-
81 reactor control room
-
82 reactor control rod
(item 2.1.4 of RF TL) реакторный управляющий стержень (пункт 2.1.4 в ИС)English-Russian dictionary on nuclear export control > reactor control rod
-
83 reactor control system
English-Russian scientific dictionary > reactor control system
-
84 reactor control and protection system
система управления и защиты реактора; СУЗEnglish-Russian dictionary on nuclear energy > reactor control and protection system
-
85 reactor control system
система управления реактором; система регулирования ЯРEnglish-Russian dictionary on nuclear energy > reactor control system
-
86 reactor control tube
English-Russian dictionary on nuclear energy > reactor control tube
-
87 reactor coolant pump automatic control system
English-Russian dictionary on nuclear energy > reactor coolant pump automatic control system
-
88 reactor core inventory control system
English-Russian dictionary on nuclear energy > reactor core inventory control system
-
89 reactor standby liquid control system
резервная система жидкостного регулирования; резервная система борного регулирования; система аварийной защиты инжекцией поглощающей жидкостиEnglish-Russian dictionary on nuclear energy > reactor standby liquid control system
-
90 nuclear reactor control
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
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > nuclear reactor control
-
91 closed loop reactor control
control key — кнопка управления; ключ управления
English-Russian dictionary on nuclear energy > closed loop reactor control
-
92 power control of a reactor
English-Russian dictionary on nuclear energy > power control of a reactor
-
93 closed-loop control
1. регулирование по замкнутому циклу2. управление с обратной связью3. замкнутый цикл контроляexchange control — валютный контроль; валютное регулирование
English-Russian big polytechnic dictionary > closed-loop control
-
94 derivative control
1. регулирование по производной2. управление по производнойEnglish-Russian big polytechnic dictionary > derivative control
-
95 load control
1. регулирование по нагрузке2. регулирование нагрузки -
96 automatic reactor start-up control system
автоматическая система управления пуском ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > automatic reactor start-up control system
-
97 neutral-reactor motor control
пуск двигателя с реактором в нейтрали
—
[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
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > neutral-reactor motor control
-
98 primary-reactor motor control
пуск двигателя через линейный реактор
—
[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
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > primary-reactor motor control
-
99 spectral shift reactor control
управление сдвигом спектра нейтронов ядерного реактора
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > spectral shift reactor control
-
100 derivative control
регулирование по производной; регулирование по скорости
См. также в других словарях:
Reactor de agua en ebullición — Saltar a navegación, búsqueda Un reactor de agua en ebullición (BWR) (ing: Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que… … Wikipedia Español
Reactor CANDU — Saltar a navegación, búsqueda El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro… … Wikipedia Español
Reactor de sal fundida — Saltar a navegación, búsqueda Hacia 1960 estaba clara la visión de una familia de reactores de sal fundida. La factibilidad técnica parecía estar en un sólido terreno – mediante una combinación compatible de sal, grafito y materiales de… … Wikipedia Español
Reactor de Pruebas Avanzado — Saltar a navegación, búsqueda Imagen del núcleo del Reactor de Pruebas Avanzado en forma de trébol de cuatro hojas El Reactor de Pruebas Avanzado (por sus siglas en inglés, ATR: Advanced Test Reactor) es un reactor de investigación del INEEL (Ida … Wikipedia Español
Reactor nuclear — Saltar a navegación, búsqueda Planta nuclear en Kewaunee, Wisconsin. Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reacción nuclear controlada. Se puede utilizar para la obtención de energía en las denominadas centrales nucleares,… … Wikipedia Español
Reactor ZED-2 — Saltar a navegación, búsqueda El reactor ZED 2 (Zero Energy Deuterium) es el sucesor del reactor ZEEP. Diseñado por AECL para soporte del reactor CANDU, la unidad alcanzó su primera criticidad en septiembre de 1960. El reactor está todavía en… … Wikipedia Español
Reactor de Grafito X-10 — Saltar a navegación, búsqueda Dos operarios introducen una varilla para empujar las pastillas de uranio utilizadas como combustible nuclear. El reactor de grafito X 10 situado en Laboratorio Nacional de Oak Ridge (Tennesse), antiguamente conocido … Wikipedia Español
Reactor control — См. Регулирование ядерного реактора Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом, 2010 … Термины атомной энергетики
Reactor control and safety system — См. СУЗ Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом, 2010 … Термины атомной энергетики
control rod — n. an adjustable rod or bar containing a neutron absorbing material or, in a fast reactor, fuel used to regulate the fission chain reaction inside a nuclear reactor core … English World dictionary
Control rod — PWR control rod assembly, above fuel element A control rod is a rod made of chemical elements capable of absorbing many neutrons without fissioning themselves. They are used in nuclear reactors to control the rate of fission of uranium and… … Wikipedia