-
1 corium reactor vessel interaction studies
- программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии
программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > corium reactor vessel interaction studies
См. также в других словарях:
программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN corium reactor vessel interaction studies … Справочник технического переводчика
Behavior of nuclear fuel during a reactor accident — This page is devoted to a discussion of how uranium dioxide nuclear fuel behaves during both normal nuclear reactor operation and under reactor accident conditions such as overheating. Work in this area is often very expensive to conduct, and so… … Wikipedia
Nuclear meltdown — Three of the reactors at Fukushima I overheated, causing core meltdowns. This was compounded by hydrogen gas explosions and the venting of contaminated steam which released large amounts of radioactive material into the air.[1] … Wikipedia