-
61 вода подпитки ядерного реактора
вода подпитки ядерного реактора
подпиточная вода ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вода подпитки ядерного реактора
-
62 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
-
63 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
-
64 двойная защитная оболочка ядерного реактора
двойная защитная оболочка ядерного реактора
двухслойная защитная оболочка ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > двойная защитная оболочка ядерного реактора
-
65 дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
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
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны ядерного реактора
-
66 загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
загрузка ядерного реактора без останова
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > загрузка активной зоны ядерного реактора в процессе работы
-
67 запальная топливная кассета ядерного реактора
запальная топливная кассета ядерного реактора
тепловыделяющая сборка ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > запальная топливная кассета ядерного реактора
-
68 защитная оболочка ядерного реактора
защитная оболочка ядерного реактора
защитная оболочка
Устройство ядерного реактора, предназначенное для удержания радиоактивных нуклидов внутри объема, ограниченного оболочкой в случае аварийной разгерметизации оборудования ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > защитная оболочка ядерного реактора
-
69 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
-
70 испытание на всплеск энерговыделения в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня
испытание на всплеск энерговыделения в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня
испытание на резкий рост мощности в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- испытание на резкий рост мощности в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > испытание на всплеск энерговыделения в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня
-
71 канал отключения ядерного реактора
канал отключения ядерного реактора
канал останова ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > канал отключения ядерного реактора
-
72 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > канал ядерного реактора
-
73 конструктор основных систем ядерного реактора
конструктор основных систем ядерного реактора
конструктор ответственных систем ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > конструктор основных систем ядерного реактора
-
74 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
-
75 ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора, за пределами корпуса ядерного реактора
ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора, за пределами корпуса ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора, за пределами корпуса ядерного реактора
-
76 мероприятия административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора
мероприятия административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора
система административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- система административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > мероприятия административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора
-
77 насос питательной воды ядерного реактора с турбоприводом
насос питательной воды ядерного реактора с турбоприводом
турбонасос питательной воды ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > насос питательной воды ядерного реактора с турбоприводом
-
78 некомпенсируемый двухсторонний разрыв холодной нитки циркуляционного контура ядерного реактора
некомпенсируемый двухсторонний разрыв холодной нитки циркуляционного контура ядерного реактора
гильотинный двухсторонний разрыв холодной нитки циркуляционного контура ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
- гильотинный двухсторонний разрыв холодной нитки циркуляционного контура ядерного реактора
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > некомпенсируемый двухсторонний разрыв холодной нитки циркуляционного контура ядерного реактора
-
79 необратимое отравление ядерного реактора
необратимое отравление ядерного реактора
ксеноновое отравление ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > необратимое отравление ядерного реактора
-
80 неуправляемый разгон ядерного реактора
неуправляемый разгон ядерного реактора
аварийный разгон ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > неуправляемый разгон ядерного реактора
См. также в других словарях:
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
Кампания ядерного реактора — время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива. Содержание 1 Общие сведения 2 Накопление продуктов деления … Википедия
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора — 54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора ТВС Ндп. Пакет D. Brennelement Е. Fuel assembly F. Assemblage combustible Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
КАМПАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА судового — Происхождение: от фр. campagne поход продолжительность работы ядерного реактора на номинальной мощности без замены ядерного топлива. На современных судах Кампания Ядерного Реактора составляет тысячи часов. Например, на атомном ледоколе „Ленин… … Морской энциклопедический справочник
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
аварийный разгон ядерного реактора — неуправляемый разгон ядерного реактора выход ядерного реактора из под контроля — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы неуправляемый разгон ядерного реакторавыход ядерного… … Справочник технического переводчика
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 энергетика в целом Синонимы… … Справочник технического переводчика
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 энергетика в целом Синонимы… … Справочник технического переводчика
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 — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Содержание 1 Активная аварийная защита 2 Пасс … Википедия
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