-
1 loss-of-coolant accident
Electrical engineering: LOCAУниверсальный русско-английский словарь > loss-of-coolant accident
-
2 loss of coolant accident
Англо-русский словарь промышленной и научной лексики > loss of coolant accident
-
3 loss-of-coolant accident core melt
Engineering: LCMУниверсальный русско-английский словарь > loss-of-coolant accident core melt
-
4 design basis loss-of-coolant accident
Engineering: DBLOCAУниверсальный русско-английский словарь > design basis loss-of-coolant accident
-
5 interfacing-systems loss-of-coolant accident
Engineering: ISLOCAУниверсальный русско-английский словарь > interfacing-systems loss-of-coolant accident
-
6 large break loss-of-coolant accident
Engineering: LBLOCAУниверсальный русско-английский словарь > large break loss-of-coolant accident
-
7 post-loss-of-coolant-accident protection
Engineering: PLOCAPУниверсальный русско-английский словарь > post-loss-of-coolant-accident protection
-
8 small-break loss-of-coolant accident
Engineering: SBLOCAУниверсальный русско-английский словарь > small-break loss-of-coolant accident
-
9 large-break loss-of-coolant accident
Англо-русский словарь промышленной и научной лексики > large-break loss-of-coolant accident
-
10 small-leak loss-of coolant accident
Англо-русский словарь промышленной и научной лексики > small-leak loss-of coolant accident
-
11 авария с потерей теплоносителя
Русско-английский словарь по электроэнергетике > авария с потерей теплоносителя
-
12 авария с потерей теплоносителя
Русско-английский экологический словарь > авария с потерей теплоносителя
-
13 авария с потерей теплоносителя (ядерного реактора)
авария с потерей теплоносителя (ядерного реактора)
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с потерей теплоносителя (ядерного реактора)
-
14 авария ядерного реактора с потерей теплоносителя
авария ядерного реактора с потерей теплоносителя
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с потерей теплоносителя
-
15 авария с малой потерей теплоносителя
1) Engineering: small-loss-of-coolant accident2) Ecology: small-leak loss-of coolant accident3) Electrical engineering: small-leak loss-of-coolant accident (ядерного реактора)Универсальный русско-английский словарь > авария с малой потерей теплоносителя
-
16 авария с потерей теплоносителя
1) Engineering: loss-of-coolant accident, loss-of-fluid accident2) Electrical engineering: loss-of-coolant accident (ядерного реактора)Универсальный русско-английский словарь > авария с потерей теплоносителя
-
17 авария ядерного реактора с малой течью
авария ядерного реактора с малой течью
авария ядерного реактора при разрыве трубопровода малого диаметра
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
Синонимы
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария ядерного реактора с малой течью
-
18 авария с потерей теплоносителя при двустороннем разрыве
Универсальный русско-английский словарь > авария с потерей теплоносителя при двустороннем разрыве
-
19 авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с малой потерей теплоносителя (ядерного реактора)
-
20 авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопроводов малого диаметра
авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопроводов малого диаметра
—
[А.С.Гольдберг. Англо-русский энергетический словарь. 2006 г.]Тематики
EN
Русско-английский словарь нормативно-технической терминологии > авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопроводов малого диаметра
См. также в других словарях:
Loss of coolant accident — A loss of coolant accident (LOCA) is a mode of failure for a nuclear reactor; if not managed effectively, the results of a LOCA could result in reactor core damage. Each nuclear plant s Emergency Core Cooling System (ECCS) exists specifically to… … Wikipedia
Loss of pressure control accident — Most commercial types of nuclear reactor use a pressure vessel to maintain pressure in the reactor plant. This is necessary in a pressurized water reactor to prevent boiling in the core, which could lead to a nuclear meltdown. This is also… … Wikipedia
Three Mile Island accident — The Three Mile Island accident of 1979 was the most significant accident in the history of the American commercial nuclear power generating industry. It resulted in the release of a significant amount of radioactivity, an estimated 43,000 curies… … Wikipedia
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
LOCA — Loss Of Coolant Accident (An incident involving the loss of primary coolant in a nuclear reactor) Contributor: CASI … NASA Acronyms
LOCA — Loss Of Coolant Accident (Academic & Science » Physics) * Laguna Outreach Community Arts (Community) … Abbreviations dictionary
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
Nuclear and radiation accidents — This article is about nuclear and radiation accidents in general. For a list of military nuclear accidents, see List of military nuclear accidents. For a list of civilian nuclear accidents, see List of civilian nuclear accidents. For a discussion … 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
Void coefficient — In nuclear engineering, the void coefficient (more properly called void coefficient of reactivity ) is a number that can be used to estimate how much the reactivity of a nuclear reactor changes as voids (steam bubbles) form in the reactor… … Wikipedia
Nuclear safety in the United States — Nuclear safety in the U.S. is governed by federal regulations and continues to be studied by the Nuclear Regulatory Commission (NRC). The safety of nuclear plants and materials controlled by the U.S. government for research and weapons production … Wikipedia