-
1 Kontrollsystem der Reaktorkinetik
система контроля реакторной кинетики
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
4. Система контроля реакторной кинетики
D. Kontrollsystem der Reaktorkinetik
Е. Reactor kinetics monitoring system
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
Примечания:
1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).
3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.
Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле
ρ = 1- 1/Kэфф,
где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Kontrollsystem der Reaktorkinetik
-
2 Brennelement
тепловыделяющая сборка ядерного реактора
ТВС
Ндп. пакет
Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.
Примечание
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали.
[ ГОСТ 23082-78]Недопустимые, нерекомендуемые
Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
элемент ядерного топлива
—
[ http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]EN
nuclear fuel element
A piece of nuclear fuel which has been formed and coated, and is ready to be placed in a reactor fuel assembly. (Source: MGH)
[http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en]Тематики
EN
DE
FR
54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Ндп. Пакет
D. Brennelement
Е. Fuel assembly
F. Assemblage combustible
Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.
Примечание. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brennelement
-
3 Brutzone
зона воспроизводства ядерного реактора
зона воспроизводства
Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
42. Зона воспроизводства ядерного реактора
Зона воспроизводства
D. Brutzone
Е. Blanket
F. Couche fertile
Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brutzone
-
4 Triebwerk der Handregelung
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
43. Исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
РР
D. Triebwerk der Handregelung
Е. Manual actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Triebwerk der Handregelung
-
5 Kanale
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Kanale
-
6 Reaktorbehalter
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Reaktorbehalter
-
7 Regelung des Kernreaktors
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Regelung des Kernreaktors
-
8 Neutronenflusskontrollsystem
система контроля нейтронного потока ядерного реактора
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.
Примечание
В функции системы допускается включать контроль реактивности.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
EN
DE
5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора
D. Neutronenflusskontrollsystem
Е. Neutron flux monitoring system
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.
Примечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Neutronenflusskontrollsystem
-
9 Wiederaufarbeitungstechnologie
сущ.АЭС. метод переработки (отработавшего ядерного топлива), метод регенерации (отработавшего ядерного топлива), способ переработки (отработавшего ядерного топлива), способ регенерации (отработавшего ядерного топлива), технология переработки (отработавшего ядерного топлива), технология регенерации (отработавшего ядерного топлива)Универсальный немецко-русский словарь > Wiederaufarbeitungstechnologie
-
10 Wiederaufarbeitungsverfahren
сущ.АЭС. метод переработки (отработавшего ядерного топлива), метод регенерации (отработавшего ядерного топлива), способ переработки (отработавшего ядерного топлива), способ регенерации (отработавшего ядерного топлива), технология переработки (отработавшего ядерного топлива), технология регенерации (отработавшего ядерного топлива)Универсальный немецко-русский словарь > Wiederaufarbeitungsverfahren
-
11 Schnellschlusssystem
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
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 подкритическое состояние
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Schnellschlusssystem
-
12 Atomzielpunkt
сущ.1) авиа. цель для нанесения атомного удара, цель для нанесения ядерного удара2) воен. объект (намеченного) ядерного нападения, объект (намеченного) ядерного удара, цель для ядерного нападения, цель для ядерного удара -
13 Nullpunkt
сущ.1) общ. нуль (шкалы), эпицентр (ядерного взрыва)2) комп. точка отсчёта3) авиа. нулевое деление, нуль (температурной) шкалы, пулевая точка, эпицентр взрыва, точка отсчёта (N.P.), точка отсчёта (NP)4) перен. точка замерзания5) воен. намеченный эпицентр (ядерного) взрыва, фактический эпицентр (ядерного) взрыва, эпицентр (ядерного) взрыва, нулевая отметка (шкалы)6) тех. абсолютный нуль, начало отсчёта, нейтраль, нейтральная точка, ноль, эпицентр (атомного взрыва)7) матем. начало координат8) астр. нульпункт9) артил. исходная точка, точка вылета, точка прицеливания, точка стояния основного орудия10) психол. нулевой пункт11) физ. точка нуля, нулевая точка (напр. шкалы)12) электр. нулевая отметка шкалы, нуль, точка звезды13) свар. нулевая точка отсчёта14) автом. нуль шкалы15) яд.физ. центр взрыва16) дер. точка отсчёта при начале (автоматической) обработки на (фрезерных) станках с ЧПУ17) аэродин. нуль (температурной шкалы)18) ВМФ. эпицентр разрыва, эпицентр взрыва (ядерного боеприпаса) -
14 aktiven Zone
активная зона ядерного реактора
активная зона
Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит управляемая цепная ядерная реакция.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
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 определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > aktiven Zone
-
15 Regel-und Schutzsystemapparatur
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
40. Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
D. Regel-und Schutzsystemapparatur
Е. Control and safety system instrumentation
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
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Regel-und Schutzsystemapparatur
-
16 Triebwerk der automatischen Regelung
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
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Triebwerk der automatischen Regelung
-
17 Triebwerk der Reaktivitätsausgleichs
исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
исполнительный механизм КР
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 17137-87]Тематики
- системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов
Синонимы
EN
DE
44. Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
Исполнительный механизм
КР
D. Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs
Е. Reactivity compensation actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Triebwerk der Reaktivitätsausgleichs
-
18 Trimmelement
компенсирующий стержень ядерного реактора
КС
Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
- КС
EN
DE
FR
76. Компенсирующий стержень ядерного реактора
КС
D. Trimmelement
Е. Shim rod
F. Barre de compensation
Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Trimmelement
-
19 Brennstabhulle
оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
оболочка твэла
Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла из сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
50. Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Оболочка твэла
D. Brennstabhulle
Е. Cladding -F. Gaine
Внешняяпо отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла из сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Brennstabhulle
-
20 Steuerelement
рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
орган СУЗ
Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора.
[ ГОСТ 23082-78]Тематики
Синонимы
EN
DE
FR
57. Рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора
Орган СУЗ
D. Steuerelement
Е. Control member
F. Element de commande
Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора
Источник: ГОСТ 23082-78: Реакторы ядерные. Термины и определения оригинал документа
Немецко-русский словарь нормативно-технической терминологии > Steuerelement
См. также в других словарях:
ЯДЕРНОГО МАТЕРИАЛА ХИЩЕНИЕ — ХИЩЕНИЕ ЯДЕРНОГО МАТЕРИАЛА … Юридическая энциклопедия
ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ ИСПЫТАНИЕ — ИСПЫТАНИЕ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ … Юридическая энциклопедия
ЯДЕРНОГО МАТЕРИАЛА ХИЩЕНИЕ — (см. ХИЩЕНИЕ ЯДЕРНОГО МАТЕРИАЛА) … Энциклопедический словарь экономики и права
Ядерного ущерба возмещение — конвенция, см. Венская конвенция 1963 … Большая советская энциклопедия
ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО ВОСПРОИЗВОДСТВО — процесс искусств. образования в ядер. реакторах нового (вторичного) ядер. горючего (напр., изотопов урана 233U и плутония 239Pu в рез те захвата нейтронов ядрами т.н. сырьевых… … Военный энциклопедический словарь
Поражающие факторы ядерного взрыва — В этой статье не хватает ссылок на источники информации. Информация должна быть проверяема, иначе она может быть поставлена под сомнение и удалена. Вы можете … Википедия
Договор о нераспространении ядерного оружия — (NPT) многосторонний международный акт, разработанный Комитетом по разоружению ООН с целью поставить прочную преграду на пути расширения круга стран, обладающих ядерным оружием, обеспечить необходимый международный контроль за выполнением… … Википедия
НП 057-04: Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла — Терминология НП 057 04: Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла: Вывод из эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла деятельность, осуществляемая после прекращения… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации
Договор о запрете на испытания ядерного оружия в трех средах (1963) — Договор о запрещении испытаний ядерного оружия в атмосфере, в космическом пространстве и под водой (известен также как Московский договор) был подписан в Москве 5 августа 1963 года правительствами СССР, Великобритании и США. Начало эры ядерного… … Энциклопедия ньюсмейкеров
Уничтожение последнего ядерного заряда в Семипалатинске — Семипалатинский полигон был создан в 1948 г. специально для проведения испытаний первого советского ядерного устройства. Полигон располагался в северо восточном Казахстане, на стыке Павлодарской, Карагандинской и бывшей Семипалатинской областей.… … Энциклопедия ньюсмейкеров
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