| 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 |
| 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 8-го класса, или категории 8 | class 8 reactor accident (авария при условиях,инициирующих максимальные проектные аварии jagr6880) |
| авария ядерного реактора категории 1 | class 1 reactor accident (без выброса радиоактивности, согласно определению Комиссии по ядерному регулированию, КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 8 | class 8 reactor accident (при условиях, инициирующих максимальные проектные аварии, согласно определению КЯР США) |
| авария ядерного реактора категории 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 6 | class 6 reactor accident (при перегрузке ядерного топлива, 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 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 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 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 6 | class 6 reactor accident (при перегрузке ядерного топлива, 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 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 падением регулирующего стержня | dropped rod accident (в активной зоне ядерного реактора) |
| 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 |
| анализатор защиты активной зоны ядерного реактора | core protection calculator |
| 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 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 |
| 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 |
| 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 |
| внутреннее дистанционирующее устройство тепловыделяющего элемента ядерного реактора | fuel rod interim spacer |
| внутренняя циркуляция теплоносителя ядерного реактора | internal coolant recirculation |
| 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 |
| 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 |
| выгруженное из реактора ядерное горючее | fissile fuel discharged |
| выгруженное из реактора ядерное топливо | discharged fuel |
| гаситель энергии падающего в активную зону регулирующего стержня при отключении ядерного реактора | dash-pot damper |
| гипотетическая авария с разрушением активной зоны при аварии ядерного реактора | hypothetical core disruptive accident |
| 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 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 |
| 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 |
| дистанционирующая решётка ядерного реактора с пружинным зажимом | spring clip grid assembly |
| завод по изготовлению топлива для промышленных ядерных реакторов | commercial nuclear fuel plant |
| 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 |
| защитная оболочка ядерного реактора с вентилируемым выбросом в атмосферу | filtered vented containment |
| избыточная реактивность ядерного реактора | excess reactivity |
| изолятор проходок в ядерном реакторе | penetration insulator |
| 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 |
| канал выгораемого поглотителя ядерного реактора | burnable hole |
| кластерная сборка регулирующих стержней полной длины ядерного реактора | full length rod cluster control assembly |
| 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 |
| лаз в корпусе ядерного реактора | man access penetration |
| ловушка элементов активной зоны, образовавшихся в результате аварии ядерного реактора | ex-vessel core catcher |
| 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 |
| 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) |
| нейтронный поток при полной мощности ядерного реактора | full-power flux |
| нерадиоактивный теплоноситель на входе в ядерный реактор | cold inlet coolant |
| 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) |
| отношение шага дистанционирующей решётки к диаметру тепловыделяющего элемента ядерного реактора | pitch-to-diameter ratio |
| 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 |
| повреждённая оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора | defective fuel cladding |
| повреждённая петля ядерного реактора | broken loop |
| 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 |
| 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 |
| 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) |
| 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 |
| 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 |
| процесс надзора за работой ядерного реактора | reactor oversight process |
| разделанный тепловыделяющий элемент ядерного реактора | dismantled element |
| разрушенная активная зона ядерного реактора с локальным концентрированием расплава ядерного топлива | bottled-up core |
| реагирование по признакам, определяющим аварию ядерного реактора | symptom-based accident response |
| рециркуляция теплоносителя системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора | emergency coolant recirculation |
| 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 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 | reactor scram system |
| система быстрого останова ядерного реактора | fast 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 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 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 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) |
| стенд для проведения испытаний по обращению с элементами ядерного реактора и их очистке | handling and cleaning facility |
| 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 |
| тепловыделяющая сборка ядерного реактора с дистанционирующей решёткой | grid-spaced bundle |
| 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 |
| технолог ядерного реактора | pile technologist |
| технолог ядерного реактора | nuclear reactor technologist |
| топливное ядро тепловыделяющего элемента ядерного реактора | fuel core |
| 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 |
| 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 |
