| Russian | English |
| второй контур ядерного реактора с водой под давлением | secondary coolant circuit (от корпуса одного или нескольких парогенераторов, в которых при контакте с TJ-образными трубками с высокотемпературным теплоносителем кипит поступающая питательная вода; парогенераторы создают барьер между первым и вторым контурами) |
| входной патрубок главного циркуляционного насоса ядерного реактора с водой под давлением | RCP suction nozzle |
| главный циркуляционный насос ядерного реактора, охлаждаемого водой под давлением | reactor coolant pump |
| главный циркуляционный насос ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant pump (ГЦН) |
| главный циркуляционный насос ядерного реактора с водой под давлением | primary system pump |
| главный циркуляционный насос ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant pump |
| горячая нитка циркуляционной петли первого контура ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant system hot leg |
| границы контура ядерного реактора, находящегося под давлением | reactor pressure boundary |
| границы контура ядерного реактора, находящиеся под давлением | pressure boundary |
| границы первого контура ядерного реактора, находящиеся под давлением | primary circuit pressure boundary |
| границы первого контура ядерного реактора, находящиеся под давлением | reactor coolant pressure boundary |
| дезактивация оксидами ядерного реактора с водой под давлением | pressurized-water reactor oxide decontamination |
| Европейский ядерный реактор с водой под давлением | European Pressure Water reactor |
| Европейский ядерный реактор с водой под давлением | European Pressure Water Reactor |
| замкнутый первый контур ядерного реактора с водой под давлением | primary closed, pressurized reactor coolant system |
| канадский тяжеловодный реактор с водой под давлением | Canadian pressurised heavy water reactor (разработанный в Канаде реактор, использующий в качестве теплоносителя тяжёлую воду, а в качестве топлива – природный уран) |
| канал ядерного реактора с водой под давлением | pressure tube |
| нагнетательный патрубок главного циркуляционного насоса ядерного реактора с водой под давлением | RCP discharge nozzle |
| номинальная тепловая мощность ядерного реактора с водой под давлением | PWR nominal thermal capacity (зависит от мощности реактора и числа контуров) |
| однократное обогащение стержневых тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с водой под давлением | single enrichment of PWR fuel assembly pins |
| опытный ядерный реактор с водой под давлением | pressurized test reactor |
| первый контур ядерного реактора с водой под давлением | primary reactor coolant system |
| первый контур ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant circuit |
| первый контур ядерного реактора с водой под давлением | primary system (включает ядерный реактор, в котором тепло от деления нейтронов передаётся легководному теплоносителю; парогенератор, в котором горячий теплоноситель, циркулируя по трубкам, генерирует пар, и главный циркуляционный насос, обеспечивающий циркуляцию теплоносителя в контуре) |
| первый контур ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant circuit (включает ядерный реактор, в котором тепло от деления нейтронов передаётся легководному теплоносителю; парогенератор, в котором горячий теплоноситель, циркулируя по трубкам, генерирует пар, и главный циркуляционный насос, обеспечивающий циркуляцию теплоносителя в контуре) |
| перспективный ядерный реактор с водой под давлением | advanced pressurized water reactor |
| петля теплоносителя первого контура ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant loop |
| прямое использование отработавшего топлива ядерного реактора с водой под давлением в реакторах CANDU | direct use of spent PWR fuel in CANDU (топливный цикл) |
| разрыв канала ядерного реактора с водой под давлением | pressure tube rupture |
| реактор с водой под давлением | pressurized water reactor |
| система главного циркуляционного насоса ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant pump system |
| система обработки теплоносителя ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant treatment system |
| система первого контура ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant system |
| 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) |
| стержневой тепловыделяющий элемент однократного обогащения сборки ядерного реактора с водой под давлением | PWR fuel assembly pile of single enrichment |
| температура теплоносителя ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant temperature |
| трубопровод теплоносителя первого контура ядерного реактора с водой под давлением | primary coolant pipe |
| тяжеловодный ядерный реактор с водой под давлением | pressurized heavy-water reactor |
| Уменьшенный PWR реактор с находящимися в полости под давлением парогенераторами, компенсаторами давления, приводами регулирующих стержней и насосами системы охлаждения реактора | IRIS (Разработан международной группой под руководством Westinghouse.; International Reactor Innovative and Secure 2berega) |
| 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 |
| усовершенствованный ядерный реактор с водой под давлением | advanced pressurized water reactor |
| характер изменения подрастания трещин низколегированных сталей компонентов, расположенных в границах контура ядерного реактора, находящихся под давлением в условиях нестационарных режимов работы легководных реакторов | crack growth behavior of low alloy steel for pressure boundary components under transient LWR operating conditions |
| холодная нитка циркуляционной петли первого контура ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant system cold leg |
| целостность контура охлаждения ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant system integrity |
| целостность контура теплоносителя ядерного реактора с водой под давлением | reactor coolant system integrity |
| эксперимент в подкритическом режиме ядерного реактора с водой под давлением | pressurized subcritical experiment |
| элемент оборудования ядерного реактора, работающий под давлением | reactor pressure component |
| элементы оборудования, расположенные в границах контура ядерного реактора, находящегося под давлением | pressure boundary components |
| ядерный реактор малой мощности с водой под давлением | small-size pressurized-water reactor |
| ядерный реактор с водой под давлением | pressurized water reactor (ВВЭР) |
| ядерный реактор с водой под давлением и интегральной компоновкой оборудования | integrated pressurized water reactor |
| ядерный реактор с водой под давлением малой мощности | small-size pressurized-water reactor |
| ядерный реактор с водой под давлением с высоким коэффициентом воспроизводства и двойной плоской активной зоной | high conversion pressurized water reactor – double-flat-core |
| ядерный реактор с водой под давлением с высоким коэффициентом конверсии и двойной плоской активной зоной | high conversion pressurized water reactor – double-flat-core |
| ядерный реактор с горизонтальными трубами под давлением | horizontal pressure tube reactor |
| ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением | pressurized heavy-water moderated and cooled reactor |
| ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением | pressurized deuterium reactor |
| ядерный реактор с тяжёлой водой под давлением типа CANDU | CANDU Pressurized Heavy Water (reactor) |
