| Russian | English |
| аварийная подпитка теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-head safety injection |
| аварийный ввод регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | scram insertion |
| авария при извлечении одного регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | single rod withdrawal accident |
| авария при обращении с отработавшим ядерным топливом | spent fuel handling accident |
| авария при обращении с радиоактивными веществами | radwaste handling accident |
| авария при перегрузке ядерного топлива на АЭС | refueling incident |
| авария при повышении нагрузки | loading accident (напр., котла, турбины) |
| авария при понижении давления | depressurization emergency (напр., в активной зоне ядерного реактора) |
| авария при пуске | start-up accident (напр., турбины, ядерного реактора) |
| авария при транспортировке отработавшего ядерного топлива | spent fuel transportation accident |
| авария ядерного реактора в результате нарушения условий нормального теплообмена из-за недостаточного охлаждения при повышенном энерговыделении в активной зоне | power-cooling mismatch accident |
| авария ядерного реактора при обращении с ядерным топливом | fuel handling accident |
| авария ядерного реактора при разрыве трубопровода малого диаметра | small loss-of-coolant accident |
| авария ядерного реактора с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода среднего диаметра | intermediate break LOCA |
| авария ядерного реактора с потерей теплоносителя при разрыве трубопроводов большого диаметра | large-break loss-of-coolant accident |
| анализ взаимодействия расплава с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | melt-concrete interaction analysis |
| анализ последовательности событий при тяжёлых авариях ядерного реактора | severe accident sequence analysis |
| байпасный клапан, используемый при заливе активной зоны в случае аварии ядерного реактора | reflood assist bypass valve |
| бак воды системы аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection water tank |
| бак добавки химреагентов для системы впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | spray chemical addition tank |
| бак запаса воды для залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding tank |
| бак запаса воды для залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core flood tank |
| бак системы аварийного впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | safety injection water tank |
| бак системы аварийного впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | safety injection tank |
| бак системы аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection tank |
| бак системы впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection tank |
| быстрый останов турбины в случае аварии с помощью системы, срабатывающей при совпадении нескольких сигналов | coincidence scram (напр., по схеме "два из трёх", "три из четырёх") |
| быстрый останов турбины или ядерного реактора в случае аварии с помощью системы, срабатывающей при совпадении нескольких сигналов | coincidence scram (напр., по схеме "два из трёх", "три из четырёх") |
| быстрый останов ядерного реактора в случае аварии с помощью системы, срабатывающей при совпадении нескольких сигналов | coincidence scram (напр., по схеме "два из трёх", "три из четырёх") |
| ввод дублирующих регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | alternate rod insertion |
| ввод реактивности в активную зону при аварии ядерного реактора | reactivity insertion |
| ввод регулирующего стержня быстрой аварийной защиты в активную зону при аварии ядерного реактора | fast rod insertion |
| ввод регулирующего стержня в активную зену ядерного реактора при аварии | control rod insertion |
| ввод регулирующего стержня с помощью электропривода в активную зону при аварии ядерного реактора | motorized rod insertion |
| вероятность серьёзного повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | probability of severe core damage |
| вероятность тяжёлого повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | probability of severe core damage |
| взаимодействие материала оболочки тепловыделяющего элемента с теплоносителем при аварии ядерного реактора | cladding-coolant interaction |
| взаимодействие расплава активной зоны при аварии ядерного реактора и термохимические проблемы | corium interaction and thermochemistry |
| взаимодействие расплава активной зоны с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | molten core-concrete interaction |
| взаимодействие расплава компонентов активной зоны с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | core-concrete interaction |
| взаимодействие расплава стальных конструкций ядерного реактора с теплоносителем при аварии | molten steel-coolant interaction |
| взаимодействие топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента при аварии ядерного реактора | fuel-cladding interaction |
| взаимодействие топлива с теплоносителем при аварии ядерного реактора | fuel-coolant interaction |
| возможность охлаждения повреждённой активной зоны при аварии ядерного реактора | damage core coolability |
| возможность охлаждения расплава активной зоны и взаимодействие бетона защитной оболочки при аварии ядерного реактора | melt coolability and concrete interaction |
| возможность охлаждения расплава активной зоны при аварии ядерного реактора | melt coolability |
| впрыск трапной воды в защитную оболочку после охлаждения в теплообменнике при аварии ядерного реактора | containment recirculation spray |
| впрыск трапной воды после охлаждения в теплообменнике в защитную оболочку при аварии ядерного реактора | containment recirculation spray |
| впрыск теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | emergency coolant injection |
| впрыск теплоносителя в верхнюю камеру при аварии ядерного реактора | upper plenum injection |
| впрыск теплоносителя высокого давления в активную зону при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection |
| впрыск теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection |
| впрыск теплоносителя низкого давления в активную зону при аварии ядерного реактора | low-pressure coolant injection |
| всасывающий трубопровод системы впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | core spray suction line |
| вспомогательная система подачи воды для охлаждения активной зоны при аварии ядерного реактора | core auxiliary cooling water system |
| выброс расплава активной зоны под высоким давлением при аварии на АЭС | high pressure melt ejection |
| выброс расплава активной зоны под высоким давлением при аварии на АЭС | high-pressure melt ejection |
| выброс регулирующих стержней при аварии ядерного реактора со сверхкритической скоростью | super-prompt critical excursion |
| гидравлические процессы при аварии ядерного реактора с потерей теплоносителя | LOCA hydraulics |
| гидродинамика разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | hydrodynamics of core disruptive accident |
| гипотетическая авария с разрушением активной зоны при аварии ядерного реактора | hypothetical core disruptive accident |
| граница ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора | control rod insertion limit |
| граница или предел ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора | control rod insertion limit |
| группа по принятию решений и координации мероприятий при аварии | emergency action and coordination team (на АЭС) |
| Группа экспертов по анализу расплавления активной зоны при аварии ядерного реактора | Core Melt Review Group (Комиссии по ядерному регулированию США) |
| группа экспертов по принятию решений и координации мероприятий при аварии | emergency action and coordination team (на АЭС) |
| датчик системы аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection transmitter |
| дозиметр регистрации излучений при ядерных авариях | nuclear accident dosimeter |
| дополнительная система быстрого останова при аварии ядерного реактора | additional scram system |
| допустимая доза облучения при аварии ядерного реактора | acceptable emergency dose |
| допустимое облучение при аварии | acceptable emergency exposure |
| дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | alternate decay heat removal system |
| дублирующая система расхолаживания активной зоны при аварии ядерного реактора | alternate decay heat removal system |
| залив активной зоны для обеспечения безопасного останова ядерного реактора при аварии | safe-shutdown impoundment |
| залив теплоносителя через верхнюю крышку в активную зону при аварии ядерного реактора | upper head injection |
| запрет на управление выводом регулирующих стержней из активной зоны при аварии ядерного реактора | control withdrawal prohibit |
| затопление активной зоны для обеспечения безопасного останова ядерного реактора при аварии | safe-shutdown impoundment |
| затопление активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding |
| "захлёбывание" потока при аварии ядерного реактора | flooding |
| "захлёбывание" потока при аварии ядерного реактора | flood |
| защита от летящих предметов, образующихся при аварии на АЭС | missiles control |
| защита от летящих предметов, образующихся при аварии на ТЭС | missiles control |
| зона залива при аварии ядерного реактора | flooding zone |
| изоляция защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation |
| изоляция отсека А защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation A |
| изоляция отсека В защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation B |
| иммобилизация расплава активной зоны при аварии ядерного реактора | melt immobilization |
| индикатор относительного положения регулирующего стержня в активной зоне при аварии ядерного реактора | relative rod position indicator |
| инженерно-технические средства обеспечения безопасности при управлении аварией | engineered safety features for accident management |
| исследования стабилизации расплава активной зоны вне корпуса при аварии ядерного реактора | Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research |
| исходное событие при аварии | accident initiator |
| клапан отсечения вспомогательного контура при аварии ядерного реактора | auxiliary loop isolation valve |
| компьютерная программа расчёта взаимодействия топлива с теплоносителем при аварии ядерного реактора | Integrated Fuel-Coolant Interaction (Code; США) |
| контур быстрого ввода стержней аварийной защиты при аварии ядерного реактора | fast rod insertion loop |
| летучие продукты деления, образующиеся в атмосфере защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment volatile fission products |
| Международная программа исследований по проблемам разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | CORE |
| механическое взаимодействие топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента при аварии ядерного реактора | fuel-cladding mechanical interaction |
| наиболее уязвимые элементы конструкции АЭС при тяжёлых авариях | severe accident vulnerabilities |
| нарушение условий нормального теплообмена при аварии ядерного реактора из-за недостаточного охлаждения при повышенном энерговыделении в активной зоне | power-cooling mismatch |
| насос контура расхолаживания активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal pump |
| насос системы впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection pump |
| неохлаждаемый слой обломков активной зоны, образующихся при аварии на АЭС | non-coolable debris bed |
| обрушивание активной зоны при аварии ядерного реактора | core slumping |
| обрушивание расплавленного топлива при аварии ядерного реактора | fuel slumping |
| ограничения по движению регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | control rod motion limitations |
| отвод остаточного тепловыделения из активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal |
| отвод остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal |
| отвод тепла из активной зоны при аварии ядерного реактора | reactor heat removal |
| отвод тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | reactor energy removal |
| отсечение вентиляционных устройств в защитной оболочке при аварии ядерного реактора | containment ventilation isolation |
| отсечение защитной оболочки первого контура при аварии ядерного реактора | primary containment isolation |
| отсечение защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation |
| отсечение отсека А защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation A |
| отсечение отсека В защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment isolation B |
| оценка возможности безопасного останова ядерного реактора при аварии | safe shutdown capability assessment |
| пакет программ для анализа тяжёлого повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | severe core damage analysis package |
| пассивная система впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | passive safety injection system |
| пассивная система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | passive residual heat removal system |
| пассивная система удаления тепла из защитной оболочки при аварии ядерного реактора | passive containment heat removal system |
| переворот слоев расплава активной зоны при аварии ядерного реактора | corium layers invert |
| повторный залив активной зоны при аварии ядерного реактора | core reflooding |
| подача борированной воды при аварии ядерного реактора | emergency borating (в систему первого контура в случае отключений, связанных с заклиниванием регулирующих стержней при выводе их из активной зоны, неадекватной концентрации раствора борной кислоты при остановах и перегрузках топлива или при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова) |
| подача борированной воды при аварии ядерного реактора | emergency boration supply (напр., осуществляется в случае отключений, связанных с заклиниванием регулирующих стержней в активной зоне, нарушением или несоответствием концентрации раствора борной кислоты при остановах и перегрузках топлива или при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова реактора) |
| подача борированной воды при аварии ядерного реактора | emergency bo rating (в систему первого контура в случае отключений, связанных с заклиниванием регулирующих стержней при выводе их из активной зоны, неадекватной концентрации раствора борной кислоты при остановах и перегрузках топлива или при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова) |
| подача концентрированной раствора кислоты при аварии ядерного реактора | acid concentrator feed (MichaelBurov) |
| подача концентрированной раствора кислоты при аварии ядерного реактора | ACF (MichaelBurov) |
| полное время ввода регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | total insertion time |
| полное заполнение активной зоны теплоносителем при аварии ядерного реактора | full core covery |
| полное осушение активной зоны при аварии ядерного реактора | total core uncovery |
| полное осушение корпуса ядерного реактора при аварии | complete voiding |
| полное расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | total core melting |
| последовательное расплавление таблеток ядерного топлива при аварии ядерного реактора | pellet-by-pellet basis |
| Правила расчёта параметров при проектной ядерной аварии | Parametric Design Basis Accident Code (на основе феноменологической и параметрической моделей с учётом конкретных требований пользователей) |
| Правила расчёта параметров при проектной ядерной аварии | Mechanistic Design Basis Accident Code (на основе феноменологических моделей) |
| предел ввода регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod insertion limit (согласно Техническим Требованиям Комиссии по ядерному регулированию США для обеспечения достаточной реактивности при останове ядерного реактора) |
| предел ввода регулирующих стержней системы управления и защиты при аварии ядерного реактора | control rod insertion limit |
| программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии | corium reactor vessel interaction studies |
| Программа разработки стандартов по защите окружающей среды от воздействия радиации при аварии на АЭС | Environmental Radiation Standards Program (США) |
| программирование перемещения регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | rod programming |
| продолжительность падения при сбросе регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | rod drop time |
| продукты деления, взвешенные в атмосфере защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment suspended fission products |
| продукты деления, распределённые в атмосфере защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment dispersed fission products |
| радиоактивный выброс при аварии | radioactive emission |
| раздаточное устройство системы затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooder sparger |
| разрушение активной зоны ядерного реактора при тяжёлых авариях | core loss during severe accidents |
| разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | core destruction |
| расплав активной зоны вне корпуса при аварии ядерного реактора | ex-vessel core melt |
| расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | core melting |
| расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора с потерей теплоносителя | loss-of-coolant accident core melt |
| распухание оболочки тепловыделяющего элемента при аварии | fuel cladding swelling (в результате снижения давления теплоносителя и увеличения давления в топливном стержне из-за роста температуры; канал теплоносителя сужается, что препятствует адекватному впрыску воды из аварийной системы охлаждения активной зоны) |
| распухание оболочки тепловыделяющего элемента при аварии | fuel cladding ballooning (в результате снижения давления теплоносителя и увеличения давления в топливном стержне из-за роста температуры; канал теплоносителя сужается, что препятствует адекватному впрыску воды из аварийной системы охлаждения активной зоны) |
| расхолаживание ядерного реактора при аварии | residual heat removal |
| режимы теплообмена при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood heat-transfer regimes |
| режимы течения при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood flow regimes |
| резервная система быстрого останова ядерного реактора при аварии | backup scram system |
| секционирование энергосистемы при аварии | power system island |
| секционировать энергосистему при аварии | island |
| серьёзное повреждение ядерного топлива при аварии на АЭС | severe fuel damage |
| сигнал аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection signal |
| сигнал на отсечение вентиляции защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment ventilation isolation signal |
| система аварийного ввода раствора борной кислоты в активную зону при аварии ядерного реактора | emergency boration system |
| система аварийного ввода раствора борной кислоты в активную зону при аварии ядерного реактора | emergency borated system |
| система аварийного впрыска теплоносителя высокого давление при аварии ядерного реактора | emergency coolant injection system |
| система аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection system |
| система быстрого останова например, турбины, ядерного реактора в случае аварии, срабатывающая при совпадении нескольких сигналов | coincidence scram system (напр., по схеме "два из трёх", "три из четырёх') |
| система быстрого останова при аварии ядерного реактора | fast scram system |
| система впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection system |
| система затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | high-pressure core flooder |
| система затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding system (система аварийного охлаждения, срабатывающая при отказе основной системы охлаждения реактора) |
| система затопления активной зоны ядерного реактора в случае аварии при высоком давлении теплоносителя | high-pressure core flooder |
| система контроля аварийного впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | safety injection control system |
| система контроля срабатывания регулирующего стержня при аварии ядерного реактора | rod action control system |
| система отвода тепла из защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment heat removal system |
| система пассивного отвода тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | afterheat removal passive system (СПОТ) |
| система пассивного отвода тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | afterheat removal passive system |
| система повторного залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core reflooding system |
| система прямого затопления ядерного реактора при аварии | direct flooding system |
| система управления и информирования о положении регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | rod control and information system |
| система управления последовательностью ввода регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
| система управления последовательностью перемещения регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
| скорость вывода стержней системы управления и защиты из активной зоны при аварии ядерного реактора | rod withdrawal rate |
| скорость залива активной зоны при аварии ядерного реактора | reflood rate |
| специальные и защищённые системы отвода остаточных тепловыделений при аварии ядерного реактора | dedicated and protected decay heat removal systems |
| срабатывание системы впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | containment spray actuation |
| срабатывание системы сброса давления в защитной оболочке при аварии ядерного реактора | containment depressurization actuation |
| стадия впрыска теплоносителя в случае аварии ядерного реактора при работе системы аварийного охлаждения активной зоны | injection phase (завершается непосредственно перед опустошением бака воды системы перегрузки ядерного реактора, при этом осуществляется быстрый впрыск высококонцентрированного раствора борной кислоты с тем, чтобы ядерный реактор оставался в отключённом состоянии) |
| степень опасности при аварии на АЭС | severity level |
| теплообмен при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood heat transfer |
| теплообменник системы отвода остаточных тепловыделений при аварии ядерного реактора | residual heat exchanger |
| тракт затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding train |
| трубопровод впрыска теплоносителя в помещение защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment spray piping |
| тяжёлое повреждение активной зоны при аварии ядерного реактора | severe core damage |
| Управление по реализации программы определения источников радиоактивного выброса при аварии | Accident Source Term Program Office (Министерства энергетики США) |
| Управление по реализации программы определения источников радиоактивного выброса при аварии на АЭС | Accident Source Term Program Office |
| уровень вмешательства при аварии | emergency action level |
| уровень вмешательства при аварии ядерного реактора | emergency action level (УВА) |
| условная вероятность повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | conditional probability of core damage |
| установка для изучения взаимодействия расплава топлива с конструкционными материалами активной зоны при аварии ядерного реактора | liquid metal facility |
| установка для исследования взаимодействия расплава топлива с жидким теплоносителем при аварии ядерного реактора | Molten Fuel Test Facility (Центр по атомной энергии в Уинфрит, Великобритания) |
| фрагментация оболочки тепловыделяющего элемента при аварии ядерного реактора | fuel cladding fragmentation |
| характеристики или поведение расплава активной зоны внутри корпуса ядерного реактора при аварии | in-vessel melt behavior |
| химическое взаимодействие топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента при аварии ядерного реактора | pellet clad/chemical interaction |
| целевые и защищённые системы отвода остаточных тепловыделений при аварии ядерного реактора | dedicated and protected decay heat removal systems |
| частичное осушение активной зоны при аварии ядерного реактора | partial core uncovery |
| частичное расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | partial core melting |
| штуцер залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core flood nozzle |
