ГОСТ 23082-78
Группа Ф00
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ
Термины и определения
Nuclear reactors.
Terms and definitions
МКС 01.040.27
27.120.10
ОКСТУ 6933
Дата введения 1979-07-01
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.04.78 N 1122
2. Стандарт соответствует международному стандарту ИСО 921-72
3. ВЗАМЕН ГОСТ 20942-75
4. ИЗДАНИЕ с Изменениями N 1, 2, утвержденными в июле 1981 г., в сентябре 1987 г. (ИУС 10-81, 1-88)
Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий ядерных реакторов.
Термины, установленные настоящим стандартом, обязательны для применения в документации и литературе всех видов, входящих в сферу действия стандартизации или использующих результаты этой деятельности.
Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин.
Применение терминов-синонимов стандартизованного термина не допускается.
Недопустимые к применению термины-синонимы приведены в качестве справочных и обозначены "Ндп".
Для отдельных стандартизованных терминов приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.
Приведенные определения можно при необходимости изменять, вводя в них производные признаки, раскрывая значения используемых в них терминов, указывая объекты, входящие в объем определяемого понятия. Изменения не должны нарушать объем и содержание понятий, определенных в настоящем стандарте.
В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе "Определение" поставлен прочерк.
В стандарте в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты стандартизованных терминов на немецком (D), английском (Е), французском (F) языках.
В стандарте приведены алфавитные указатели содержащихся в нем терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов.
Термины и определения общетехнических понятий, необходимые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.
Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы - светлым, а недопустимые синонимы - курсивом.
(Измененная редакция, Изм. N 1, 2).
Термин | Определение |
1. Ядерный реактор Реактор Ндп. Атомный реактор D. Kernreaktor Е. Nuclear reactor F. Reacteur nucleaire | Устройство, предназначенное для организации и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер |
2. Энергетический реактор Ндп. Электроэнергетический реактор D. Kraftwerksreaktor Е. Power reactor F. Reacteur de puissance | Ядерный реактор, главным назначением которого является выработка энергии |
3. Транспортный реактор | Энергетический реактор, предназначенный для использования в качестве источника энергии для движения транспортного средства, на котором он установлен. Примечание. Допускается конкретизация термина по виду транспортного средства, например судовой реактор |
4. Промышленный реактор Ндп. Технологический реактор Е. Production reactor F. Reacteur de production | Ядерный реактор, предназначенный для промышленного производства в полях нейтронного и гамма-излучения новых материалов, включая радиоактивные изотопы, или используемый в качестве источника ионизирующих излучений для облучения материалов и изделий |
5. Экспериментальный реактор Е. Experimental reactor F. Reacteur experimental | Ядерный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований для получения данных по физике и технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобного типа или их составных частей |
6. Исследовательский реактор D. Forschungsreaktor Е. Research reactor F. Reacteur recherche | Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундаментальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гамма-кванты используются как инструмент или объект исследований |
7. Материаловедческий реактор Ндп. Испытательный реактор Е. Materials testing reactor F. Reacteur | Исследовательский реактор, предназначенный для изучения свойств материалов в полях нейтронного и гамма-излучения, в том числе для проведения испытаний тепловыделяющих элементов и сборок |
8. Импульсный реактор Е. Pulsed reactor F. Reacteur pulse | Ядерный реактор, предназначенный для получения самогасящихся или регулируемых во времени импульсов мощности |
9. Учебный реактор Е. Training reactor F. Reacteur | - |
10. Демонстрационный реактор Е. Demonstration reactor F. Reacteur de demonstration | Ядерный реактор, предназначенный для показа технической осуществимости реакторов подобного типа |
11. Многоцелевой реактор D. Mehrzweckreaktor Е. Multi-purpose reactor | Ядерный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач. Примечание. Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор |
12. Реактор на тепловых нейтронах D. Thermischer Reaktor Е. Thermal reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена тепловыми нейтронами |
13. Реактор на промежуточных нейтронах D. Mittelschneller Reaktor Е. Intermediate reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами |
14. Реактор на быстрых нейтронах D. Schneller Reaktor Е. Fast reactor F. Reacteur rapide | Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами |
15. Гомогенный реактор D. Homogener Reaktor E. Homogeneous reactor F. Reacteur homogene | Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона |
16. Гетерогенный реактор D. Heterogener Reaktor E. Heterogeneous reactor F. Reacteur heterogene | Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики не могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона |
17. Газофазный реактор | Ядерный реактор, в активной зоне которого делящееся вещество находится в газообразном состоянии |
18. Корпусный реактор Ндп. Баковый реактор E. Tank reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать термические нагрузки и давление теплоносителя |
19. Канальный реактор D. E. Pressure tube reactor F. Reacteur | Гетерогенный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя |
20. Бассейновый реактор Ндп. Погружной реактор E. Pool reactor F. Reacteur piscine | Ядерный реактор, активная зона которого расположена внутри заполненного водой бассейна. Примечание. Если активная зона погружена в бассейн, но находится в герметичном корпусе или состоит из отдельных герметичных каналов, то реактор считается корпусным или канальным |
21. Интегральный реактор D. Integrierter Reaktor E. Integral reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование первого контура |
22. Высокотемпературный реактор ВТР D. Hochtemperaturreaktor E. Hign temperature reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени. Примечание. В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 °С |
23. Реактор-конвертер Конвертер D. Konverterreaktor E. Converter F. Reacteur convertisseur | Ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со cжигаемым |
24. Реактор-размножитель Размножитель Ндп. Бридер D. Brutreaktor E. Breeder F. Reacteur surregenerateur | Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое |
25. Термоэлектрический реактор E. Thermoelectric reactor | Ядерный реактор, в котором используется термоэлектрический метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую |
26. Термоэмиссионный реактор E. Reactor of thermionic conversion | Ядерный реактор, в котором используется термоэмиссионный метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую |
27. Кипящий реактор D. Siedewasserreaktor E. Boiling water reactor F. Reacteur bouillant | Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии |
28. Реактор с водой под давлением Ндп. Реактор давления D. Druckwasserreaktor Е. Pressurized water reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой ниже температуры насыщения |
29. Водо-водяной реактор BBP | Ядерный реактор, в котором теплоносителем и замедлителем является вода |
30. Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР | Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением |
31. Реактор с прямым циклом D. Reaktor mit direktem Kreislauf Е. Direct-cycle reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура |
32. Реактор с газовым охлаждением Газоохлаждаемый реактор Ндп. Газовый реактор D. Е. Gas-cooled reactor | Ядерный реактор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии. Примечание. Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлаждением, реактор с воздушным охлаждением, реактор с охлаждением диссоциирующими газами |
33. Органический реактор Е. Organic reactor | Ядерный реактор, в котором теплоносителем является органическое вещество |
34. Жидкометаллический реактор Е. Metal liquid reactor | Ядерный реактор, в котором теплоносителем является металл, находящийся в жидком состоянии |
35. Реактор на расплавленных солях | Ядерный реактор, в котором теплоносителем являются соли в расплавленном состоянии |
36. Графитовый реактор D. Graphitreaktor Е. Graphite moderated reactor | Ядерный реактор, в котором замедлителем является графит |
37. Тяжеловодный реактор D. Schwerwasserreaktor Е. Heavy water reactor | Ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода |
38. Саморегулирующийся реактор Е. Self-regulation reactor F. Reacteur | Ядерный реактор, обладающий свойствами самостоятельно компенсировать изменения реактивности |
39. Стационарный реактор Е. Stationary reactor | Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации которого обусловлены постоянством его местоположения |
40. Передвижной реактор Ндп. Транспортабельный реактор Е. Transportable reactor | Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации которого допускают возможность изменения его местоположения в неработающем состоянии или при частичном демонтировании |
41. Активная зона ядерного реактора Активная зона D. Aktiven Zone Е. Core F. Coeur | Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция |
42. Зона воспроизводства ядерного реактора Зона воспроизводства D. Brutzone Е. Blanket F. Couche fertile | Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива |
43. Запальная зона ядерного реактора Запальная зона Ндп. Зона возбуждения | Часть активной зоны ядерного реактора с более высокими размножающими свойствами, чем в остальной активной зоне |
44. Пусковой источник нейтронов | Источник нейтронов, предназначенный для увеличения плотности потока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведении пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мощности реактора |
45. Кладка ядерного реактора Кладка | Сборочная единица ядерного реактора из блоков материала, служащего замедлителем и отражателем нейтронов |
46. Отражатель нейтронов Отражатель Ндп. Нейтронная подпорка D. Reflektor Е. Reflector F. | Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляющие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны |
47. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора Твэл D. Brennstab Е. Fuel element F. Element combustible | Сборочная единица гетерогенного ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроизводства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло |
48. Измерительный тепловыделяющий элемент ядерного реактора Измерительный твэл | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, оснащенный измерительными преобразователями |
49. Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора Сердечник твэла | Часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащая делящиеся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в виде топливных композиций |
50. Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Оболочка твэла D. Е. Cladding F. Gaine | Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла от сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации |
51. (Исключен, Изм. N 2). | |
52. Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора Наполнитель пэла | Часть поглощающего элемента ядерного реактора, содержащая материалы, поглощающие нейтроны |
53. Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора Оболочка пэла | Внешняя по отношению к наполнителю часть поглощающего элемента ядерного реактора, обеспечивающая исключение контакта наполнителя с окружающей средой и стабильность формы поглощающего элемента в процессе его эксплуатации |
54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора ТВС Ндп. Пакет D. Brennelement Е. Fuel assembly F. Assemblage combustible | Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива. Примечание. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали |
55. Измерительная тепловыделяющая сборка ядерного реактора Измерительная ТВС | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, оснащенная измерительными преобразователями |
56. Сборка поглощающих элементов ядерного реактора Сборка пэлов | Сборочная единица ядерного реактора из поглощающих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор или его составные части для управления реактивностью |
57. Рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора Орган СУЗ D. Steuerelement Е. Control member F. | Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора |
58. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора Исполнительный механизм СУЗ | Устройство, состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности ядерного реактора |
59. Привод системы управления и защиты ядерного реактора Привод СУЗ | Устройство, предназначенное для изменения положения или состояния рабочего органа СУЗ ядерного реактора |
60. Корпус ядерного реактора Корпус D. Е. Reactor vessel F. Caisson de | Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя. Примечания: 1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства. 2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении |
61. Крышка корпуса ядерного реактора Крышка корпуса | Съемная часть корпуса ядерного реактора, предназначенная для его уплотнения, воспринимающая внутреннее давление в реакторе и служащая для вывода органов управления и контроля |
62. Бак металловодной защиты ядерного реактора Бак МВЗ | Устройство, состоящее из слоев металла и воды и предназначенное для ослабления ионизирующего излучения активной зоны ядерного реактора |
63. Внутреннее хранилище ядерного реактора Внутреннее хранилище | Полость внутри корпуса ядерного реактора, имеющая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок |
64. Облучательное устройство ядерного реактора Облучательное устройство | Устройство ядерного реактора, устанавливаемое в ядерный реактор, предназначенное для облучения объекта испытания или исследования и (или) оценки в рабочих условиях значительной части параметров изделий, применяемых в ядерных реакторах |
65. Тепловая колонна ядерного реактора Е. Thermal column F. Colonne thermique | Устройство ядерного реактора из материала замедлителя, позволяющее получать источник тепловых нейтронов в экспериментальных целях |
66. Канальный реактор большой мощности РБМК | Канальный водографитовый энергетический реактор электрической мощностью, равной и более 1 ГВт с кипением воды в технологических каналах и прямой подачей насыщенного пара из сепараторов на турбины |
67. Термоядерный реактор ТЯР Е. Fusion reactor | Ядерный реактор, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза ядер |
68. Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы Е. Magnetic confined fusion reactor | Термоядерный реактор, в котором синтез ядер происходит в плазме, удерживаемой магнитным полем |
69. Реактор-токамак Е. Tokamak | Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы, выполненный в форме тора |
70. Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы Е. Inertial confined fusion reactor | Термоядерный реактор, в котором реакция синтеза осуществляется при значительном увеличении плотности вещества |
71. Чистый термоядерный реактор Е. Pure fusion reactor | Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящиеся нуклиды |
72. Гибридный термоядерный реактор Е. Hybrid fusion reactor | Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды |
73. Электроядерный реактор ЭЛЯР Е. Electronuclear reactor | Ядерный реактор, предназначенный для получения энергии и потоков нейтронов, в котором в качестве драйвера используется ускоритель |
74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора СВП Е. Burnable poison rod F. Barre de poison consommoble | Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавливаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговыделения, обеспечения заданной длительности выгорания топлива. Примечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглотителя |
75. Регулирующий стержень ядерного реактора PC D. Steuerstab Е. Control rod F. Barre de commande d'un reacteur | Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора |
76. Компенсирующий стержень ядерного реактора КС D. Trimmelement Е. Shim rod F. Barre de compensation | Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива |
77. Стержень аварийной защиты ядерного реактора Стержень A3 Ндп. Аварийный стержень D. Regelstab fux Notabshaltung Е. Emergency shutdown rod F. Barre d'arrent d'urgence | Рабочий орган системы аварийной защиты ядерного реактора в форме стержня или группы стержней, предназначенный для экстренного перевода реактора в подкритическое состояние или снижения уровня мощности в случае отказа системы автоматического регулирования или при возникновении аварийного режима, угрожающего безопасности обслуживающего персонала и самой установки |
78. Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора ОР ТВС | Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, при помощи которого тепловыделяющие элементы удерживаются в потоке теплоносителя |
79. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора ДР ТВС | Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обеспечивающий заданное расположение тепловыделяющих элементов ядерного реактора в поперечном сечении тепловыделяющей сборки по всей ее длине |
80. Канал ядерного реактора Канал D. Kanale Е. Channel F. Canal | Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры. Примечание. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства |
81. Технологический канал ядерного реактора Технологический канал D. Technologischen Kanale Е. Fuel channel F. Canal de combustible | Канал ядерного реактора, оборудованный для размещения тепловыделяющей сборки, предназначенной для образования критической массы, генерирования тепловой энергии и (или) потока нейтронов и гамма-квантов |
82. Экспериментальный канал ядерного реактора Экспериментальный канал D. Versuchskanale Е. Experimental channel F. Canal experimental | Канал ядерного реактора, предназначенный для облучения в реакторе объектов или для вывода из реактора пучка нейтронов |
83. Петлевой канал ядерного реактора Петлевой канал | Экспериментальный канал ядерного реактора, предназначенный для размещения опытной тепловыделяющей сборки или иного объекта, испытываемого в реакторе в потоке теплоносителя, циркулирующего по отдельному контуру |
84. Бассейн ядерного реактора Е. Pool F. Piscine | Резервуар с водой, сообщающийся с объемом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения защиты персонала от ионизирующего излучения |
85. Биологическая защита ядерного реактора | Элемент конструкции ядерного реактора или слой воды под активной зоной, предназначенные для защиты персонала от ионизирующего излучения |
86. Выгородка активной зоны ядерного реактора Выгородка | Элемент конструкции ядерного реактора, расположенный по периметру активной зоны или зоны воспроизводства, предназначенный для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных тепловыделяющих элементов активной зоны путем поглощения избыточного энерговыделения, расположенный по периметру активной зоны |
87. Шахта ядерного реактора Шахта | Полость в бетонном массиве или в баке железоводной защиты, в которой устанавливается ядерный реактор и оборудование, обеспечивающее биологическую защиту, надежное закрепление реактора и тепловую изоляцию его поверхности |
88. Блок защитных труб ядерного реактора БЗТ | Устройство, состоящее из решеток, соединенных защитными трубами, предназначенное для фиксации головок тепловыделяющей сборки ядерного реактора, для удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для защиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя |
89. Верхний блок ядерного реактора Верхний блок | Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и защиты и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного контроля |
90. Топливный тепловыделяющий элемент ядерного реактора ТЭЛ | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит ядерное топливо |
91. Сырьевой тепловыделяющий элемент ядерного реактора СЭЛ | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом, выделяющим тепло, служит сырье для производства вторичного ядерного топлива или иных продуктов ядерных реакций |
92. Защитная оболочка ядерного реактора Защитная оболочка Е. Primary containment | Устройство ядерного реактора, предназначенное для удержания радиоактивных нуклидов внутри объема, ограниченного оболочкой в случае аварийной разгерметизации оборудования ядерного реактора |
93. Поглощающий тепловыделяющий элемент ядерного реактора ПЭЛ | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит вещество, хорошо поглощающее нейтроны, и который предназначен для управления реактивностью ядерного реактора |
94. Кассета ядерного реактора Кассета | Сборочная единица ядерного реактора, состоящая из двух или более тепловыделяющих сборок ядерного реактора |
95. Бланкет термоядерного реактора Е. Blanket | Устройство термоядерного реактора, расположенное за областью реакции синтеза, предназначенное для использования нейтронов, генерируемых в реакции синтеза |
96. Первая стенка термоядерного реактора Е. First wall | Устройство термоядерного реактора, отделяющее область реакции синтеза от области размещения остальных устройств термоядерного реактора |
97. Дивертор термоядерного реактора Е. Divertor | Устройство термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы, предназначенное для удаления из плазмы примесных ионов |
98. Драйвер Е. Driver | Устройство, предназначенное для инициирования ядерной реакции в ядерном реакторе |
99. Пеллета Е. Pellet | Элемент конструкции термоядерного реактора с инерционным удержанием, предназначенный для осуществления реакции синтеза легких ядер, содержащихся внутри гранулы |
de materiaux
Reaktor 
de commande
Попробуйте «Техэксперт: Базовые нормативные документы» бесплатно