- кипящий тяжеловодный ядерный реактор
-
кипящий тяжеловодный ядерный реактор
—
[Я.Н.Лугинский, М.С.Фези-Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо-русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.]Тематики
- электротехника, основные понятия
EN
- boiling heavy water reactor
Справочник технического переводчика. – Интент. 2009-2013.
Тяжеловодный ядерный реактор — Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения… … Википедия
Кипящий водо-водяной реактор — Схема кипящего корпусного ядерного реактора: 1,2 стержни системы управления и защиты (в большинстве случаев располагаются снизу); 3 ядерное топливо; 4 биологическая защита; … Википедия
Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в … Википедия
Кипящий ядерный реактор — Кипящий ядерный реактор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне. Содержание 1 Отличительные особенности 2 Условия работы … Википедия
тяжеловодный кипящий ядерный реактор — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN heavy boiling water reactorHBWR … Справочник технического переводчика
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо водяных реакторов с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких… … Википедия
Улучшенный кипящий ядерный реактор — Активная зона ABWR 1 ядро реактора 2 управляющие стержни 3 внутренний водяной насос 4 выход пара 5 вход воды Улучшенный кипящий ядерный реактор (англ. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)) третье поколение кипящих ядерных реакторов… … Википедия
Графито-газовый ядерный реактор — (ГГР) корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем газ (гелий, углекислый газ и пр.). По сравнению с ВВР и ГВР, реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это объясняется тем, что газ практически не… … Википедия
Корпусной ядерный реактор — Пример корпусного реактора ВВЭР 1000. Корпусной ядерный реактор ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстостенного цилиндрического корп … Википедия
Реактор на бегущей волне — (реактор самоед, реактор Феоктистова) теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране 238 за счёт наработки из него плутония 239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов размножителей в том,… … Википедия