-
81 внутриреакторное хранение отработавшего ядерного топлива
внутриреакторное хранение отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > внутриреакторное хранение отработавшего ядерного топлива
-
82 вода системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
вода системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вода системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС
-
83 водный процесс регенерации ядерного топлива
водный процесс регенерации ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > водный процесс регенерации ядерного топлива
-
84 воспроизводство ядерного топлива
воспроизводство ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > воспроизводство ядерного топлива
-
85 воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > воспроизводство ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах
-
86 воспроизводство ядерного топлива в реакторе на быстрых нейтронах
воспроизводство ядерного топлива в реакторе на быстрых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > воспроизводство ядерного топлива в реакторе на быстрых нейтронах
-
87 воспроизводство ядерного топлива на быстрых нейтронах
воспроизводство ядерного топлива на быстрых нейтронах
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > воспроизводство ядерного топлива на быстрых нейтронах
-
88 время выгорания ядерного топлива
время выгорания ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > время выгорания ядерного топлива
-
89 время удвоения ядерного топлива
время удвоения ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > время удвоения ядерного топлива
-
90 вспомогательное устройство для перегрузки ядерного топлива на АЭС
вспомогательное устройство для перегрузки ядерного топлива на АЭС
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вспомогательное устройство для перегрузки ядерного топлива на АЭС
-
91 выгорание ядерного топлива
выгорание ядерного топлива
Снижение концентрации любого нуклида в ядерном, топливе, вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.
[ http://pripyat.forumbb.ru/viewtopic.php?id=25]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выгорание ядерного топлива
-
92 выдерживание отработавшего ядерного топлива
выдерживание отработавшего ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выдерживание отработавшего ядерного топлива
-
93 выдержка отработавшего ядерного топлива на АЭС
выдержка отработавшего ядерного топлива на АЭС
(время с момента прекращения цепной реакции в ядерном топливе)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выдержка отработавшего ядерного топлива на АЭС
-
94 выдержка ядерного топлива
выдержка ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > выдержка ядерного топлива
-
95 вытяжной вентилятор бассейна охлаждения ядерного топлива
вытяжной вентилятор бассейна охлаждения ядерного топлива
(на АЭС)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вытяжной вентилятор бассейна охлаждения ядерного топлива
-
96 вытяжной вентилятор хранилища ядерного топлива
вытяжной вентилятор хранилища ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > вытяжной вентилятор хранилища ядерного топлива
-
97 гамма-сканирование ядерного топлива
гамма-сканирование ядерного топлива
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > гамма-сканирование ядерного топлива
-
98 глубина выгорания (ядерного топлива)
глубина выгорания (ядерного топлива)
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > глубина выгорания (ядерного топлива)
-
99 глубина выгорания ядерного топлива с возможностью выгрузки из активной зоны
глубина выгорания ядерного топлива с возможностью выгрузки из активной зоны
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > глубина выгорания ядерного топлива с возможностью выгрузки из активной зоны
-
100 глубина или степень выгорания ядерного топлива
глубина или степень выгорания ядерного топлива
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > глубина или степень выгорания ядерного топлива
См. также в других словарях:
Переработка отработанного ядерного топлива — Технологические схемы переработки облученного топлива реакторов на тепловых нейтронах В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс … Википедия
воспроизводство ядерного топлива — образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра так называемого сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при «горении» первичного ядерного… … Энциклопедический словарь
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА — процесс образования в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U) в результате захвата ядрами т. н. сырьевого материала 235U (или 232Тh) нейтронов, выделяющихся при горении первичного ядерного топлива 235U. Соотношение между… … Большой энциклопедический политехнический словарь
Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива — Эту статью следует викифицировать. Пожалуйста, оформите её согласно правилам оформления статей. Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива (англ. … Википедия
Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива — 5. Временное (оперативное) хранилище ядерного топлива специально оборудованное место (места), расположенное в помещении критсборки (критсборок), определенное проектом и предназначенное для временного хранения ядерного топлива, предусмотренного… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Регенерация ядерного топлива — совокупность радиохимических и химико металлургических процессов переработки отработавшего ядерного топлива (См. Ядерное топливо) с целью его очистки от радиоактивных продуктов деления (см. Радиоактивность) и извлечения неиспользованной… … Большая советская энциклопедия
Мировой рынок ядерного топлива — – сообщество производителей, трейдеров (посредников) и потребителей ядерного топлива (ЯТ), сектор мирового рынка. Годовой оборот составляет более $35 млрд. Является субъектом правового регулирования. Мировой рынок ядерного топлива (МРЯТ) имеет… … Википедия
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА — образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра т. н. сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при горении первичного ядерного топлива 235U.… … Большой Энциклопедический словарь
Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива — сооружение, входящее в состав ядерной установки или пункта хранения ядерных материалов, предназначенное для временного хранения отработавшего ядерного топлива в воде или другой жидкой среде... Источник: ПОСТАНОВЛЕНИЕ Ростехнадзора от 30.12.2005 N … Официальная терминология
Государство, участвующее в перевозке отработавшего ядерного топлива — Государство, участвующее в перевозке означает государство местонахождения атомной электростанции; государство, предоставившее специальное оборудование или специальное транспортное средство для перевозки отработавшего ядерного топлива; государство … Официальная терминология
Международная перевозка отработавшего ядерного топлива — Международная перевозка означает перевозку отработавшего ядерного топлива и любую другую операцию, связанную с его перевозкой, включая погрузку, разгрузку и хранение в пути, в том случае, когда в соответствии с договором перевозки… … Официальная терминология