-
1 drywell cooling system
система охлаждения сухой шахты
система охлаждения сухого колодца
(кипящего ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > drywell cooling system
-
2 drywell cooling system
English-Russian dictionary on nuclear energy > drywell cooling system
-
3 drywell cooling system
Техника: система охлаждения сухой шахтыУниверсальный англо-русский словарь > drywell cooling system
-
4 drywell emergency cooling system
Атомная энергия: аварийная система охлаждения сухой шахты (реактора)Универсальный англо-русский словарь > drywell emergency cooling system
-
5 drywell
сухой бокс (ЯР); сухой колодец; сухая шахта; камера с прочными стенками -
6 dry cooling
-
7 DWCS
-
8 DWCS
1. defueling water cleanup system - система очистки воды бассейна выгрузки;2. drywell cooling system - система охлаждения сухой шахты -
9 DWCS
система охлаждения сухой шахты
система охлаждения сухого колодца
(кипящего ядерного реактора)
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Англо-русский словарь нормативно-технической терминологии > DWCS
См. также в других словарях:
система охлаждения сухой шахты — система охлаждения сухого колодца (кипящего ядерного реактора) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы система охлаждения сухого колодца EN drywell cooling systemDWCS … Справочник технического переводчика
Containment building — NRC drawing of containment building. A containment building, in its most common usage, is a steel or reinforced concrete structure enclosing a nuclear reactor. It is designed, in any emergency, to contain the escape of radiation to a maximum… … Wikipedia
Mühleberg Nuclear Power Plant — Mühleberg Nuclear Power Plant … Wikipedia
Boiling water reactor — A boiling water reactor (BWR) is a type of nuclear reactor developed by the General Electric in the mid 1950s.Fact|date=April 2008 The BWR is characterized by two phase fluid flow (water and steam) in the upper part of the reactor core. See… … Wikipedia
