Russian | English |
аварийная защита ядерного реактора | reactor safety system |
аварийная защита ядерного реактора | reactor protection |
аварийная критичность ядерного реактора | accidental nuclear criticality |
аварийная подпитка теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-head safety injection |
аварийная сигнализация о критичности ядерного реактора | criticality alarm |
аварийная система впрыска теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора | pressurizer auxiliary spray system |
аварийная система информации о состоянии ядерного реактора | emergency reactor information system |
аварийная система охлаждения активной зоны реактора | emergency core cooling system (напр., атомной электростанции) |
аварийное затопление полости ядерного реактора | reactor cavity flooding |
аварийное затопление ядерного реактора | emergency flooding |
аварийное охлаждение активной зоны ядерного реактора | emergency core cooling (отвод остаточного тепла из активной зоны после аварии с потерей теплоносителя) |
аварийное расхолаживание ядерного реактора | emergency cooldown |
аварийные режимы, связанные с превышением мощности и гипотетическим разрушением активной зоны ядерного реактора | transient overpower hypothetical core destructive accidents |
аварийный ввод регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | scram insertion |
аварийный впрыск теплоносителя в компенсатор давления ядерного реактора | pressurizer auxiliary spray |
аварийный останов ядерного реактора | standby reactor shutdown |
аварийный останов ядерного реактора введением раствора борной кислоты | boric acid emergency shutdown |
аварийный останов ядерного реактора из-за высокой локальной плотности энерговыделений | high local-power density trip |
аварийный останов ядерного реактора по низкому давлению | low pressure scram (в компенсаторе давления) |
аварийный останов ядерного реактора по периоду | period shutdown (аварийный останов в случае недопустимого уменьшения постоянной времени реактора) |
аварийный останов ядерного реактора путём ввода раствора борной кислоты | boric acid scram (в активную зону) |
аварийный разгон ядерного реактора | uncontrolled excursion |
аварийный разгон ядерного реактора | accidental power excursion |
аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности | transient overpower accident |
аварийный слив замедлителя ядерного реактора | moderator dumping |
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 ядерного реактора с падением регулирующего стержня | dropped rod accident (в активной зоне ядерного реактора) |
анализатор защиты активной зоны ядерного реактора | core protection calculator |
анализатор управляющей кассеты ядерного реактора | control element assembly calculator |
бак активной зоны ядерного реактора | core tank (герметичная металлическая оболочка активной зоны, в которой давление замедлителя несколько ниже атмосферного) |
бак в защитном экране ядерного реактора | window tank |
бак воды системы аварийного впрыска теплоносителя и перегрузки топлива ядерного реактора | safety injection and refueling water tank |
бак воды системы аварийного впрыска теплоносителя при аварии ядерного реактора | safety injection water tank |
бак выдержки протечек теплоносителя ядерного реактора | reactor coolant bleed holdup tank |
бак выдержки протечек теплоносителя ядерного реактора | coolant bleed holdup tank (на АЭС) |
бак для протечек теплоносителя ядерного реактора | reactor coolant bleed tank |
бак для реакторной воды под защитной оболочкой ядерного реактора | in-containment reactor water storage tank |
бак для сбора протечек теплоносителя ядерного реактора | reactor coolant bleed tank |
бак для хранения радиоактивных отходов внутри защитной оболочки ядерного реактора | in-containment radwaste storage tank |
бак для хранения раствора поглотителя нейтронов ядерного реактора | poison storage 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 запаса подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water storage tank |
бак подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water tank |
бак с элементами активной зоны ядерного реактора | core component pot |
бак системы аварийного впрыска теплоносителя высокого давления и перегрузки топлива ядерного реактора | safety injection and refueling water 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 |
бак системы сброса давления ядерного реактора | pressure suppression tank |
бак системы снижения давления ядерного реактора | pressure suppression tank |
бак ядерного реактора | reactor tank (устанавливается в шахте ядерного реактора на уровне активной зоны, выполняет функции биологической и тепловой защит) |
бак ядерного реактора | reactor container |
бак-барботёр компенсатора давления ядерного реактора | pressurizer relief tank |
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 |
внешний воспроизводящий тепловыделяющий элемент ядерного реактора | external fertile element |
внешний кольцевой канал в корпусе ядерного реактора | outer annulus |
внешний топливный цикл ядерного реактора | external nuclear fuel cycle |
внешний уловитель активной зоны ядерного реактора | external core catcher |
внешняя оболочка корпуса ядерного реактора | outer reactor vessel |
возможность охлаждения активной зоны ядерного реактора | core coolability |
возможность охлаждения активной зоны ядерного реактора при её повреждении | degraded core coolability |
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 |
второй контур ядерного реактора | nonradioactive water side (с циркулированием нерадиоактивной воды) |
второй контур ядерного реактора | secondary side |
второй контур ядерного реактора | secondary cycle |
второй контур ядерного реактора | secondary coolant system |
второй контур ядерного реактора | secondary circuit (нерадиоактивный контур, включает паропроизводительную часть парогенераторов, главные паропроводы, турбину, системы деаэрации, подогрева и подачи питательной воды в парогенераторы и вспомогательное оборудование) |
второй контур ядерного реактора с водой под давлением | secondary coolant circuit (от корпуса одного или нескольких парогенераторов, в которых при контакте с TJ-образными трубками с высокотемпературным теплоносителем кипит поступающая питательная вода; парогенераторы создают барьер между первым и вторым контурами) |
второй уровень безопасности ядерного реактора | safety two level (защита от ожидаемых аварийных ситуаций по классификации КЯР) |
выгорание активной зоны реактора | reactor core burn-up |
выгорание топлива в тепловыделяющей сборке ядерного реактора | fuel rod burn-up |
выгорание топлива в тепловыделяющей ТВС ядерного реактора | fuel rod burn-up |
выгруженное из реактора ядерное горючее | fissile fuel discharged |
выгруженное из реактора ядерное топливо | discharged fuel |
гипотетическая авария с разрушением активной зоны при аварии ядерного реактора | hypothetical core disruptive accident |
давление в ядерном реакторе | reactor pressure |
давление теплоносителя в ядерном реакторе | reactor coolant pressure |
дейтериевая критическая тепловыделяющая сборка ядерного реактора | deuterium critical assembly |
дейтерий-натриевый ядерный реактор | deuterium-sodium reactor |
дейтерий-тритиевый ядерный реактор | deuterium-tritium reactor |
дейтерий-тритиевый ядерный реактор | D-T reactor |
детектор обнаружения общего числа повреждённых тепловыделяющих элементов ядерного реактора | gross failed fuel detector |
детектор повреждённого стержневого тепловыделяющего элемента ядерного реактора | burst pin detector |
детектор повреждённых тепловыделяющих элементов ядерного реактора | failed fuel detector |
детектор утечки продуктов деления из тепловыделяющих элементов ядерного реактора | burst can detector |
диагностика перемещения топлива в активной зоне ядерного реактора | fuel-motion diagnostics |
жидкие радиоактивные отходы первого контура ядерного реактора | primary circuit liquid waste |
жидкий поглотитель нейтронов ядерного реактора | poison solution |
жидко-металлический ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах | liquid-metal-cooled fast breeder reactor |
загрузочная платформа ядерного реактора | charging face |
загрузочная площадка над активной зоной ядерного реактора | above-core load plane (MichaelBurov) |
загрузочная площадка над активной зоной ядерного реактора | above-core load pad |
загрузочная площадка, расположенная в верхней части реактора | above-core load plane (MichaelBurov) |
загрузочная площадка, расположенная в верхней части реактора | above-core load pad (MichaelBurov) |
запас по реактивности ядерного реактора | reactivity margin |
запас подкритичности при останове ядерного реактора | shutdown reactivity margin |
запас подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water storage |
запас реактивности при заклинивании регулирующего стержня в активной зоне ядерного реактора | stuck rod margin |
запас теплоносителя первого контура ядерного реактора | coolant inventory |
избыточная реактивность ядерного реактора | excess reactivity |
изолятор проходок в ядерном реакторе | penetration insulator |
изотопный ядерный реактор с высокой плотностью нейтронного потока | high-flux isotope reactor |
инструкция по управлению ядерным реактором | reactor control procedure |
испытательная установка с ядерным реактором на быстрых нейтронах | fast flux test facility |
испытательный быстрый реактор-размножитель | fast breeder test reactor |
испытательный стенд для облучения материалов активной зоны ядерного реактора | core material irradiation rig |
испытательный усовершенствованный ядерный реактор | advanced test reactor |
испытательный ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах | fast breeder test reactor |
кампания реактора | burnup figure of merit (обычно в МГВТ х сутках энергии на единицу массы загруженного ядерного горючего) |
кампания ядерного реактора | refueling interval |
кампания ядерного реактора | fuel lifetime |
кампания ядерного реактора | reactor campaign (продолжительность работы реактора без замены делящегося материала определяется мощностью реактора, запасом реактивности и радиационной стойкостью тепловыделяющих элементов) |
кампания ядерного реактора при работе на номинальной мощности | full power core cycle |
компенсирующая тепловыделяющая сборка ядерного реактора | shim assembly |
компенсирующий объём при аварийном останове ядерного реактора | scram discharge volume |
компенсирующий стержень с выгорающим поглотителем ядерного реактора | lumped burnable poison rod |
компенсирующий стержень с выгорающим поглотителем ядерного реактора | burnable poison rod |
компенсирующий элемент системы аварийного останова ядерного реактора | shim element |
координатор по проблемам безопасности ядерных реакторов | reactor safety coordinator |
лаз в корпусе ядерного реактора | man access penetration |
ловушка конденсирующихся веществ системы очистки тепловыделяющих элементов ядерного реактора | fuel element purge condensables trap |
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 |
манипулирование с топливными кассетами на работающем ядерном реакторе | on-load fuel handling |
надкритический энергетический ядерный реактор на быстрых нейтронах | fast supercritical pressure power reactor |
надкритический ядерный реактор с прямоточным охлаждением каналов | supercritical once-through tube reactor |
надкритическое состояние ядерного реактора | above-critical state |
неэффективное охлаждение активной зоны ядерного реактора | inadequate core cooling |
нормальное состояние ядерного реактора | reactor health |
обработка сигналов и повышение качества неразрушающего контроля стареющих ядерных реакторов | signal processing and improved qualification for non-destructive testing of aging reactors |
обработка теплоносителя ядерного реактора введением специальных летучих добавок | all-volatile treatment |
обратный поток пара в активной зоне ядерного реактора | reverse core steam flow (при разрыве холодной нитки циркуляционной петли первого контура) |
однократное обогащение стержневых тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с водой под давлением | single enrichment of PWR fuel assembly pins |
однократное прохождение шаровых тепловыделяющих элементов через активную зону ядерного реактора | once-through-then-out |
однократное уплотнение проходки для электрооборудования в защитной оболочке ядерного реактора | single electric conductor seal |
окончательное захоронение крупноблочных элементов ядерного реактора | disposal of large components (напр., корпуса, парогенератора) |
падение регулирующих стержней в активной зоне ядерного реактора | control rod fall |
падение топливной сборки ядерного реактора | fuel assembly fall |
пластинчатая решётка активной зоны ядерного реактора | slab lattice |
пластинчатая тепловыделяющая сборка ядерного реактора | plate fuel assembly |
пластинчатые тепловыделяющие элементы ядерного реактора на основе диоксида урана | CARAMEL |
пластинчатый тепловыделяющий элемент ядерного реактора | plate-type fuel element |
пластинчатый тепловыделяющий элемент ядерного реактора | fuel plate |
повреждённая оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора | defective fuel cladding |
повреждённая петля ядерного реактора | broken loop |
поглощение нейтронов теплоносителем ядерного реактора | coolant poisoning |
подвеска тепловыделяющего элемента ядерного реактора | assembly sling |
подвеска тепловыделяющих элементов ядерного реактора | fuel element stringer |
подогреватель компенсатора давления ядерного реактора | pressurizer heater |
прибор контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора | faulty fuel detector |
прибор контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора | failed fuel detector |
приборы контроля и управления ядерного реактора | reactor instrumentation |
приток теплоносителя со стороны первого контура ядерного реактора во второй контур | primary-to-secondary inleakage |
процесс восстановления углерода из диоксида углерода, образовавшегося при взаимодействии расплава активной зоны с бетоном шахты ядерного реактора в результате реакции с металлами | coking reaction |
процесс восстановления углерода из диоксида углерода, образовавшегося при взаимодействии расплава активной зоны с бетоном шахты ядерного реактора, в результате реакции с металлами | coking reaction |
процесс надзора за работой ядерного реактора | reactor oversight process |
реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
реверс-поточные реакторы | flow reversal reactor (dnv) |
рециркуляция теплоносителя системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора | emergency coolant recirculation |
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 ввода раствора борной кислоты в активную зону ядерного реактора | emergency borated system |
система аварийного впрыска теплоносителя в активную зону ядерного реактора | safety injection 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 аварийного оповещения по второму контуру ядерного реактора | secondary alarm system |
система аварийного оповещения по второму контуру ядерного реактора | secondary alarm station |
система аварийного останова ядерного реактора | emergency shutdown system (одна из систем безопасности, обеспечивающая быстрый останов реактора) |
система аварийного отключения ядерного реактора | reactor trip system |
система аварийного отключения ядерного реактора | emergency reactor trip system (включает быстрый ввод регулирующих стержней в активную зону и жидкого поглотителя нейтронов в систему теплоносителя первого контура) |
система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора теплоносителем высокого давления | high-pressure emergency core cooling system (для поддержания температуры в допустимых пределах и отвода тепла от топлива в случае аварии с потерей теплоносителя) |
система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора теплоносителем высокого давления | high pressure emergency core cooling system (для поддержания температуры в допустимых пределах и отвода тепла от топлива в случае аварии с потерей теплоносителя) |
система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора теплоносителем низкого давления | low pressure emergency core cooling system (для поддержания температуры в допустимых пределах и отвода тепла от топлива в случае аварии с потерей теплоносителя) |
система аварийного охлаждения при отсечении изоляции активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation cooling system (система аварийной конденсации) |
система аварийного расхолаживания ядерного реактора | reactor emergency cooldown system (предназначена для удаления остаточного тепловыделения после останова реактора в аварийных ситуациях) |
система аварийного сброса давления в первом контуре ядерного реактора | safety depressurization system |
система аварийного снижения мощности ядерного реактора | safety power cutback system |
система аварийной вентиляции щита управления ядерного реактора | control room emergency ventilation |
система аварийной защиты реактора в случае "потери охладителя" | Emergency core-cooling system |
система аварийной подачи незагрязнённого воздуха в помещение щита управления ядерного реактора | control room emergency fresh air system |
система аварийной подачи чистого незагрязнённого воздуха в помещение щита управления ядерного реактора | control room emergency fresh air system |
система аварийной разгерметизации первого контура ядерного реактора | safety depressurization system |
система автоматизированного контроля ядерного реактора | automated reactor inspection 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 баков компенсатора давления ядерного реактора | pressurizer relief tank system |
система башенной биологической защиты ядерного реактора | tower shielding facility |
система быстрого останова при аварии ядерного реактора | fast scram system |
система быстрого останова ядерного реактора | fast scram system |
система быстрого останова ядерного реактора | reactor scram system |
система быстрого останова ядерного реактора | power scram system (в аварийной ситуации) |
система вакуумирования защитной оболочки ядерного реактора | negative pressure containment system |
система ввода регулирующих стержней в активную зону при ожидаемых переходных режимах без останова ядерного реактора | automatic rod injection-anticipated transient without scram |
система вентилирования крышки корпуса ядерного реактора | reactor vessel head vent system |
система вентиляции внутри защитной оболочки ядерного реактора | containment internal ventilation system |
система вентиляции распределительного щита вспомогательного здания ядерного реактора | reactor auxiliary building switchgear room ventilation system |
система вентиляции распределительного щита вспомогательного помещения ядерного реактора | reactor auxiliary building switchgear room ventilation system |
система внутризонного контроля ядерного реактора | in-core monitoring system |
система внутризонного контроля ядерного реактора | in-core analysis system |
система внутризонного мониторинга ядерного реактора | in-core monitoring system |
система воздушного охлаждения здания ядерного реактора | reactor building fan cooling system |
система воздушного охлаждения здания ядерного реактора | reactor building fan cooler |
система впрыска теплоносителя высокого давления при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection system |
система впрыска теплоносителя ядерного реактора | coolant injection system |
система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | auxiliary cooling system (MichaelBurov) |
система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | ACS (MichaelBurov) |
система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | auxiliary coolant system |
система второго контура ядерного реактора | secondary plant system |
система выгрузки топлива из ядерного реактора под разряжением | vacuum defueling system |
система главного циркуляционного насоса ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant pump system |
система гравитационного охлаждения самотёком активной зоны ядерного реактора | gravity-driven core cooling system |
система диагностики оборудования ядерного реактора | reactor diagnostic system |
система дистанционного останова ядерного реактора | remote shutdown system |
система дополнительного охлаждения ядерного реактора | auxiliary coolant system |
система естественной вентиляции вспомогательного здания ядерного реактора | reactor auxiliary building normal ventilation system |
система естественной вентиляции вспомогательного помещения ядерного реактора | reactor auxiliary building normal ventilation 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 защитной оболочки ядерного реактора | containment system |
система защитной оболочки ядерного реактора с вентилируемым выбросом в атмосферу | filtered vent containment system |
система защиты второго контура ядерного реактора от превышения давления | secondary circuit overpressure protection system |
система защиты корпуса ядерного реактора от избыточного давления | overpressurization protection system |
система защиты от превышения давления в защитной оболочке ядерного реактора | containment overpressure protection system |
система защиты первого контура ядерного реактора | primary protection system |
система защиты ядерного реактора | reactor protection system (предотвращает выход радиоактивности в окружающую среду, спроектирована быть независимой от систем управления и регулирования, необходимая надежность обеспечивается 100%-ным резервированием, независимостью, разнопринципностью, сохранением работоспособности при отказе отдельных элементов, тестируемостью и соблюдением критериев единичного отказа) |
система защиты ядерного реактора с постоянными уровнями отключения | multiple fixed level scram |
система изолирования отсечения защитной оболочки ядерного реактора | containment isolation system |
система индикации положения регулирующего стержня в активной зоне ядерного реактора | rod position indication system |
система индикации уровня при перегрузке топлива в корпусе ядерного реактора | reactor vessel refueling level indication system |
система индикации уровня теплоносителя в корпусе ядерного реактора | reactor vessel level indication system |
система индикации уровня теплоносителя при перегрузке топлива в корпусе ядерного реактора | reactor vessel refueling level indication system |
система индикация уровня теплоносителя в корпусе ядерного реактора | reactor vessel level indication system |
система информации об аварийном состоянии ядерного реактора | emergency reactor information system |
система информирования оператора о положения регулирующего стержня в активной зоне ядерного реактора | rod position information system |
система коммутационной аппаратуры для аварийного отключения ядерного реактора | reactor trip switchgear system |
система компенсации объёма ядерного реактора | volume control system |
система компьютерного расчёта защиты активной зоны ядерного реактора | core protection calculator |
система компьютерного расчёта управляющей кассеты ядерного реактора | control element assembly calculator |
система контроля аварийного впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | safety injection control system |
система контроля аварийного впрыска теплоносителя в активную зону ядерного реактора | safety injection control system |
система контроля атмосферы в защитной оболочке ядерного реактора | containment atmospheric monitoring system |
система контроля атмосферы в помещении главного щита управления ядерным реактором | control building environmental control system |
система контроля атмосферы в помещениях защитной оболочки ядерного реактора | containment environmental control system |
система контроля атмосферы защитной оболочки ядерного реактора | containment atmospheric monitoring system |
система контроля водно-химического режима котла или ядерного реактора | chemical and volume control system |
система контроля водно-химического режима ядерного реактора | chemical and volume control system |
система контроля водно-химического режима ядерного реактора | reactor water chemistry control system (обеспечивает адекватную чистоту теплоносителя; часть системы представляет собой подсистему высокого давления подачи борированной воды в систему теплоносителя) |
система контроля впрыска теплоносителя в активную зону ядерного реактора | core spray inspection system |
система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов и их расположения в активной зоне ядерного реактора | failed element detection and location system |
система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора | burst can detection system |
система контроля герметичности оболочек ядерного реактора | cladding leak-tightness monitoring system |
система контроля герметичности тепловыделяющих элементов ядерного реактора | cladding failure detection system |
система контроля запаса теплоносителя первого контура в активной зоне ядерного реактора | reactor core inventory control system |
система контроля изоляции защитной оболочки и корпуса ядерного реактора | containment and reactor vessel isolation control system |
система контроля наличия водорода в помещениях защитной оболочки ядерного реактора | containment hydrogen control system |
система контроля нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора | flux monitoring system |
система контроля неэффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора | inadequate core cooling monitoring system |
система контроля образования газообразных продуктов из облучённого урана в газоохлаждаемом реакторе | burst cartridge detection |
система контроля общего количества материалов в активной зоне ядерного реактора | reactor core inventory control system |
система контроля отсечения защитной оболочки и корпуса ядерного реактора | containment and reactor vessel isolation control system |
система контроля охлаждения активной зоны ядерного реактора | core cooling monitor system |
система контроля перемещения регулирующих стержней в активной зоне ядерного реактора | control rod timing system |
система контроля повреждённого топлива ядерного реактора | fuel failure monitoring system |
система контроля при перегрузке топлива в активную зону ядерного реактора | refueling monitoring system |
система контроля расхода рециркуляции теплоносителя ядерного реактора | reactor recirculation flow control system |
система контроля срабатывания регулирующего стержня при аварии ядерного реактора | rod action control system |
система контроля срабатывания регулирующего стержня ядерного реактора | rod action control system |
система контроля температуры в активной зоне ядерного реактора | in-core temperature monitoring system |
система контроля уровня теплоносителя в корпусе ядерного реактора | reactor vessel level monitoring system |
система контроля уровня теплоносителя ядерного реактора | reactor level control system |
система контроля эксплуатационных пределов для активной зоны ядерного реактора | core operating limit supervisory system |
система корпусных устройств ядерного реактора | reactor vessel system |
система локализации аварий ядерного реактора | accident localization system |
система мероприятий по проведению испытаний элементов ядерного реактора | composite reactor components test activity system |
система многократной рециркуляции впрыска теплоносителя в активную зону ядерного реактора | core spray recirculation system |
система многократной циркуляции рециркуляции теплоносителя впрыска в активную зону ядерного реактора | core spray recirculation system |
система мониторинга неэффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора | inadequate core cooling monitoring system |
система непрерывного контроля и управления активной зоной ядерного реактора | core on-line surveillance monitoring and operation system |
система обеспечения безопасности ядерного реактора | reactor safety system |
система обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора | defective assembly detection system |
система обогрева здания ядерного реактора | reactor building heating system |
система обогрева помещения ядерного реактора | reactor building heating system |
система обработки теплоносителя ядерного реактора | reactor coolant treatment system |
система обработки теплоносителя ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant treatment system |
система обращения с жидкими отходами второго контура ядерного реактора | secondary liquid waste management system |
система ограничения мощности ядерного реактора | reactor power cutback system |
система оповещения об инцидентах на исследовательских ядерных реакторах | Incident Reporting System for Research Reactors (МАГАТЭ) |
система орошения защитной оболочки ядерного реактора | containment spray system |
система останова ядерного реактора | reactor shutdown system |
система останова ядерного реактора в горячем состоянии | hot shutdown system |
система отбора проб в первом контуре ядерного реактора | primary sampling system |
система отбора проб во втором контуре ядерного реактора | secondary sampling system |
система отвода выбросов из атмосферы защитной оболочки ядерного реактора | containment atmosphere release system |
система отвода остаточного тепловыделения из активной зоны ядерного реактора | residual heat removal system |
система отвода остаточных тепловыделений после останова ядерного реактора | post shutdown heat removal system |
система отвода остаточных тепловыделений при останове ядерного реактора | shutdown heat removal system |
система отвода тепла из защитной оболочки при аварии ядерного реактора | containment heat removal system |
система отвода тепла из защитной оболочки ядерного реактора | containment heat removal system |
система отопления, вентиляции и кондиционирования воздуха здания ядерного реактора | reactor building HVAC system |
система отопления здания ядерного реактора | reactor building heating system |
система отсечения защитной оболочки ядерного реактора | containment isolation system |
система охлаждения активной зоны ядерного реактора | reactor core cooling system |
система охлаждения активной зоны ядерного реактора разбрызгиванием | core spray system |
система охлаждения воздуха в защитной оболочке ядерного реактора | containment air cooling system |
система охлаждения вспомогательного оборудования ядерного реактора | cooling system for reactor auxiliaries |
система охлаждения защитной оболочки ядерного реактора | containment cooling unit |
система охлаждения здания ядерного реактора | reactor building fan cooler |
система охлаждения здания ядерного реактора | reactor building cooling system |
система охлаждения основного контура ядерного реактора | main loop cooling system |
система охлаждения остановленного ядерного реактора | shutdown cooling system |
система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building cooling unit |
система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building fan cooler |
система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building cooling system |
система охлаждения шахты ядерного реактора | reactor cavity cooling system |
система охлаждения ядерного реактора | reactor coolant system |
система охлаждения ядерного реактора при останове | shutdown cooling system |
система оценки эффективности топливного стержня ядерного реактора | fuel rod evaluation system |
система очистки водного теплоносителя первого контура ядерного реактора | reactor water cleanup system |
система очистки воды, используемой при разгрузке активной зоны ядерного реактора | defueling water cleanup system |
система очистки воздуха внутри защитной оболочки ядерного реактора | containment air cleaning system |
система очистки теплоносителя первого контура ядерного реактора | coolant-purification 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 пассивного охлаждения защитной оболочки ядерного реактора | passive containment cooling system |
система первого контура ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant system |
система перегрузки топлива ядерного реактора | reactor refueling system |
система перегрузки ядерного реактора | refueling system (оборудование и устройства для обращения с тепловыделяющими сборками при замене топлива в активной зоне) |
система повторного залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core reflooding system |
система подачи незагрязнённого воздуха в помещение щита управления ядерного реактора | control room fresh air system |
система подачи чистого незагрязнённого воздуха в помещение щита управления ядерного реактора | control room fresh air system |
система поддержания давления в проходке ядерного реактора | penetration pressurization system |
система поддержки по эксплуатационным пределам для активной зоны ядерного реактора | core operating limit support system |
система подпитки первого контура ядерного реактора | coolant makeup system |
система подпитки теплоносителя первого контура ядерного реактора | reactor coolant makeup |
система подпитки теплоносителя первого контура ядерного реактора | reactor coolant make-up |
система подпитки теплоносителя ядерного реактора | coolant-charging system |
система подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water system |
система подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup system (предназначена для снижения концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура, увеличения положительной реактивности, концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура с целью повышения отрицательной реактивности, а также компенсации утечек в системе) |
система подпиточной подпитки ядерного реактора | reactor makeup system (предназначена для снижения концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура, увеличения положительной реактивности, концентрации борного раствора в системе теплоносителя первого контура с целью повышения отрицательной реактивности, а также компенсации утечек в системе) |
система пористых трубок для защиты первой стенки термоядерного реактора от рентгеновского излучения и осколков мишени | inhibited flow porous tube |
система послеаварийного мониторинга водорода в защитной оболочке ядерного реактора | post-accident containment hydrogen monitoring system |
система представления параметров безопасности ядерного реактора | safety parameter display system |
система пресной охлаждающей воды реактора судовой ядерно-энергетической установки | intermediate cooling system (третий контур) |
система приводов регулирующих стержней ядерного реактора | control rod driveline |
система приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора | control element drive system |
система приводов стержней системы управления и защиты ядерного реактора | control rod drive system |
система продувки атмосферы в защитной оболочке ядерного реактора | containment atmosphere purge exhaust system |
система продувки атмосферы защитной оболочки ядерного реактора | containment atmosphere purge exhaust system |
система продувки защитной оболочки ядерного реактора | containment purge system |
система продувки помещений защитной оболочки ядерного реактора | containment purge system |
система прямого затопления ядерного реактора при аварии | direct flooding system |
система радиационной защиты крышки ядерного реактора | head shielding system |
система разбавления атмосферы в защитной оболочке ядерного реактора | containment atmosphere dilution system |
система распредустройств для аварийного отключения ядерного реактора | reactor trip switchgear system |
система распредустройств или коммутационной аппаратуры для аварийного отключения ядерного реактора | reactor trip switchgear system |
система расхолаживания активной зоны ядерного реактора | residual heat removal system (система низкого давления, большой ёмкости, расположена во вспомогательном корпусе, предназначена для выполнения двух функций: нормальная – отвод остаточных тепловыделений из активной зоны после останова реактора; реализуется подачей горячей воды из горячей нитки петли циркуляционного контура через теплообменник и обратно в систему через холодную нитку и аварийная – подача охлаждённой борированной воды из бака воды для перегрузки топлива) |
система регистрации результатов испытаний тепловыделяющей сборки ядерного реактора | assembly test recording system |
система регулирования давления в компенсаторе давления первого контура ядерного реактора | pressurizer pressure control system |
система регулирования подпитки теплоносителем ядерного реактора | reactor makeup control system |
система регулирования расхода теплоносителя второго контура ядерного реактора | secondary flow control system |
система регулирования расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора | primary flow control system |
система регулирования химического состава и объёма теплоносителя ядерного реактора | chemical and volume control system |
система регулирования ядерного реактора | reactor regulating system |
система регулирующих стержней первого контура ядерного реактора | primary control rod system |
система рекомбинатора водорода в защитной оболочке первого контура ядерного реактора | primary containment hydrogen recombiner system |
система рекомбинатора водорода и продувки помещений защитной оболочки ядерного реактора | hydrogen recombiner and hydrogen purge system |
система рециркуляции воздуха в атмосфере защитной оболочки ядерного реактора | containment atmosphere recirculation system |
система рециркуляции впрыска теплоносителя низкого давления в защитную оболочку ядерного реактора | containment spray recirculation system |
система рециркуляции спринклерного устройства защитной оболочки ядерного реактора | containment spray recirculation system |
система рециркуляции теплоносителя ядерного реактора | reactor recirculation system |
система ручного управления ядерным реактором | reactor manual control system |
система с высокотемпературным электросбалансированным химическим реактором | high-pressure electrobalance reactor system |
система сброса давления во втором контуре ядерного реактора | secondary depressurization system |
система снижения концентрации водорода в защитной оболочке ядерного реактора | hydrogen mitigation system |
система спецводоочистки теплоносителя первого контура ядерного реактора | reactor water clean-up plant |
система теплоносителя первого контура ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant system (элементы системы и парогенератор расположены в здании защитной оболочки категории (класса) 1 сейсмичности, которые изолируют радиоактивную систему от окружающей среды в случае утечки теплоносителя) |
система технической воды для расхолаживания ядерного реактора | residual heat removal service water system |
система транспорта тепла первого контура ядерного реактора | primary heat transport system |
система транспорта тепла ядерного реактора | reactor heat transport system |
система удаления водорода из защитной оболочки ядерного реактора | containment hydrogen removal system |
система удаления радиоактивного йода из защитной оболочки ядерного реактора | containment iodine removal system |
система управления вводом раствора борной кислоты в активную зону ядерного реактора | boron management system |
система управления и защиты ядерного реактора | reactor control and protection system (СУЗ) |
система управления и защиты ядерного реактора | control and protection system (многофункциональная система, предназначена для контроля параметров реакторной установки, управления мощностью реактора, планового останова, обесточивания приводов системы для аварийного останова на АЭС) |
система управления и информирования о положении регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | rod control and information system |
система управления и информирования о положении регулирующих стержней в активной зоне ядерного реактора | rod control and information system |
система управления оборудованием ядерного реактора | reactor equipment control system |
система управления последовательностью ввода / вывода регулирующих стержней в активной зоне ядерного реактора | rod sequence control system |
система управления последовательностью ввода регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
система управления последовательностью операций ядерного реактора | reactor sequence control system |
система управления последовательностью перемещения регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора | control rod drive control system |
система управления приводом стержней системы управления и защиты ядерного реактора | CPS control rod drive system |
система упреждающего отключения ядерного реактора | anticipatory reactor trip system |
система физических барьеров блока АЭС, включающая топливную матрицу, оболочку тепловыделяющего элемента, границу контура теплоносителя ядерного реактора | system of NPP unit physical barriers |
система фильтрации воздуха в шахте ядерного реактора | reactor cavity filtration system |
система фильтрации воздуха шахты ядерного реактора | reactor cavity filtration system |
система хранения и обработки натрия первого контура ядерного реактора с натриевым теплоносителем | primary sodium storage and processing system |
система штатной вентиляции вспомогательного здания ядерного реактора | reactor auxiliary building normal ventilation system |
система штатной вентиляции вспомогательного помещения ядерного реактора | reactor auxiliary building normal ventilation system |
система энергопитания первого контура ядерного реактора | primary power system |
система ядерного реактора | reactor system (одна из систем) |
системный анализ безопасности перед выводом ядерного реактора из эксплуатации | preclosure systems safety analysis |
смещение активной зоны ядерного реактора | core relocation (напр., в результате аварии) |
смещение оболочки тепловыделяющего элемента ядерного реактора | clad relocation (при повреждении) |
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) |
схема запуска системы уменьшения радиоактивных выбросов при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | mitigating system actuation circuitry |
схема запуска системы уменьшения радиоактивных выбросов при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | anticipated transient without scram mitigating system actuation circuitry |
схема запуска системы уменьшения радиоактивных выбросов радиоактивных веществ при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | mitigating system actuation circuitry |
схема запуска системы уменьшения радиоактивных выбросов радиоактивных веществ при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | anticipated transient without scram mitigating system actuation circuitry |
схема котла ядерного реактора с многократной циркуляцией | multiple circuit |
схема логики системы обеспечения безопасности ядерного реактора | safety logic circuit |
схема определения предела ввода регулирующих стержней в активную зону ядерного реактора | rod insertion limit circuit |
схема парогенератора ядерного реактора с многократной циркуляцией | multiple circuit |
схема приведения в действие системы уменьшения радиоактивных выбросов при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | mitigating system actuation circuitry |
схема приведения в действие системы уменьшения радиоактивных выбросов при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | anticipated transient without scram mitigating system actuation circuitry |
схема приведения в действие системы уменьшения радиоактивных выбросов радиоактивных веществ при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | mitigating system actuation circuitry |
схема приведения в действие системы уменьшения радиоактивных выбросов радиоактивных веществ при ожидаемых переходных режимах без аварийного останова ядерного реактора | anticipated transient without scram mitigating system actuation circuitry |
схемы сравнения предела ввода стержней в активную зону ядерного реактора | rod insertion limit comparators |
теплоноситель, используемый при изолировании активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation coolant |
теплоноситель, используемый при отсечении активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation coolant |
теплоноситель первого контура ядерного реактора | reactor coolant (среда, в зависимости от типа реактора обычная или тяжёлая вода, газ, или расплавленный металл, которая воспринимает и отводит тепло, выделяемое при делении ядерного топлива) |
теплоноситель промежуточного контура ядерного реактора | intermediate coolant |
теплоноситель системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора | emergency coolant |
теплоноситель ядерного реактора | reactor coolant (среда, в зависимости от типа реактора обычная или тяжёлая вода, газ, или расплавленный металл, которая воспринимает и отводит тепло, выделяемое при делении ядерного топлива) |
теплоноситель ядерного реактора в виде расплава солей | molten-salt coolant |
теплоноситель ядерного реактора, недогретый до температуры насыщения | subcooled reactor coolant |
термопара на выходе из активной зоны ядерного реактора | core exit thermocouple |
термоядерный реактор | fusion reactor (на основе синтеза ядер) |
термоядерный реактор на пучках лёгких ионов | light-ion beam fusion reactor |
термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы | inertial confined fusion reactor (реакция синтеза при значительном увеличении плотности вещества) |
термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы | magnetic confined fusion reactor (реакция синтеза в плазме, удерживаемой магнитным полем) |
термоядерный реактор стран Европейского экономического сообщества | Joint European Torus |
термоядерный реактор типа "компактный пинч с реверсируемым полем" | compact reverse-field pinch reactor |
термоядерный реактор типа "Токамак" | ALCATOR (Массачусетского технологического института США) |
термоядерный реактор типа "Токамак" с магнитным удержанием дейтерий-дейтериевой плазмы | WILDCAT (Аргоннская национальная лаборатория США) |
термоядерный энергетический реактор | fusion power reactor |
технолог ядерного реактора | pile technologist |
технолог ядерного реактора | nuclear reactor technologist |
турбонасос питательной воды ядерного реактора | turbine-driven reactor feedwater pump |
управляющая кассета ядерного реактора | control element assembly |
управляющая сборка ядерного реактора | outer neutron control assembly |
управляющая сборка ядерного реактора | control assembly |
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) |
шлюз для въезда грузового транспорта в здание ядерного реактора | reactor building truck lock |
шлюз для въезда грузового транспорта в здания ядерного реактора | reactor building truck lock |
шлюз для въезда грузового транспорта в помещения ядерного реактора | reactor building truck lock |
экранированный датчик для анализа нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора | shielded neutron assay probe |
экранированный модельный ядерный реактор | shield mockup reactor |
эксплуатационные характеристики защитной оболочки ядерного реактора | containment performance |
эксплуатационный запас по реактивности ядерного реактора | operating reactivity margin |
ядерный реактор | heat-only reactor |
ядерный реактор с активной зоной на твёрдом топливе | solid-core reactor |
ядерный реактор с внутризонным термоэмиссионным преобразователем | in-core thermoionic reactor |
ядерный реактор с водой под давлением | pressurized water reactor (ВВЭР) |
ядерный реактор с водой под давлением малой мощности | small-size pressurized-water reactor |
ядерный реактор с водой под давлением с высоким коэффициентом воспроизводства и двойной плоской активной зоной | high conversion pressurized water reactor – double-flat-core |
ядерный реактор с водой под давлением с высоким коэффициентом конверсии и двойной плоской активной зоной | high conversion pressurized water reactor – double-flat-core |
ядерный реактор с воспроизводством топлива | regenerative reactor |
ядерный реактор с высоким коэффициентом воспроизводства | high conversion reactor |
ядерный реактор с жидким органическим замедлителем | organic liquid moderated reactor |
ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем | liquid-metal reactor |
ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем | liquid-metal-cooled reactor |
ядерный реактор с жидкостным охлаждением | liquid-cooled reactor |
ядерный реактор с запальной и воспроизводящей зонами | seed-and-blanket reactor |
ядерный реактор с избыточным замедлением | over-moderated reactor |
ядерный реактор с использованием солнечной энергии в качестве дополнительного источника тепла | solar assisted reactor |
ядерный реактор с малой плотностью нейтронного потока | low-flux reactor |
ядерный реактор с отдельным пароперегревателем | separate superheater reactor |
ядерный реактор с отрицательным коэффициентом реактивности | unconditionally stable reactor |
ядерный реактор с перегревом на кипящей воде | superheat boiling water reactor |
ядерный реактор с перегревом пара на кипящей воде | boiling nuclear superheat reactor |
ядерный реактор с перегруженным топливом | refueled reactor |
ядерный реактор с постоянным расходом теплоносителя | steady-flow reactor |
ядерный реактор с псевдоожиженным слоем шаровых тепловыделяющих элементов | fluidized-bed reactor |
ядерный реактор с самоподдерживающейся цепной реакцией | self-sustaining reactor |
ядерный реактор с тяжёлой водой под давлением типа CANDU | CANDU Pressurized Heavy Water (reactor) |
ядерный реактор с управляемым сдвигом спектра | spectral shift control reactor |
ядерный реактор с управляемым сдвигом спектра нейтронов | spectral shift control reactor |
ядерный реактор с шаровой засыпкой тепловыделяющих элементов | pebble bed reactor |
ядерный реактор Университета штата Канзас | University of Kansas Nuclear Reactor (США) |
ядерный реактор университета штата Огайо | Ohio State University Reactor (США) |
ядерный реактор университета штата Орегон | Oregon State University training Reactor (США, разработка компании "Дженерал Атомик", использует воду в качестве теплоносителя и топливо в виде гомогенной смеси урана и гидрида циркония, предназначен для обучения персонала, исследований и производства изотопов) |
ядерный реактор университета штата Орегон | Oregon State University TRIGA Reactor (США, разработка компании "Дженерал Атомик", использует воду в качестве теплоносителя и топливо в виде гомогенной смеси урана и гидрида циркония, предназначен для обучения персонала, исследований и производства изотопов) |
ядерный реактор университета штата Орегон | Oregon State University research and isotope production of General Atomic Reactor (США, разработка компании "Дженерал Атомик", использует воду в качестве теплоносителя и топливо в виде гомогенной смеси урана и гидрида циркония, предназначен для обучения персонала, исследований и производства изотопов) |