-
1 активность теплоносителя реактора
Engineering: reactor coolant activityУниверсальный русско-английский словарь > активность теплоносителя реактора
-
2 защитный барьер теплоносителя реактора под давлением
General subject: Reactor Coolant Pressure BoundaryУниверсальный русско-английский словарь > защитный барьер теплоносителя реактора под давлением
-
3 контур теплоносителя реактора
Atomic energy: reactor coolant circuitУниверсальный русско-английский словарь > контур теплоносителя реактора
-
4 подпитка теплоносителя реактора
Engineering: reactor coolant makeupУниверсальный русско-английский словарь > подпитка теплоносителя реактора
-
5 корпус ядерного реактора
корпус ядерного реактора
корпус
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Корпус
D. Reaktorbehalter
Е. Reactor vessel
F. Caisson de reacteur
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания:
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > корпус ядерного реактора
-
6 корпус ядерного реактора
корпус ядерного реактора
корпус
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Корпус
D. Reaktorbehalter
Е. Reactor vessel
F. Caisson de reacteur
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания:
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > корпус ядерного реактора
-
7 авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора
авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора
авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора
-
8 вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
-
9 канал ядерного реактора
канал ядерного реактора
канал
Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание
Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
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 органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-немецкий словарь нормативно-технической терминологии > канал ядерного реактора
-
10 канал ядерного реактора
канал ядерного реактора
канал
Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание
Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
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 органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.
Примечание. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Русско-французский словарь нормативно-технической терминологии > канал ядерного реактора
-
11 точка начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора
точка начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора
Температура начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > точка начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора
-
12 корпус ядерного реактора
корпус ядерного реактора
корпус
Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.
Примечания
1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > корпус ядерного реактора
-
13 обратный поток пара в активной зоне ядерного реактора
обратный поток пара в активной зоне ядерного реактора
опрокидывание циркуляции теплоносителя в активной зоне ядерного реактора
(при разрыве холодной нитки циркуляционной петли первого контура)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > обратный поток пара в активной зоне ядерного реактора
-
14 переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > переходный процесс с истечением рабочей среды ядерного реактора
-
15 система подпиточной воды ядерного реактора
система подпиточной воды ядерного реактора
система подпитки ядерного реактора
Предназначена для снижения концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура, увеличения положительной реактивности, концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура с целью повышения отрицательной реактивности, а также компенсации утечек в системе
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система подпиточной воды ядерного реактора
-
16 впрыск теплоносителя низкого давления в активную зону ядерного реактора
впрыск теплоносителя низкого давления в активную зону ядерного реактора
(при аварии ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > впрыск теплоносителя низкого давления в активную зону ядерного реактора
-
17 система охлаждения ядерного реактора
система охлаждения ядерного реактора
Система теплоносителя первого контура ядерного реактора с водой под давлением. Элементы системы и парогенератор расположены в здании защитной оболочки категории (класса) 1 сейсмичности, которые изолируют радиоактивную систему от окружающей среды в случае утечки теплоносителя
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система охлаждения ядерного реактора
-
18 аварийная подпитка теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора
аварийная подпитка теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийная подпитка теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора
-
19 аварийный впрыск теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
аварийный впрыск теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный впрыск теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора
-
20 авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
См. также в других словарях:
Контур теплоносителя реактора (первый контур) атомной станции — Контур теплоносителя реактора (первый контур) контур вместе с системой компенсации давления, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации... Источник: ПОСТАНОВЛЕНИЕ… … Официальная терминология
КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) — 25. КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) контур вместе с системой компенсации давления, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации. Источник: ПНАЭ Г 01 011 97 … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора — авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя EN loss of flow… … Справочник технического переводчика
вспомогательная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора — аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор… … Справочник технического переводчика
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
Аварийная защита реактора — Аварийная защита ядерного реактора совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Содержание 1 Активная аварийная защита 2 Пассивная аварийная защита … Википедия
Расплавление активной зоны ядерного реактора — АЭС Три Майл Айленд (США), на втором блоке которого произошла авария с частичным расплавлением активной зоны Расплавление активной зоны ядерного реактора, также мелтдаун ( … Википедия
точка начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора — Температура начала разогрева теплоносителя нейтронным потоком в активной зоне ядерного реактора [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN nuclear heatingpoint … Справочник технического переводчика
Теплоноситель ядерного реактора — Теплоноситель в ядерном реакторе жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер. Содержание 1 Общие сведения 2 Особенности применения … Википедия
корпус ядерного реактора — корпус Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя. Примечания 1.… … Справочник технического переводчика
обратный поток пара в активной зоне ядерного реактора — опрокидывание циркуляции теплоносителя в активной зоне ядерного реактора (при разрыве холодной нитки циркуляционной петли первого контура) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы… … Справочник технического переводчика
