| 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 в результате отказа вспомогательной системы охлаждения активной зоны ядерного реактора | loss of core auxiliary coolant system |
| авария в результате потери теплового стока без останова ядерного реактора | unscrammed loss of heat sink |
| авария при извлечении одного регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | single rod withdrawal accident |
| авария с истечением рабочей среды ядерного реактора | loss-of-fluid accident |
| авария с обезвоживанием системы управления и защиты ядерного реактора | CPS voiding accident |
| авария с потерей аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора | loss of emergency core cooling |
| авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора | loss-of-flow accident |
| авария с потерей теплоносителя первого контура ядерного реактора | primary coolant loss accident |
| авария с разрушением активной зоны ядерного реактора | core disruptive accident |
| авария с распространением на весь объём активной зоны ядерного реактора | whole-core accident |
| авария ядерного реактора без существенного риска выброса активности за пределы площадки АЭС | accident without significant off-site risk |
| 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 в результате неадекватного охлаждения в нестационарном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате неадекватного охлаждения d переходном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате недоохлаждения в нестационарном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате недоохлаждения в переходном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате недостаточного охлаждения в нестационарном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате недостаточного охлаждения в переходном режиме | transient undercooling accident |
| авария ядерного реактора в результате падения регулирующего стержня | rod drop accident (ядерный реактор переходит в состояние надкритичности на мгновенных нейтронах) |
| авария ядерного реактора вследствие возмущения скачка, нарастания реактивности | reactivity-initiated accident |
| авария ядерного реактора вследствие возмущения реактивности ядерного реактора | reactivity-initiated accident |
| авария ядерного реактора вследствие нарастания реактивности ядерного реактора | reactivity-initiated accident |
| авария ядерного реактора вследствие перегрузки в переходном режиме | transient overpower accident |
| авария ядерного реактора вследствие скачка реактивности ядерного реактора | reactivity-initiated accident |
| авария ядерного реактора вследствие увеличения реактивности | reactivity induced accident |
| авария ядерного реактора 8-го класса, или категории 8 | class 8 reactor accident (авария при условиях,инициирующих максимальные проектные аварии jagr6880) |
| авария ядерного реактора категории 2 | class 2 reactor accident (незначительный выброс радиоактивности, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 6 | class 6 reactor accident (при перегрузке ядерного топлива, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 8 | class 8 reactor accident (при условиях, инициирующих максимальные проектные аварии, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 1 | class 1 reactor accident (без выброса радиоактивности, согласно определению Комиссии по ядерному регулированию, КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 9 | class 9 reactor accident (гипотетическая тяжёлая авария, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 7 | class 7 reactor accident (при обращении с отработавшим ядерным топливом, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 4 | class 4 reactor accident (выброс продуктов деления в первый контур кипящего ядерного реактора, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 3 | class 3 reactor accident (отказ системы хранения или обработки радиоактивных отходов, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 5 | class 5 reactor accident (выброс продуктов деления в первый и второй контуры водо-водяного энергетического реактора, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 2 | class 2 reactor accident (незначительный выброс радиоактивности, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 3 | class 3 reactor accident (отказ системы хранения или обработки радиоактивных отходов, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 6 | class 6 reactor accident (при перегрузке ядерного топлива, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 8 | class 8 reactor accident (при условиях, инициирующих максимальные проектные аварии, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 1 | class 1 reactor accident (без выброса радиоактивности, согласно определению Комиссии по ядерному регулированию, КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 9 | class 9 reactor accident (гипотетическая тяжёлая авария, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 7 | class 7 reactor accident (при обращении с отработавшим ядерным топливом, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 4 | class 4 reactor accident (выброс продуктов деления в первый контур кипящего ядерного реактора, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса 5 | class 5 reactor accident (выброс продуктов деления в первый и второй контуры водо-водяного энергетического реактора, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора класса или категории 1 | class 1 reactor accident (без выброса радиоактивности, согласно определению Комиссии по ядерному регулированию, КЯР США) |
| 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 выбросом мощности в переходном режиме | transient overpower accident |
| авария ядерного реактора с выбросом стержня системы управления и защиты | rod ejection accident |
| авария ядерного реактора с малой течью | small loss-of-coolant accident |
| авария ядерного реактора с падением регулирующего стержня | dropped rod accident (в активной зоне ядерного реактора) |
| авария ядерного реактора с падением регулирующих стержней системы управления и защиты | control rod drop accident |
| авария ядерного реактора с последующим радиоактивным загрязнением | contamination accident (помещений АЭС, территории) |
| авария ядерного реактора с потерей теплоносителя в смежных системах | interfacing-systems 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 |
| авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя | loss-of-fluid accident |
| авария ядерного реактора с потерей циркуляции теплоносителя | loss-of-flow accident |
| авария ядерного реактора с превышением давления в переходом режиме | transient overpressure accident |
| авария ядерного реактора с превышением мощности в переходном режиме | transient overpower accident |
| авария ядерного реактора с разрушением конструкций активной зоны | core structure accident |
| авария ядерного реактора с разрывом трубопровода среднего диаметра | intermediate break accident |
| авария ядерного реактора с расплавлением активной зоны | core-meltdown accident |
| авария ядерного реактора с риском выброса активности за пределы площадки АЭС | accident with off-site risk |
| альтернативный проект по смягчению последствий тяжёлых аварий ядерного реактора | severe accident mitigation design alternative |
| анализ взаимодействия расплава с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | melt-concrete interaction analysis |
| анализ мер по смягчению последствий аварии ядерного реактора | reactor accident mitigation analysis |
| анализ последовательности событий при тяжёлых авариях ядерного реактора | severe accident sequence analysis |
| анализ с целью снижения риска аварии ядерного реактора | risk-reduction 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 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 |
| вероятная авария ядерного реактора | credible accident |
| вероятность большого выброса радиоактивности на первоначальном этапе аварии ядерного реактора | large early release probability |
| 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, образующегося в результате аварии, с бетоном защитной оболочки ядерного реактора | melt-concrete 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 активной зоны с теплоносителем в процессе аварии ядерного реактора | molten core-coolant 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 |
| вода, появляющаяся в помещениях АЭС в результате аварии ядерного реактора или разрыва трубопровода | accident-generated water |
| вода, появляющаяся в помещениях АЭС в результате аварии ядерного реактора трубопровода | accident-generated water |
| 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 |
| время, необходимое для выполнения операции в системе управления аварией ядерного реактора | accident management execution time |
| 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 регулирующих стержней при аварии ядерного реактора со сверхкритической скоростью | super-prompt critical excursion |
| выгрузка топлива из повреждённой в результате аварии активной зоны ядерного реактора | fail core discharge |
| 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 экспертов по анализу расплавления активной зоны при аварии ядерного реактора | Core Melt Review Group (Комиссии по ядерному регулированию США) |
| датчик системы аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection transmitter |
| доминирующая последовательность событий аварии ядерного реактора | dominant nuclear accident sequence |
| дополнительная система быстрого останова при аварии ядерного реактора | additional scram system |
| допустимая доза облучения при аварии ядерного реактора | acceptable emergency dose |
| 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 |
| запроектная авария ядерного реактора | beyond-the-design basis accident (авария, вызванная исходными событиями или отказами систем безопасности, которые не учитываются для проектных аварий) |
| 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 ядерного реактора после аварии | post-loss-of-accident protection |
| защита ядерного реактора после аварии | post-loss-of-accident |
| защита ядерного реактора после аварии с потерей теплоносителя | post-loss-of-coolant-accident protection |
| защита ядерного реактора после аварии с потерей теплоносителя | post-loss-of-coolant accident protection |
| защита ядерного реактора после аварии с потерей теплоносителя | post-loss-of-coolant-accident |
| защита ядерного реактора после аварии с потерей теплоносителя | post-LOCA protection |
| 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 |
| испытания процессов затвердевания расплава активной зоны после аварии ядерного реактора | corium solidification test |
| исследования стабилизации расплава активной зоны вне корпуса при аварии ядерного реактора | Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research |
| истинный уровень жидкости в повреждённой в результате аварии активной зоне ядерного реактора | core collapsed-liquid level |
| категории последствий аварии ядерного реактора по степени серьёзности | consequence categories (напр., нарушение, локальное повреждение, расплавление активной зоны) |
| клапан отсечения вспомогательного контура при аварии ядерного реактора | auxiliary loop isolation valve |
| код для анализа тяжёлых аварий с расплавлением активной зоны ядерного реактора | MELCOE |
| компьютерная программа расчёта взаимодействия топлива с теплоносителем при аварии ядерного реактора | Integrated Fuel-Coolant Interaction (Code; США) |
| контейнер для приёма элементов активной зоны в случае аварии ядерного реактора | core component receiving container |
| контур быстрого ввода стержней аварийной защиты при аварии ядерного реактора | fast rod insertion loop |
| критическая проектная авария ядерного реактора | ultimate design basis accident |
| летучие продукты деления, образующиеся в атмосфере защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment volatile fission products |
| ловушка радиоактивных материалов активной зоны, образующихся в результате аварии в пределах корпуса ядерного реактора | internal core catcher |
| ловушка радиоактивных материалов активной зоны, образующихся в результате аварии ядерного реактора | core catcher |
| ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора | ex-vessel core catcher |
| Международная программа исследований по проблемам разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | CORE |
| мероприятия административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора | preventive accident management measures |
| Методики, разработанные группой государств-членов Европейского союза для проведения анализа возможностей регенерации расплава активной зоны после аварии ядерного реактора | European Group for Analysis of Corium Recovery Concepts |
| методология масштабирования тяжёлых аварий ядерного реактора | severe accident scaling methodology |
| методы оценки радиологических последствий аварии ядерного реактора | methods of assessing the radiological impact of accidents |
| механическое взаимодействие топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента при аварии ядерного реактора | fuel-cladding mechanical interaction |
| моделирование аварии ядерного реактора по расплавлению испытательного участка в активной зоне | test section meltdown accident |
| моделированная авария ядерного реактора с расплавлением испытательного участка | test section meltdown accident |
| 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 |
| незащищённая авария с потерей расхода теплоносителя ядерного реактора | unprotected loss of flow |
| незащищённая авария ядерного реактора в результате потери теплового стока | unprotected loss of heat sink |
| 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 |
| ослабление последствий аварий ядерного реактора | mitigation of reactor accidents |
| ослабление последствий тяжёлой аварии в пределах корпуса ядерного реактора | in-vessel severe accident mitigation |
| 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 |
| Отдел анализа аварий ядерных реакторов | Division of Reactor Accident Analysis (Комиссии по ядерному регулированию США) |
| отклик по признакам, определяющим аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
| 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 |
| оценка риска тяжёлых аварий ядерного реактора | severe accident risk 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 |
| План исследований тяжёлых аварий ядерного реактора | Severe Accident Research Plan (Коммисии по ядерному регулированию США) |
| план реагирования на аварию с расплавлением тепловыделяющего элемента ядерного реактора | fuel emergency response plan |
| 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 |
| 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 |
| предельная проектная авария ядерного реактора | ultimate design basis accident |
| программа анализа тяжёлых аварий ядерного реактора | severe accident program |
| программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии | corium reactor vessel interaction studies |
| Программа исследований по снижению риска тяжёлых аварий ядерного реактора | Severe Accident Reduction Program (Комиссии по ядерному регулированию США) |
| Программа исследований по снижению тяжёлых аварий ядерного реактора | Severe Accident Reduction Program (Коммисии по ядерному регулированию США) |
| программа исследований тяжёлых аварий усовершенствованных ядерных реакторов | advanced reactor severe accident program |
| Программа исследований тяжёлых аварий ядерного реактора | Severe Accident Research Program (Коммисии по ядерному регулированию США) |
| программа комплексных исследований тяжёлых аварий ядерного реактора | coordinated severe accident research program |
| Программа контроля тяжёлых аварий с повреждением активной зоны ядерных реакторов | Industry Degraded Core Rulemaking (США) |
| программа объединённых исследований тяжёлых аварий ядерного реактора | coordinated severe accident research program |
| Программа снижения риска тяжёлых аварий ядерного реактора | Severe Accident Risk Reduction Program (Коммисии по ядерному регулированию США) |
| программа совместных объединённых, комплексных исследований тяжёлых аварий ядерного реактора | coordinated severe accident research program |
| 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 |
| проектная авария в системе защитной оболочки ядерного реактора | containment design-basis accident |
| проектная авария ядерного реактора | design basis accident (авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности для ограничения её последствий) |
| проектная авария ядерного реактора с потерей теплоносителя | design-basis loss-of-coolant accident |
| проектная авария ядерного реактора с разгерметизацией | design-basis depressurization accident |
| проектная авария ядерного реактора со снижением давления | design depressurization accident (напр., чрезмерного отвода тепла) |
| процедура принятия чрезвычайных мер в случае аварии ядерного реактора с возникновением критичности | post-criticality accident emergency procedure |
| 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 |
| расхолаживание ядерного реактора при аварии | residual heat removal |
| реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
| 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 |
| 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 |
| симптомно-ориентированное реагирование на аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
| 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 административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора | preventive accident management system |
| система административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора | preventive accident management measures |
| 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 локализации аварий ядерного реактора | accident localization 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 |
| смягчение последствий аварий ядерного реактора | mitigation of reactor accidents |
| 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) |
| 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 |
| тяжёлая запроектная авария ядерного реактора | beyond-the-design basis severe accident (авария, при которой возможен предельно допустимый выброс радиоактивных веществ в окружающую среду) |
| тяжёлое повреждение активной зоны при аварии ядерного реактора | severe core damage |
| удаление радиоактивности после аварии ядерного реактора | post-accident reactivity removal |
| удаление тепловыделений из активной зоны после аварии ядерного реактора | post-accident heat removal |
| уровень вмешательства при аварии ядерного реактора | emergency action level (УВА) |
| условная вероятность повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | conditional probability of core damage |
| уставка на срабатывание системы безопасности в случае аварии ядерного реактора | safety system trip point |
| 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) |
| устройство моделирования работы ядерного реактора после аварии | simulator for post-accident operation |
| уточнённый расчёт аварии ядерного реактора с потерей теплоносителя | best estimate loss-of-coolant accident |
| фаза аварии ядерного реактора | nuclear accident phase (по классификации МАГАТЭ различают четыре фазы: (1) переходный процесс от уменьшения массы теплоносителя в главном циркуляционном контуре до начала осушения активной зоны, включая его первоначальную стадию; (2) осушение активной зоны, включая последующий разогрев оболочек тепловыделяющих элементов; (3) начало перемещения активной зоны в нижнюю камеру ядерного реактора до разрушения его днища; (4) длительный разогрев и рост давления в защитной оболочке) |
| фаза 2 аварии ядерного реактора по классификации МАГАТЭ | nuclear accident phase 2 (этап осушения активной зоны, включая последующий разогрев оболочек тепловыделяющих элементов) |
| фаза 1 аварии ядерного реактора по классификации МАГАТЭ | nuclear accident phase 1 (этап переходного процесса от уменьшения массы теплоносителя в главном циркуляционном контуре до начала осушения активной зоны, включая его первоначальную стадию) |
| фаза 4 тяжёлой аварии ядерного реактора по классификации МАГАТЭ | nuclear accident phase 4 (этап включает длительный разогрев и рост давления в защитной оболочке) |
| фаза 3 тяжёлой аварии ядерного реактора по классификации МАГАТЭ | nuclear accident phase 3 (этап от перемещения активной зоны в нижнюю камеру ядерного реактора до разрушения его днища) |
| 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 |
| частота аварий с расплавлением активной зоны ядерного реактора | core-melt frequency |
| частота большого выброса радиоактивности на первоначальном этапе аварии ядерного реактора | large early release frequency |
| штуцер залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core flood nozzle |
| ядерный реактор для исследования проблем безопасности на основе феноменологического анализа аварий | safety engineering reactor for accident phenomenology (США) |
