-
101 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > сигнал аварийной защиты ядерного реактора
-
102 сигнал предупредительной защиты ядерного реактора
сигнал предупредительной защиты ядерного реактора
сигнал ПЗ
Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной защиты ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > сигнал предупредительной защиты ядерного реактора
-
103 система изоляции защитной оболочки (ядерного реактора)
система изоляции защитной оболочки (ядерного реактора)
Система отсечения защитной оболочки ядерного реактора
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система изоляции защитной оболочки (ядерного реактора)
-
104 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-английский словарь нормативно-технической терминологии > система контроля технологических параметров ядерного реактора
-
105 система охлаждения остановленного ядерного реактора
система охлаждения остановленного ядерного реактора
Система охлаждения ядерного реактора при останове
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система охлаждения остановленного ядерного реактора
-
106 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
-
107 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система управления и защиты ядерного реактора СУЗ
-
108 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
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > система шумовой диагностики состояния ядерного реактора
-
109 тепловая колонна ядерного реактора
тепловая колонна ядерного реактора
Устройство ядерного реактора из материала замедлителя, позволяющее получать источник тепловых нейтронов в экспериментальных целях.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
EN
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > тепловая колонна ядерного реактора
-
110 тепловыделяющий элемент ядерного реактора
тепловыделяющий элемент ядерного реактора
твэл
Сборочная единица гетерогенного ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроизводства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > тепловыделяющий элемент ядерного реактора
-
111 теплоноситель ядерного реактора
теплоноситель ядерного реактора
(среда, в зависимости от типа реактора обычная или тяжёлая вода, газ, или расплавленный металл, которая воспринимает и отводит тепло, выделяемое при делении ядерного топлива)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > теплоноситель ядерного реактора
-
112 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
-
113 расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов внутри корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
-
114 расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора и конструкционных материалов нижней части корпуса реактора, образующихся при тяжёлой аварии
-
115 расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
- Corium-A+R
расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
- Corium-A+R
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > расплав активной зоны ядерного реактора, включающий Corium-А и конструкционные материалы корпуса реактора
-
116 механическое взаимодействие ядерного топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента ядерного реактора
механическое взаимодействие ядерного топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > механическое взаимодействие ядерного топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента ядерного реактора
-
117 разрушенная активная зона ядерного реактора с локальным концентрированием расплава ядерного топлива
- "bottled-up" core
разрушенная активная зона ядерного реактора с локальным концентрированием расплава ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
- "bottled-up" core
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > разрушенная активная зона ядерного реактора с локальным концентрированием расплава ядерного топлива
-
118 хранение ядерного топлива под наблюдением после выгрузки из активной зоны ядерного реактора
хранение ядерного топлива под наблюдением после выгрузки из активной зоны ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > хранение ядерного топлива под наблюдением после выгрузки из активной зоны ядерного реактора
-
119 аварийный останов ядерного реактора по периоду
аварийный останов ядерного реактора по периоду
Аварийный останов в случае недопустимого уменьшения постоянной времени реактора
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > аварийный останов ядерного реактора по периоду
-
120 номинальная тепловая мощность ядерного реактора с водой под давлением
номинальная тепловая мощность ядерного реактора с водой под давлением
(зависит от мощности реактора и числа контуров)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > номинальная тепловая мощность ядерного реактора с водой под давлением
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