| Russian | English |
| 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 8 | class 8 reactor accident (при условиях, инициирующих максимальные проектные аварии, 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 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 2 | class 2 reactor accident (незначительный выброс радиоактивности, 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 3 | class 3 reactor accident (отказ системы хранения или обработки радиоактивных отходов, согласно определению 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 2 | class 2 reactor accident (незначительный выброс радиоактивности, 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 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 с разрывом трубопровода среднего диаметра | intermediate break accident |
| автоматическая выборка из базы данных инцидентов, влияющих на безопасность ядерных реакторов | automatic retrieval of incidents affecting nuclear reactors |
| Американская компания по страхованию деятельности, связанной с ядерной энергией | American Nuclear Insurers |
| Американский совет по ядерной энергии | American Nuclear Energy Council |
| Американское ядерное общество | American Nuclear Society |
| анализатор защиты активной зоны ядерного реактора | core protection calculator |
| анализатор облучённого ядерного топлива | irradiated fuel gage |
| анализатор облучённого ядерного топлива | fuel gage |
| анализатор управляющей кассеты ядерного реактора | control element assembly calculator |
| аттестованный испытательный ядерный реактор | certified test reactor |
| аттестованный оператор ядерного реактора | qualified operator |
| аттестованный эталон радиоактивности для мгновенного останова ядерного реактора | certified radioactivity standard source |
| аттестованный эталон радиоактивности для немедленного мгновенного останова ядерного реактора | certified radioactivity standard source |
| АЭС с несколькими ядерными реакторами | multireactor plant |
| 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 воды системы мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС | refueling 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 воды системы перегрузки ядерного топлива на АЭС | refueling water storage 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 воды для перегрузки ядерного топлива на АЭС | fueling water storage tank |
| бак запаса подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water storage tank |
| бак подпиточной воды ядерного реактора | reactor makeup water tank |
| бак промежуточной выдержки отработавшего ядерного топлива | ex-vessel storage tank (на АЭС) |
| 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 |
| бак-хранилище воды системы перегрузки ядерного топлива | refueling water storage tank |
| библиографический указатель работ в области исследований по ядерной безопасности | nuclear safety research index |
| бригада сопровождения при транспортировке отработавшего ядерного топлива | spent fuel escort |
| вакуумированная сухая защитная оболочкам ядерного реактора | subatmospheric dry containment |
| вентилируемая защитная оболочка ядерного реактора | vent-filtered containment |
| вентилируемая тепловыделяющая сборка ядерного реактора | vented fuel assembly |
| вентилируемый стержневой тепловыделяющий элемент ядерного реактора | vented fuel pile |
| вероятная авария ядерного реактора | credible accident |
| внутреннее дистанционирующее устройство тепловыделяющего элемента ядерного реактора | fuel rod interim spacer |
| внутренняя циркуляция теплоносителя ядерного реактора | internal coolant recirculation |
| воздействие проникающего ядерного излучения | transit nuclear radiation effects |
| выведенный из эксплуатации ядерный реактор | retired reactor |
| выведенный из эксплуатации ядерный реактор | decommissioned reactor |
| выгорание топлива в тепловыделяющей сборке ядерного реактора | fuel rod burn-up |
| выгорание топлива в тепловыделяющей ТВС ядерного реактора | fuel rod burn-up |
| выгорание ядерного топлива | nuclear fuel deterioration |
| гаситель энергии падающего в активную зону регулирующего стержня при отключении ядерного реактора | dash-pot damper |
| глубина выгорания ядерного топлива | burn up fraction |
| глубина выгорания ядерного топлива с возможностью выгрузки из активной зоны | discharge burnup |
| глубина выгорания ядерного топлива с возможностью выгрузки из активной зоны | discharge burn-up |
| Государственная система США по контролю ядерных материалов и их сохранности | Nuclear Materials Management and Safeguards System (на базе персональных компьютеров с использованием локальной вычислительной сети, вступила в действие в 1995 г., отслеживает деятельность в области учёта ядерных материалов и представляет данные пользователям государственных учреждений и частным лицам) |
| группа Комиссии по ядерному регулированию США по контролю возможных отказов оборудования и систем безопасности на АЭС в связи с проблемой 2000 года | NRC Y2K audit team |
| Группа по определению перспективных проектов ядерных реакторов и разработке мероприятий по их внедрению | Near-Term Deployment Group (создана по инициативе Министерства энергетики США в 2001 г.) |
| Группа экспертов по вопросам ядерного деления | External Advisory Group-Fission External Advisory Group (Европейского сообщества по атомной энергии) |
| Группа экспертов по определению перспективных проектов ядерных реакторов и мероприятий по их внедрению | Near-Term Deployment Group (создана по инициативе Министерства энергетики США в 2001 г.) |
| давление в ядерном реакторе | reactor pressure |
| давление теплоносителя в ядерном реакторе | reactor coolant pressure |
| дейтериевая критическая тепловыделяющая сборка ядерного реактора | deuterium critical assembly |
| 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 |
| дистанционирующая решётка ядерного реактора с пружинным зажимом | spring clip grid assembly |
| завод по изготовлению топлива для промышленных ядерных реакторов | commercial nuclear fuel plant |
| загрузочная машина ядерного топлива | fuel-charging machine (на АЭС) |
| 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 |
| 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 |
| зарегистрированное количество ядерного материала | book inventory (на АЭС) |
| защитная оболочка ядерного реактора с вентилируемым выбросом в атмосферу | filtered vented containment |
| избыточная наработка ядерного горючего | surplus breeding (разница между получаемым и затрачиваемым горючим) |
| избыточная наработка ядерного горючего | breeding gain (разница между получаемым и затрачиваемым горючим) |
| избыточная реактивность ядерного реактора | excess reactivity |
| избыточный коэффициент воспроизводства ядерного топлива | conversion gain |
| инженерная термогидравлика ядерных процессов | nuclear engineering thermal-hydraulics |
| инструментированная с контрольно-измерительными приборами тепловыделяющая сборка ядерного реактора | instrumented fuel assembly |
| инструментированная с контрольно-измерительными приборами тепловыделяющая сборка ядерного реактора | instrument fuel assembly |
| испытательная установка с ядерным реактором на быстрых нейтронах | fast flux test facility |
| 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 |
| кабина оператора для выполнения операций с ядерным топливом на АЭС | fuel-handling operator booth |
| канал выгораемого поглотителя ядерного реактора | burnable hole |
| кластерная сборка регулирующих стержней полной длины ядерного реактора | full length rod cluster control assembly |
| количество радиоактивного материала, реализующего 2,22 ядерных превращений в минуту | procurie |
| количество радиоактивного материала, реализующего 2, 22 ядерных превращений в минуту | procurie |
| 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 |
| контейнер для транспортировки топлива при перезарядке реактора плавсредств с ядерными энергетическими установками | defuelling coffin |
| котёл, использующий сбросное тепло ядерного источника | nuclear waste boiler |
| Крупный центр по проблемам ядерного топливного цикла | Nuclear Fuel Cycle Large Center |
| курс лекций по основам ядерной техники и технологиям | Nuclear Engineering Orientation (напр., специально подготовленный для среднего звена сотрудников ядерных лабораторий, подразделений АЭС США в рамках повышения квалификации) |
| курс лекций по ядерно-энергетическим технологиям | Nuclear Energy Technology (напр., специально подготовленный для среднего звена сотрудников ядерных лабораторий, подразделений АЭС США в рамках повышения квалификации) |
| ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора | ex-vessel core catcher |
| маломощная ядерная бомба, способная до взрыва проникать глубоко под землю | Robust Nuclear Earth Penetrator (находится в стадии разработки в США и планируется для взрыва в непосредственной близости от зарубежных ядерных объектов с целью вывода их из строя) |
| Международная конференция по проблемам управления топливом ядерных реакторов | International Conference on Research Reactor Fuel Management |
| Международная конференция по проблемам усталости компонентов ядерных реакторов | International Conference on Fatigue of Reactor Components |
| Международная конференция по теплогидравлике, эксплуатации и безопасности ядерных установок | Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations and Safety |
| Международная конференция по ядерной технике и ядерным технологиям | International Conference on Nuclear Engineering |
| металло-керамическое ядерное топливо | cermet fuel |
| методика управления имеющимися ядерными материалами на АЭС и их контроль | inventory management program and control techniques |
| Мировой ядерный справочник | World Nuclear Directory |
| многополостной корпус ядерного реактора из предварительно напряжённого бетона | multicavity prestressed concrete reactor vessel |
| 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 |
| Научно-исследовательский центр Шотландии по ядерным реакторам | Scottish Research Reactor Center |
| Научно-технический центр по исследованию и разработке жидкометаллических ядерных реакторов | Liquid Metal Engineering Center (США) |
| Национальный комитет по исследованию и разработке ядерных и альтернативных источников энергии | Comitato Nazionale per la Ricerca e per lo Sviluppo dell'Energia Nucleare e dell'Energia Alternative |
| начало ядерного топливного цикла | front end of fuel cycle |
| нейтронный поток при полной мощности ядерного реактора | full-power flux |
| нерадиоактивный теплоноситель на входе в ядерный реактор | cold inlet coolant |
| нереакторная ядерная установка | nonreactor nuclear facility (НРЯУ) |
| нереакторная ядерная установка Министерства энергетики США | DOE-owned nonreactor facility |
| неэффективное охлаждение активной зоны ядерного реактора | inadequate core cooling |
| низкоэнергетическая ядерная реакция | LENR (IgBar) |
| нитридное ядерное топливо | nitride fuel |
| обессоливающая установка бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | spent fuel pool cleanup demineralizer (на АЭС) |
| обработка воды бассейна охлаждения ядерного топлива на АЭС | fuel pool water treatment |
| обработка отходов вторичных ядерных материалов | secondary waste treatment (напр., облучённых в технологическом цикле ядерного реактора, в процессе ядерной аварии и др.) |
| 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 |
| 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 |
| однократный топливный цикл ядерного топлива | throw-away fuel cycle |
| отказ от источников ядерной энергии | abandonment of nuclear sources |
| отношение шага дистанционирующей решётки к диаметру тепловыделяющего элемента ядерного реактора | pitch-to-diameter ratio |
| отчёт о мерах по выводу из эксплуатации ядерных установок после их останова | post-shutdown decommissioning activities report (в течение 30 дней после принятия решения или требования о прекращении эксплуатации АЭС лицензиат представляет в Комиссию по ядерному регулированию США письменное подтверждение, после чего до или в течение двух лет он обязан представить указанный отчёт) |
| падение регулирующих стержней в активной зоне ядерного реактора | control rod fall |
| падение топливной сборки ядерного реактора | fuel assembly fall |
| первая загрузка ядерного реактора | first fueling (первоначальная загрузка ядерного топлива, обеспечивающая запас реактивности до очередной перегрузки) |
| переключатель на главном щите управления АЭС для ввода, удержания группы регулирующих стержней укороченной длины и вывода их из активной зоны ядерного реактора | in-hold-out switch |
| плавучая ядерная энергетическая установка | floating nuclear plant |
| планируемое выгорание выгружаемого ядерного топлива | scheduled discharge burnup |
| планируемое выгорание выгружаемого ядерного топлива | scheduled discharge burn-up |
| подогреватель компенсатора давления ядерного реактора | pressurizer heater |
| полная картограмма нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора | full core flux map |
| полная перегрузка активной зоны ядерного реактора | complete core refueling |
| 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 |
| полномасштабный высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор | large high-temperature gas-cooled reactor |
| полный расход теплоносителя в петле ядерного реактора | total loop flow |
| полный расход теплоносителя в ядерном реакторе | total coolant flow |
| полный расход теплоносителя через активную зону ядерного реактора | total core flow rate |
| послереакторное исследование ядерного топлива | post-irradiation examination |
| послереакторное обследование ядерного топлива | post-irradiation examination |
| привод регулирующих стержней ядерного реактора полной длины | full length control rod drive |
| приток теплоносителя со стороны первого контура ядерного реактора во второй контур | primary-to-secondary inleakage |
| программа исследований и разработок по повышению срока службы тепловыделяющих элементов ядерных реакторов | fuel lifetime improvement program |
| программа определения параметров радиационного поля в процессе проведения контроля целостности корпуса ядерного реактора | Reactor Dosimetry (Министерства энергетики США) |
| программа определения параметров радиационного поля излучения в процессе проведения контроля целостности корпуса ядерного реактора | Reactor Dosimetry (Министерства энергетики США) |
| программа управления имеющимися ядерными материалами на АЭС и методы их контроля | inventory management program and control techniques |
| проект модульного энергетического ядерного реактора с внутренне присущей безопасностью | power reactor inherently safe module |
| проект модульного ядерного реактора с внутренне присущей безопасностью | power reactor inherently safe module |
| проект по транспортировке и удалению ядерных отходов | Nuclear Waste Project |
| прототип ядерного реактора-размножителя большой мощности | prototype large breeder reactor |
| 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 |
| разделанный тепловыделяющий элемент ядерного реактора | dismantled element |
| разрушенная активная зона ядерного реактора с локальным концентрированием расплава ядерного топлива | bottled-up core |
| растворение отработавшего ядерного топлива | spent fuel dissolution |
| реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
| Региональное управление III – Glen Ellyn, Комиссии по ядерному регулированию, штат Иллинойс | Region III – Glen Ellyn, Illinois (США) |
| Региональное управление V – Walnut Greek, Комиссии по ядерному регулированию, штат Калифорния | Region V – Walnut Greek, California (США) |
| Региональное управление I – King of Prussia, Комиссии по ядерному регулированию, штат Пенсильвания | Region I – King of Prussia, Pennsylvania (США) |
| Региональное управление IV – Arlington, Комиссии по ядерному регулированию, штат Техас | Region IV – Arlington, Texas (США) |
| Региональное управление II – Atlanta, Федеральный центр Комиссии по ядерному регулированию, штат Джорджия | Region II – Atlanta, Federal Center, Georgia (США) |
| региональный центр подготовки специалистов в области ядерной промышленности | regional nuclear training center |
| рециркуляция теплоносителя системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора | emergency coolant recirculation |
| Руководящие положения, принятые поставщиками ядерного материала и оборудования | Nuclear Supplier Guidelines |
| свежий тепловыделяющий элемент ядерного реактора | fresh fuel element |
| 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 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 административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора | preventive accident management system |
| система административного контроля по предупреждению аварий ядерного реактора | preventive accident management measures |
| система анализа проблем обращения и перемещения специальных ядерных материалов | Special Nuclear Materials Tracking and Analysis System (Ливерморская национальная лаборатория им. Лоуренса, США) |
| 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 вентиляции внутри защитной оболочки ядерного реактора | containment internal ventilation system |
| система вентиляции здания для обращения с ядерным топливом на АЭС | fuel-handling building ventilation system |
| система вентиляции зоны бассейна-хранилища отработавшего ядерного топлива на АЭС | spent fuel pool area ventilation system |
| система вентиляции помещения для обращения с ядерным топливом на АЭС | fuel-handling building 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 вентиляции участка обращения с ядерным топливом на АЭС | fuel-handling area 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 водяного охлаждения ядерной установки | reactor plant cooling water system |
| система воздушного охлаждения здания ядерного реактора | reactor building fan cooling system |
| система воздушного охлаждения здания ядерного реактора | reactor building fan cooler |
| система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | ACS (MichaelBurov) |
| система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | auxiliary cooling system (MichaelBurov) |
| система вспомогательного охлаждения ядерного реактора | auxiliary coolant system |
| система второго контура ядерного реактора | secondary plant system |
| система выдержки отработавшего ядерного топлива | spent fuel cooling 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 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 защиты ядерной безопасности на АЭС | nuclear safety line |
| система идентификации ядерного топлива | fuel identification system |
| система идентификация ядерного топлива | fuel identification system (при поставке на АЭС) |
| 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 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 контрольно-измерительных приборов, не относящихся к ядерному оборудованию | non-nuclear instrumentation system |
| 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 и учёта ядерных материалов на АЭС | material control and accounting system |
| система контроля изоляции защитной оболочки и корпуса ядерного реактора | containment and reactor vessel isolation control system |
| система контроля инвентарного количества ядерного материала | nuclear inventory control system (на АЭС в рамках гарантий МАГАТЭ) |
| 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 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 контроля ядерного топливного цикла | cycle monitoring system (на АЭС) |
| система контроля ядерной установки | reactor plant control system |
| система контроля ядерных материалов | nuclear material control system (напр., в рамках гарантий МАГАТЭ) |
| система контроля ядерных материалов на базе ЭВМ | facility-integrated computer system |
| система корпусных устройств ядерного реактора | reactor vessel system |
| система локализации аварий ядерного реактора | accident localization system |
| система материально-технического обеспечения в ядерной промышленности | nuclear logistics |
| 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 мокрой перегрузки ядерного топлива на АЭС | refueling water system |
| система обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора | defective assembly detection system |
| система оборудования для выполнения операций с ядерным топливом на АЭС | fuel-handling equipment system |
| система обработки и хранения ядерного топлива на АЭС | fuel handling and storage system |
| система обработки отходов вторичных ядерных материалов | secondary waste treatment system (напр., облучённых в технологическом цикле ядерного реактора, в процессе ядерной аварии и др.) |
| 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 обращения с ядерным топливом на АЭС | fuel handling system |
| система обращения с ядерным топливом на АЭС | fuel handling system (включает транспортировку, хранение и перегрузку) |
| 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 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, относящаяся к ядерной безопасности | nuclear safety-related 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 отчётности о ядерных авариях | nuclear accident report system |
| система отчётности о ядерных материалах | nuclear material reporting system (в рамках гарантий МАГАТЭ) |
| система отчётности по ядерным авариям | nuclear accident report system |
| система охлаждения активной зоны ядерного реактора | reactor core cooling system |
| система охлаждения активной зоны ядерного реактора разбрызгиванием | core spray system |
| система охлаждения бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | spent fuel pool cooling system (на АЭС) |
| система охлаждения бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | spent fuel pool cooling 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 и очистки воды бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | fuel pool cooling and cleanup system |
| система охлаждения основного контура ядерного реактора | main loop cooling system |
| система охлаждения остановленного ядерного реактора | shutdown cooling system |
| система охлаждения отработавшего ядерного топлива | spent fuel cooling system |
| система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building fan cooler |
| система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building cooling unit |
| система охлаждения помещения ядерного реактора | reactor building cooling system |
| система охлаждения шахты ядерного реактора | reactor cavity cooling system |
| система охлаждения ядерного оборудования на АЭС | nuclear island cooling water 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 воды бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | fuel-pool cleanup system |
| система очистки воды, используемой при разгрузке активной зоны ядерного реактора | defueling water cleanup system |
| система первого контура ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant system |
| 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 бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | fuel-pool makeup water 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 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 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 повторным использованием ядерного топлива на АЭС | recycled system |
| система сброса давления во втором контуре ядерного реактора | secondary depressurization system |
| система сигнализации о возникновении самопроизвольной цепной ядерной реакции на АЭС | criticality incident detection alarm system |
| система снижения концентрации водорода в защитной оболочке ядерного реактора | hydrogen mitigation system |
| система сопровождения инвентарного количества ядерного материала | inventory tracking system (напр., на АЭС, в рамках гарантий МАГАТЭ) |
| 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 ядерного реактора | reactor heat transport 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 управления ядерными реакциями | reaction control system |
| система упреждающего отключения ядерного реактора | anticipatory reactor trip system |
| система ускоренной перегрузки ядерного топлива на АЭС | rapid refueling system |
| система учёта ядерных материалов | nuclear material accounting 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) |
| системы подачи воды для перегрузки ядерного топлива на АЭС | refueling water transfer system |
| смещение активной зоны ядерного реактора | core relocation (напр., в результате аварии) |
| смещение оболочки тепловыделяющего элемента ядерного реактора | clad relocation (при повреждении) |
| снижение плотности ядерного топлива на 1 % выгорания | R-value |
| сообщение о завершении перегрузки ядерного топлива на АЭС | defueling completion report |
| стадии вывода из эксплуатации ядерной установки или её отдельных компонентов, в течение которых последние находятся под наблюдением и отвечают техническим требованиям и требованиям безопасности | Safe Enclosure |
| 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) |
| стенд для проведения испытаний по обращению с элементами ядерного реактора и их очистке | handling and cleaning facility |
| тепловыделяющая сборка ядерного реактора с дистанционирующей решёткой | grid-spaced bundle |
| термопара на выходе из активной зоны ядерного реактора | core exit thermocouple |
| топливное ядро тепловыделяющего элемента ядерного реактора | fuel core |
| управление сложными высокоопасными ядерными объектами и их эксплуатация | management and operations of complex high-hazard nuclear facility (MichaelBurov) |
| уран с обогащением 0, 9%, полученный при переработке отработавшего топлива ядерного реактора с водой под давлением | recovered uranium |
| уран с обогащением 0, 9%, полученный при переработке отработанного топлива ядерного реактора с водой под давлением | recovered uranium |
| условия ксенонового равновесия ядерного реактора на полной мощности | full-power equilibrium xenon conditions |
| условия работы на пониженной мощности и останова ядерного реактора | low-power and shutdown conditions |
| установка для разборки элементов топливной кассеты ядерного реактора | component disassembly station |
| устойчивый к распуханию ядерный материал | swelling-resistant nuclear material (при радиационном воздействии) |
| 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) |
| физическое разделение резервируемых каналов безопасности ядерного реактора | physical separation for safety related components |
| фрагментированный тепловыделяющий элемент ядерного реактора | dismantled element |
| хранение отработавшего ядерного топлива вне здания реактора | away-from-reactor store |
| 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 |
| ядерные свойства | nuclear qualities |
| ядерный водород | nuclear hydrogen (Nuclear hydrogen production is an emerging and promising alternative to steam-methane reforming for carbon-free hydrogen production. "Ядерный водород", также известный как "розовый" H2, также может косвенно помочь атомным электростанциям сбалансировать энергосистему, добавляет она. Существующие атомные электростанции являются низкоманевренными, но если бы их выработку можно было перенаправить на электролизеры в то время, когда в сети много энергии ветра и солнца, это могло бы предотвратить сокращение выработки ветровых и солнечных электростанций и падение оптовых цен до нуля или ниже MichaelBurov) |
