стабилизация энергораспределения ядерного реактора Е. Stabilization of power distribution Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая управление ядерным реактором с целью поддержания параметров энергораспределения на … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Активная зона ядерного реактора — 41. Активная зона ядерного реактора Активная зона D. Aktiven Zone Е. Core F. Coeur Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит управляемая цепная ядерная реакция Источник: ГОСТ 23082 78: Реакторы ядерные. Термины и… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Физическая мощность ядерного реактора — Величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора Источник: ГОСТ 27445 87: Системы контроля нейтронного потока для управления и … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации