Russian | English |
аварийный ввод регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | scram insertion |
авария при извлечении одного регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | single rod withdrawal accident |
авария ядерного реактора в результате нарушения условий нормального теплообмена из-за недостаточного охлаждения при повышенном энерговыделении в активной зоне | power-cooling mismatch accident |
активные зоны при газификации коксовых частиц угля | carbon active sites in coal char gasification |
байпасный клапан, используемый при заливе активной зоны в случае аварии ядерного реактора | reflood assist bypass valve |
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 |
ввод дублирующих регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | alternate rod insertion |
ввод реактивности в активную зону при аварии ядерного реактора | reactivity insertion |
ввод регулирующего стержня быстрой аварийной защиты в активную зону при аварии ядерного реактора | fast rod insertion |
ввод регулирующего стержня в активную зену ядерного реактора при аварии | control rod insertion |
ввод регулирующего стержня с помощью электропривода в активную зону при аварии ядерного реактора | motorized rod insertion |
вероятность серьёзного повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | probability of severe core damage |
вероятность тяжёлого повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | probability of severe core damage |
взаимодействие расплава активной зоны при аварии ядерного реактора и термохимические проблемы | corium interaction and thermochemistry |
взаимодействие расплава активной зоны с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | molten core-concrete interaction |
взаимодействие расплава компонентов активной зоны с бетоном защитной оболочки при аварии ядерного реактора | core-concrete interaction |
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 |
впрыск теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | emergency coolant injection |
впрыск теплоносителя высокого давления в активную зону при аварии ядерного реактора | high-pressure coolant injection |
впрыск теплоносителя низкого давления в активную зону при аварии ядерного реактора | low-pressure coolant injection |
всасывающий трубопровод системы впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | core spray suction line |
вспомогательная система подачи воды для охлаждения активной зоны при аварии ядерного реактора | core auxiliary cooling water system |
выброс расплава активной зоны под высоким давлением при аварии на АЭС | high pressure melt ejection |
выброс расплава активной зоны под высоким давлением при аварии на АЭС | high-pressure melt ejection |
выход шлака при отравлении активной зоны | poisoning yield (ядерного реактора) |
гаситель энергии падающего в активную зону регулирующего стержня при отключении ядерного реактора | dashpot |
гаситель энергии падающего в активную зону регулирующего стержня при отключении ядерного реактора | dash-pot damper |
гидродинамика разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | hydrodynamics of core disruptive accident |
гипотетическая авария с разрушением активной зоны при аварии ядерного реактора | hypothetical core disruptive accident |
Группа экспертов по анализу расплавления активной зоны при аварии ядерного реактора | Core Melt Review Group (Комиссии по ядерному регулированию США) |
дублирующая система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | alternate decay heat removal system |
дублирующая система расхолаживания активной зоны при аварии ядерного реактора | alternate decay heat removal system |
залив активной зоны для обеспечения безопасного останова ядерного реактора при аварии | safe-shutdown impoundment |
залив теплоносителя через верхнюю крышку в активную зону при аварии ядерного реактора | upper head injection |
запас реактивности при заклинивании регулирующего стержня в активной зоне ядерного реактора | stuck rod margin |
запрет на управление выводом регулирующих стержней из активной зоны при аварии ядерного реактора | control withdrawal prohibit |
затопление активной зоны для обеспечения безопасного останова ядерного реактора при аварии | safe-shutdown impoundment |
затопление активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding |
иммобилизация расплава активной зоны при аварии ядерного реактора | melt immobilization |
индикатор относительного положения регулирующего стержня в активной зоне при аварии ядерного реактора | relative rod position indicator |
испытание на всплеск резкий рост мощности в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня | single-rod burst test |
испытание на всплеск энерговыделения в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня | single-rod burst test |
исследования стабилизации расплава активной зоны вне корпуса при аварии ядерного реактора | Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research |
Международная программа исследований по проблемам разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | CORE |
минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена при кипении в активной зоне ядерного реактора | core critical heat flux ratio |
нарушение условий нормального теплообмена при аварии ядерного реактора из-за недостаточного охлаждения при повышенном энерговыделении в активной зоне | power-cooling mismatch |
насос контура расхолаживания активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal pump |
неохлаждаемый слой обломков активной зоны, образующихся при аварии на АЭС | non-coolable debris bed |
обрушивание активной зоны при аварии ядерного реактора | core slumping |
ограничения по движению регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | control rod motion limitations |
отвод остаточного тепловыделения из активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal |
отвод остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | residual heat removal |
отвод тепла из активной зоны при аварии ядерного реактора | reactor heat removal |
отвод тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | reactor energy removal |
охлаждение при изолировании активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation cooling |
охлаждение при отсечении активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation cooling |
ошибка при выводе регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | rod withdrawal error |
ошибка при извлечении регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | rod withdrawal error |
пакет программ для анализа тяжёлого повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | severe core damage analysis package |
пассивная система отвода остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | passive residual heat removal system |
переворот слоев расплава активной зоны при аварии ядерного реактора | corium layers invert |
переходный процесс при впрыске холодной воды в активную зону ядерного реактора | cold water transient |
переходный процесс при извлечении регулирующего стержня из активной зоны ядерного реактора | control rod withdrawal transient |
повторный залив активной зоны при аварии ядерного реактора | core reflooding |
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 расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | total core melting |
предел ввода регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod insertion limit (согласно Техническим Требованиям Комиссии по ядерному регулированию США для обеспечения достаточной реактивности при останове ядерного реактора) |
программа исследований взаимодействия расплава активной зоны с корпусом ядерного реактора при тяжёлой аварии | corium reactor vessel interaction studies |
программирование перемещения регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | rod programming |
продолжительность падения при сбросе регулирующего стержня в активную зону при аварии ядерного реактора | rod drop time |
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 |
раздаточное устройство системы затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooder sparger |
разрушение активной зоны ядерного реактора при тяжёлых авариях | core loss during severe accidents |
разрушения активной зоны при аварии ядерного реактора | core destruction |
расплав активной зоны вне корпуса при аварии ядерного реактора | ex-vessel core melt |
расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | core melting |
расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора с потерей теплоносителя | loss-of-coolant accident core melt |
расход при нормальном направлении циркуляции теплоносителя в активной зоне ядерного реактора | positive core flow |
расход теплоносителя при опрокидывании циркуляции в активной зоне ядерного реактора | negative core flow |
режимы теплообмена при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood heat-transfer regimes |
режимы теплоотдачи при заливе активной зоны ядерного реактора | core reflood heat regimes |
режимы течения при заливе активной зоны ядерного реактора | core reflood flow regimes |
режимы течения при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood flow regimes |
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 охлаждения при отсечении изоляции активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation cooling system (система аварийной конденсации) |
система ввода регулирующих стержней в активную зону при ожидаемых переходных режимах без останова ядерного реактора | automatic rod injection-anticipated transient without scram |
система затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | high-pressure core flooder |
система затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding system (система аварийного охлаждения, срабатывающая при отказе основной системы охлаждения реактора) |
система затопления активной зоны ядерного реактора в случае аварии при высоком давлении теплоносителя | high-pressure core flooder |
система контроля аварийного впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | safety injection control system |
система контроля при перегрузке топлива в активную зону ядерного реактора | refueling monitoring system |
система очистки воды, используемой при разгрузке активной зоны ядерного реактора | defueling water cleanup system |
система пассивного отвода тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | afterheat removal passive system (СПОТ) |
система пассивного отвода тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора | afterheat removal passive system |
система повторного залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core reflooding system |
система управления и информирования о положении регулирующих стержней в активной зоне при аварии ядерного реактора | rod control and information system |
система управления последовательностью ввода регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
система управления последовательностью перемещения регулирующих стержней в активную зону при аварии ядерного реактора | rod sequence control system |
скорость вывода стержней системы управления и защиты из активной зоны при аварии ядерного реактора | rod withdrawal rate |
скорость залива активной зоны при аварии ядерного реактора | reflood rate |
специальные испытания ядерного реактора при всплеске энерговыделения в активной зоне | special power excursion reactor test |
специальные испытания ядерного реактора при всплеске энерговыделения в активной зоне ядерного реактора | special power excursion reactor test |
срабатывание системы впрыска теплоносителя в активную зону при аварии ядерного реактора | containment spray actuation |
стадия впрыска теплоносителя в случае аварии ядерного реактора при работе системы аварийного охлаждения активной зоны | injection phase (завершается непосредственно перед опустошением бака воды системы перегрузки ядерного реактора, при этом осуществляется быстрый впрыск высококонцентрированного раствора борной кислоты с тем, чтобы ядерный реактор оставался в отключённом состоянии) |
теплоноситель, используемый при изолировании активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation coolant |
теплоноситель, используемый при отсечении активной зоны ядерного реактора | reactor core isolation coolant |
теплообмен при аварийном охлаждении по всему периметру активной зоны ядерного реактора | full-length emergency core heat transfer |
теплообмен при заливе активной зоны ядерного реактора при аварии | reflood heat transfer |
тракт затопления активной зоны при аварии ядерного реактора | core flooding train |
тяжёлое повреждение активной зоны при аварии ядерного реактора | severe core damage |
условная вероятность повреждения активной зоны при аварии ядерного реактора | conditional probability of core damage |
усовершенствованные контрольно-измерительные приборы для изучения процессов при повторном заливе активной зоны | advanced instrumentation for reflooding studies (в случае аварии ядерного реактора) |
установка для изучения взаимодействия расплава топлива с конструкционными материалами активной зоны при аварии ядерного реактора | liquid metal facility |
установка для испытания байпаса при аварийном охлаждении активной зоны ядерного реактора | emergency core cooling bypass test facility |
характеристики или поведение расплава активной зоны внутри корпуса ядерного реактора при аварии | in-vessel melt behavior |
частичное осушение активной зоны при аварии ядерного реактора | partial core uncovery |
частичное расплавление активной зоны при аварии ядерного реактора | partial core melting |
штуцер залива активной зоны при аварии ядерного реактора | core flood nozzle |