Russian | English |
аварийные режимы, связанные с превышением мощности и гипотетическим разрушением активной зоны ядерного реактора | transient overpower hypothetical core destructive accidents |
аварийный режим ядерного реактора, связанный с превышением мощности | transient overpower accident |
авария ядерного реактора с выбросом мощности в переходном режиме | transient overpower accident |
авария ядерного реактора с превышением мощности в переходном режиме | transient overpower accident |
аксиальный перекос мощности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора | axial power tilt |
бассейновый ядерный реактор большой мощности | large pool reactor |
быстрый останов ядерного реактора по условиям превышения мощности | overpower scram |
быстрый останов ядерного реактора по условиям превышения мощности в источниковом диапазоне | source range reactor overpower scram |
быстрый останов ядерного реактора со ступенчатым регулированием мощности | multiply fixed level scram |
возрастание мощности ядерного реактора | reactor flash-up |
всплеск мощности ядерного реактора | reactor power overshoot |
всплеск мощности ядерного реактора | reactor flash-up |
выравнивание распределения мощности ядерного реактора | power distribution flattening |
высокотемпературный ядерный реактор нулевой мощности | hot zero power reactor |
выходная мощность ядерного реактора | reactor power output |
"горячий" ядерный реактор на нулевой мощности | hot zero power reactor |
"горячий" ядерный реактор нулевой мощности | hot zero power reactor |
графитовый исследовательский ядерный реактор малой мощности | Graphite Low Energy Experimental Pile (Великобритания) |
задатчик нейтронной мощности ядерного реактора | nuclear power set point adjuster |
испытание на всплеск резкий рост мощности в активной зоне ядерного реактора при вводе одиночного регулирующего стержня | single-rod burst test |
исследовательский промышленный ядерный реактор средней мощности с легководным замедлителем | medium energy research light-water moderated industrial nuclear reactor (Великобритания) |
исследовательский ядерный реактор малой мощности | low-power research reactor |
исследовательский ядерный реактор малой мощности с тяжеловодным замедлителем | Deuterium Moderated Pile of Low Energy (Великобритания) |
исследовательский ядерный реактор малой мощности с тяжёловодным замедлителем | Deuterium Moderated Pile of Low Energy (Великобритания) |
исследовательский ядерный реактор малой мощности с тяжёловодным замедлителем | deuterium moderated pile low energy reactor |
кампания ядерного реактора при работе на номинальной мощности | full power core cycle |
канальный ядерный реактор большой мощности | high-power pressure tube reactor (РБМК) |
кипящий ядерный реактор большой мощности | super power boiling reactor |
кипящий ядерный реактор малой мощности | small boiling-water reactor |
колебания мощности ядерного реактора | reactor power oscillations |
контроль усреднённого значения мощности ядерного реактора в энергетическом диапазоне | average power range monitoring |
коэффициент квадрантного перекоса мощности энерговыделений в активной зоне ядерного реактора | quadrant power tilt ratio |
лицензия на эксплуатацию ядерного реактора на малой мощности | low power license |
монитор мощности ядерного реактора | reactor power monitor (напр., для оценки выгорания топлива) |
мощность остаточного тепловыделения из активной зоны ядерного реактора | afterpower |
мощность энерговыделения в канале ядерного реактора | channel power |
мощность ядерного реактора | reactor power |
мощность ядерного реактора | neutron power |
нейтронный поток при полной мощности ядерного реактора | full-power flux |
номинальная тепловая мощность ядерного реактора с водой под давлением | PWR nominal thermal capacity (зависит от мощности реактора и числа контуров) |
нулевая мощность ядерного реактора в горячем состоянии | hot zero power |
ограничение мощности ядерного реактора | reactor power cutback |
ограничение по вводу регулирующих стержней в активную зону ядерного реактора в зависимости от мощности энерговыделения | pre-power-dependent insertion limit |
орган регулирования уровня мощности ядерного реактора | power control element |
отключение ядерного реактора в диапазоне малой мощности | low power range trip |
отключение ядерного реактора при превышении уровня мощности | power-level trip |
относительно медленные всплески мощности ядерного реактора | relatively slow power excursions (в случае неуправляемого выброса регулирующих стержней при работе ядерного реактора под нагрузкой, при чрезмерном росте нагрузки, в случае аварии при разбавлении борной кислоты, разрыва паропроводов и др.) |
плутониевый ядерный реактор нулевой мощности | zero power plutonium reactor |
превышение мощности нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора | core neutron flux overpower |
предел ввода регулирующих стержней в активную зону ядерного реактора по мощности энерговыделения | power-dependent insertion limit |
пределы безопасности ядерного реактора по условиям минимальной критической мощности | safety limits for minimum critical power reactor |
программа расчёта поведения тепловыделяющего элемента в зависимости от изменения мощности ядерного реактора | fuel rod performance simulator |
продление кампании ядерного реактора за счёт снижения мощности | cycle stretch-out |
продление кампании ядерного реактора за счёт снижения мощности | burn-up stretch-out |
прототип ядерного реактора-размножителя большой мощности | prototype large breeder reactor |
пусконаладочные испытания ядерного реактора на нулевой мощности | start-up zero power test |
разрешение на эксплуатацию ядерного реактора на малой мощности | low power license |
расположенный на территории Айдахской национальной технической лаборатории США, для проведения исследований и разработок по использованию и хранению плутония на ядерном реакторе нулевой мощности | Argonne National Laboratory-West |
регулирование мощности силовой установки судов с ядерными реакторами | propulsion control |
регулирование мощности ядерного реактора | reactor power control (напр., изменением расхода теплоносителя в кипящих реакторах) |
регулирование мощности ядерного реактора | control of reactor power |
режим регулирования мощности ядерного реактора | mode of reactor power |
система аварийного снижения мощности ядерного реактора | safety power cutback system |
система ограничения мощности ядерного реактора | reactor power cutback system |
специальные испытания ядерного реактора на разгон мощности | special power excursion reactor test |
тепловая мощность активной зоны ядерного реактора | core thermal power |
тепловая мощность ядерного реактора | reactor thermal output |
трёхмерная диаграмма мощности энерговыделения в активной зоны ядерного реактора | three-dimensional picture of the core power |
уровень мощности ядерного реактора | reactor power level |
уровень мощности ядерного реактора около 1%, при котором начинается генерирование физического тепла | point of adding reactor heat |
условия ксенонового равновесия ядерного реактора на полной мощности | full-power equilibrium xenon conditions |
условия останова ядерного реактора при работе на пониженной мощности | lower power and shutdown conditions |
условия работы на пониженной мощности и останова ядерного реактора | low-power and shutdown conditions |
установка для исследования режимов резкого всплесков мощности в ядерном реакторе | power burst facility |
установка для исследования режимов резкого повышения мощности в ядерном реакторе | power burst facility |
устройство контроля усреднённого значения мощности ядерного реактора в энергетическом диапазоне | average power range monitor |
устройство разгрузки и ограничения мощности ядерного реактора | reactor power reducing/limiting device |
экспериментальный ядерный реактор нулевой мощности | Zero Energy Experimental Pile (Канада) |
экспериментальный ядерный реактор средней мощности | medium-power reactor experiment |
элемент регулирования уровня мощности ядерного реактора | power control element |
ядерный реактор большой мощности бассейнового типа | large pool reactor |
ядерный реактор большой мощности канальный | boiling water-cooled graphite-moderated pressure-tube type reactor (RBMK-1000 легководный ядерный реактор с графитовым замедлителем, тепловой мощностью 3000 МВт и электрической мощностью 925 МВт, имеет две петли охлаждения прямого цикла. Топливные сборки загружаются в индивидуальные каналы. В качестве топлива используется диоксид урана с обогащением 2,6% по U-235. Активная зона состоит из 1693 топливных каналов, сборка – из 36 топливных элементов, 3 которых заменяется ежегодно. Вес диоксида урана в топливном элементе 114,7 кг, при этом ежегодно удаляется около 50 т урана. Расчётный срок службы обычно 30 лет, однако проводятся работы по продлению ресурса на 10 лет) |
ядерный реактор большой мощности канальный | boiling water cooled graphite moderated pressure tube type reactor (РБМК) |
ядерный реактор большой мощности на кипящей воде | super power boiling reactor |
ядерный реактор малой мощности | small power reactor |
ядерный реактор малой мощности Аргоннской национальной лаборатории США | Argonne Low Power Reactor |
ядерный реактор малой мощности на кипящей воде | small boiling-water reactor |
ядерный реактор малой мощности с водой под давлением | small-size pressurized-water reactor |
ядерный реактор нулевой мощности для исследования решётки и новых тепловыделяющих сборок | zero energy reactor for lattice investigation and new assemblies |
ядерный реактор нулевой мощности для исследования решётки и новых тепловыделяющих сборок | Zero Energy Reactor for Lattice Investigation and New Assemblies |
ядерный реактор нулевой мощности на быстрых нейтронах | zero energy fast reactor |
ядерный реактор нулевой мощности на тепловых нейтронах | Zero Energy Thermal Reactor (Великобритания) |
ядерный реактор нулевой мощности на тепловых нейтронах, охлаждаемый азотом | zero energy nitrogen heating thermal reactor |
ядерный реактор нулевой мощности на тепловых нейтронах, охлаждаемый азотом | Zero Energy Nitrogen Heating Thermal Reactor |
ядерный реактор с водой под давлением малой мощности | small-size pressurized-water reactor |
ядерный реактор средней мощности | medium power reactor |