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Record 1,  Textual support,  English

Record number: 1, Textual support number: 1 CONT

The nuclear power plant should be capable of safe, reliable and economic base load operation.  3, record 1, English, - base%20load%20operation

Record 1,  Textual support,  French

Record number: 1, Textual support number: 1 DEF

Production continue d’énergie électrique par une tranche nucléaire fonctionnant à puissance constante(en général à la puissance nominale du réacteur).  1, record 1, French, - fonctionnement%20en%20base

Record number: 1, Textual support number: 1 OBS

fonctionnement en base : désignation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 18 juin 2004.  2, record 1, French, - fonctionnement%20en%20base

Record 1,  Textual support,  Spanish

Record 2,  Textual support,  English

Record number: 2, Textual support number: 1 CONT

The "finger walker" is a fascinatingly complex device remotely operated to cling to the overhead tube sheet of a nuclear boiler. Personnel, operating the finger walker from a safe distance outside the boiler shell, "walk" the support structure over the surface of the tube sheet to enable inspection equipment mounted on the structure to ferret out suspicious tubes.  3, record 2, English, - finger%20walker

Record 2,  Textual support,  French

Record number: 2, Textual support number: 1 DEF

Outil robotisé, mû par des bras articulés, destiné à contrôler ou à réparer de l'intérieur les tubes des générateurs de vapeur du circuit de refroidissement primaire d’un réacteur de puissance.  1, record 2, French, - araign%C3%A9e%20de%20maintenance

Record number: 2, Textual support number: 1 OBS

araignée de maintenance : désignation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 2 février 2023.  2, record 2, French, - araign%C3%A9e%20de%20maintenance

Record 2,  Textual support,  Spanish

Record 4,  Textual support,  English

Record number: 4, Textual support number: 1 DEF

An instability in a water-moderated reactor in which the formation of steam bubbles in the core and their subsequent collapse cause oscillations in the reactivity.  2, record 4, English, - chugging

Record 4,  Textual support,  French

Record number: 4, Textual support number: 1 DEF

Ébullition du sodium dans un assemblage combustible d’un réacteur à neutrons rapides, qui conduit à un régime caractérisé par la formation cyclique de poches de vapeur.  3, record 4, French, - chouquage

Record number: 4, Textual support number: 1 OBS

Le choucage engendre des oscillations de puissance du réacteur qui peuvent entraîner son arrêt automatique.  3, record 4, French, - chouquage

Record number: 4, Textual support number: 2 OBS

choucage; chouquage : désignations, définition et observation publiées au Journal officiel de la République française le 5 septembre 2021.  4, record 4, French, - chouquage

Record 4,  Textual support,  Spanish

Record 9,  Textual support,  English

Record number: 9, Textual support number: 1 DEF

The power distribution of a nuclear reactor core into particular locations within the core (e.g. for each type of fuel assembly).  2, record 9, English, - power%20distribution%20map

Record number: 9, Textual support number: 1 CONT

Radial power distribution. The primary goal was to estimate the minimum radial assembly peaking factor. The primary motivation for flattening the power distribution is passive cooling after shutdown … Power redistribution limited the ability to flatten the power distribution. Shorter cycle lengths would limit this effect, but were not analyzed. The power distribution map is a color-coded sixth core map. The peak to average assembly power density for each assembly is provided with colors split into seven color-coded groups ...  3, record 9, English, - power%20distribution%20map

Record 9,  Textual support,  French

Record number: 9, Textual support number: 1 DEF

Répartition de la puissance d’un cœur de réacteur nucléaire en ses différents points(pour chaque assemblage combustible, par exemple).  2, record 9, French, - nappe%20de%20puissance

Record 9,  Textual support,  Spanish

Record 10,  Textual support,  English

Record number: 10, Textual support number: 1 CONT

This name (SMR, for small modular reactor) refers to reactors with a power lower than 300 MWe [megawatt electrical], that can be manufactured in a factory and commissioned as built on their site for operation.  3, record 10, English, - small%20modular%20reactor

Record 10,  Textual support,  French

Record number: 10, Textual support number: 1 DEF

Réacteur nucléaire de faible puissance conçu pour être assemblé sur le site même à partir de modules fabriqués en usine.  3, record 10, French, - petit%20r%C3%A9acteur%20modulaire

Record number: 10, Textual support number: 1 CONT

Les petits réacteurs modulaires [...] recouvrent les réacteurs d’une puissance inférieure à 300 MWé [mégawatt électrique] […]  4, record 10, French, - petit%20r%C3%A9acteur%20modulaire

Record number: 10, Textual support number: 1 OBS

petit réacteur modulaire; PRM : désignation, abréviation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 2 avril 2019.  5, record 10, French, - petit%20r%C3%A9acteur%20modulaire

Record 10,  Textual support,  Spanish

Record 11,  Textual support,  English

Record number: 11, Textual support number: 1 CONT

The residual heat removal system (RHRS) portion of the engineered safeguard systems (ESS) transfers heat energy from the reactor core and the system RCS during plant shutdown and refueling operations. Components in the residual heat removal system (RHRS) are also employed in conjunction with the safety injection system (SIS).  2, record 11, English, - residual%20heat%20removal%20system

Record 11,  Textual support,  French

Record number: 11, Textual support number: 1 CONT

Le réacteur continue à générer de l'énergie à l'arrêt par désactivation de la puissance résiduelle des produits de fission. Pression et températures, dans le circuit primaire, sont progressivement ramenés à 28 bars, 180 °C, valeurs en dessous desquelles les générateurs de vapeur(GV) deviennent inopérants. Le refroidissement est repris par le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt(RRA) jusqu'à une température inférieure à 60 °C, pour permettre les opérations de maintenance sur le cœur et de déchargement du combustible.  1, record 11, French, - circuit%20de%20refroidissement%20du%20r%C3%A9acteur%20%C3%A0%20l%26rsquo%3Barr%C3%AAt

Record number: 11, Textual support number: 2 CONT

À la remontée en température, le refroidissement du circuit primaire est repris par les GV à partir de 28 bars, 180 °C. Durant ces séquences, le RRA assure la protection du circuit primaire contre les surpressions à froid.  1, record 11, French, - circuit%20de%20refroidissement%20du%20r%C3%A9acteur%20%C3%A0%20l%26rsquo%3Barr%C3%AAt

Record 11,  Textual support,  Spanish

Record 12,  Textual support,  English

Record number: 12, Textual support number: 1 CONT

A core of a nuclear reactor comprising detachable vertical assemblies having a lower part, a bolster including hollow pillars each having a vertical axis and receiving … lower part of … assemblies, first openings in … pillars for the passage of a coolant fluid for the reactor, second openings in … lower parts of … assemblies in alignment with … first openings in … pillars, each pillar including at least one means for orienting the respective assembly about … axis of … pillar and each assembly comprising.  1, record 12, English, - pillar

Record 12,  Textual support,  French

Record number: 12, Textual support number: 1 CONT

[Cœur du réacteur. ] Tous les assemblages(fissiles, fertiles, de contrôle) qui doivent être refroidis par circulation forcée de sodium sont munis de pieds venant s’enfoncer dans les chandelles d’un sommier constituant un collecteur d’alimentation en sodium froid(400 °C environ) […] Pieds et chandelles sont munis d’orifices calibrés qui permettent d’assurer une répartition convenable du sodium dans les différents assemblages, en fonction de leur puissance. En les traversant, le sodium primaire s’échauffe de 150 à 180 °C, et sort du cœur à une température moyenne d’environ 550 °C.  1, record 12, French, - chandelle

Record 12,  Textual support,  Spanish

Record 13,  Textual support,  English

Record number: 13, Textual support number: 1 CONT

On-line fueling gives CANDU an inherent advantage in that leaking fuel bundles can be removed without loss of generation (provided they can be located). In LWR's [light water reactor] there is a strong motivation to continue operating until the next scheduled fueling outage – so these reactors hold, on the average, a higher fission product concentration in their primary coolant.  3, record 13, English, - on%2Dline%20fueling

Record number: 13, Textual support number: 2 CONT

The on-line fueling capability of NRU [National Research Universal] means the reactor does not operate on a fixed fueling cycle. Rather, shut-downs are scheduled by the scientific, engineering or maintenance needs.  4, record 13, English, - on%2Dline%20fueling

Record 13,  Textual support,  French

Record number: 13, Textual support number: 1 CONT

Le renouvellement du combustible usé s’effectue réacteur à l'arrêt; il n’ est en effet pas possible de concevoir un système de transfert permettant le renouvellement du combustible réacteur en marche, à cause notamment de la densité de puissance très élevée du cœur, qui conduit à un refroidissement très énergique.  1, record 13, French, - renouvellement%20du%20combustible%20r%C3%A9acteur%20en%20marche

Record 13,  Textual support,  Spanish

Record 14,  Textual support,  English

Record number: 14, Textual support number: 1 CONT

Plutonium multirecycling in increased moderating ratio reactors …  1, record 14, English, - increased%20moderating%20ratio%20reactor

Record 14,  Textual support,  French

Record number: 14, Textual support number: 1 CONT

Le réacteur à modération accrue(RMA) présente […] l'inconvénient d’avoir une puissance volumique plus faible ce qui, à puissance de cœur équivalente, conduirait à une augmentation des dimensions de la cuve.  1, record 14, French, - r%C3%A9acteur%20%C3%A0%20mod%C3%A9ration%20accrue

Record 14,  Textual support,  Spanish

Record 15,  Textual support,  English

Record number: 15, Textual support number: 1 CONT

… neutron flux measurement systems verification [uses] standard neutron flux measurement chains incorporated in the reactor protection and control system using asymptotic reactor period measurement during reload start-up tests.  1, record 15, English, - neutron%20flux%20measurement%20chain

Record 15,  Textual support,  French

Record number: 15, Textual support number: 1 DEF

Suite d’éléments placés sur une voie de mesure permettant d’enregistrer le flux neutronique à l’aide de dispositifs adaptés.  3, record 15, French, - cha%C3%AEne%20de%20mesure%20du%20flux%20neutronique

Record number: 15, Textual support number: 1 CONT

La protection de la chaudière lors de variations rapides de la réactivité du réacteur est assurée par des chaînes neutroniques. Cette fonction est basée sur la mesure du flux de neutrons issus du cœur, qui est proportionnel à la puissance.  4, record 15, French, - cha%C3%AEne%20de%20mesure%20du%20flux%20neutronique

Record 15,  Textual support,  Spanish

Record 16,  Textual support,  English

Record number: 16, Textual support number: 1 CONT

The ACR-1000 retains basic CANDU design features such as: modular, horizontal fuel channel core, low-temperature heavy water moderator, water-filled vault, two diverse shutdown systems, on-power fuelling and an accessible reactor building for on-power maintenance ...  1, record 16, English, - on%2Dpower%20maintenance

Record 16,  Textual support,  French

Record number: 16, Textual support number: 1 CONT

L'ACR-1000 conserve les caractéristiques de conception de base du réacteur CANDU : un cœur à canaux de combustible horizontaux modulaire, un modérateur d’eau lourde à basse température, un caisson rempli d’eau légère, deux systèmes d’arrêt d’urgence indépendants, une capacité de rechargement du combustible du réacteur en marche et un accès au bâtiment de réacteur pour la maintenance en régime de puissance.  1, record 16, French, - maintenance%20en%20r%C3%A9gime%20de%20puissance

Record 16,  Textual support,  Spanish

Record 17,  Textual support,  English

Record number: 17, Textual support number: 1 CONT

It is well known that residual heat removal of the nuclear power reactors is of vital importance to the nuclear power plant safety.  1, record 17, English, - residual%20heat%20removal

Record 17,  Textual support,  French

Record number: 17, Textual support number: 1 CONT

Le réacteur continue à générer de l'énergie à l'arrêt par désactivation de la puissance résiduelle des produits de fission. Pression et températures, dans le circuit primaire, sont progressivement ramenés à 28 bars, 180 °C, valeurs en dessous desquelles les générateurs de vapeur(GV) deviennent inopérants. Le refroidissement est repris par le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt(RRA) jusqu'à une température inférieure à 60 °C, pour permettre les opérations de maintenance sur le cœur et de déchargement du combustible.  1, record 17, French, - refroidissement%20du%20r%C3%A9acteur%20%C3%A0%20l%26rsquo%3Barr%C3%AAt

Record 17,  Textual support,  Spanish

Record 18,  Textual support,  English

Record number: 18, Textual support number: 1 CONT

The ACR-1000 retains basic CANDU design features such as: modular, horizontal fuel channel core, low-temperature heavy water moderator, water-filled vault, two diverse shutdown systems, on-power fuelling and an accessible reactor building for on-power maintenance.  1, record 18, English, - horizontal%20fuel%20channel%20core

Record 18,  Textual support,  French

Record number: 18, Textual support number: 1 CONT

L'ACR-1000 conserve les caractéristiques de conception de base du réacteur CANDU : un cœur à canaux de combustible horizontaux modulaire, un modérateur d’eau lourde à basse température, un caisson rempli d’eau légère, deux systèmes d’arrêt d’urgence indépendants, une capacité de rechargement du combustible du réacteur en marche et un accès au bâtiment de réacteur pour la maintenance en régime de puissance.  1, record 18, French, - c%26oelig%3Bur%20%C3%A0%20canaux%20de%20combustible%20horizontaux

Record 18,  Textual support,  Spanish

Record 19,  Textual support,  English

Record number: 19, Textual support number: 1 OBS

... where the PBMR [Pebble Bed Modular Reactor] employs a dynamic core of fuel spheres, the GT-MHR adopts a "prismatic" core design, in which hexagonal fuel blocks are located in channels within a fixed graphite core.  2, record 19, English, - prismatic%20block%20core

Record 19,  Textual support,  French

Record number: 19, Textual support number: 1 OBS

La construction et l'exploitation du réacteur de 20 MW de puissance thermique, Dragon Reactor Experiment, à Winfrith(Grande-Bretagne) qui a divergé en 1964 avec un cœur constitué de blocs prismatiques contenant des particules combustibles de carbure d’uranium et de thorium [...]  1, record 19, French, - c%26oelig%3Bur%20%C3%A0%20blocs%20prismatiques

Record 19,  Textual support,  Spanish

Record 20,  Textual support,  English

Record number: 20, Textual support number: 1 CONT

Technical Report: Study of Turbulent Natural Convection Flow in Rectangular Enclosure.  1, record 20, English, - natural%20convection%20flow

Record 20,  Textual support,  French

Record number: 20, Textual support number: 1 CONT

Situations d’écoulements en convection naturelle. En cas de perte des pompes primaires, le réacteur est arrêté. L'évacuation de la puissance résiduelle se fait par un effet de thermosiphon qui s’établit naturellement avec la colonne d’eau refroidie dans les générateurs de vapeur situés à un niveau supérieur à celui du cœur. Bien que les vitesses de circulation soient faibles(inférieures au mètre par seconde), l'écoulement dans le cœur s’apparente davantage à de la convection forcée qu'à de la convection naturelle avec création de tourbillons [...] dans le cas d’une paroi verticale échangeant dans un espace infini. Un autre cas de circulation naturelle a lieu lors d’une rupture de tuyauterie primaire(accident de perte de réfrigérant primaire(APRP), où la circulation est diphasique [...]  1, record 20, French, - %C3%A9coulement%20en%20convection%20naturelle

Record 20,  Textual support,  Spanish

Record 21,  Textual support,  English

Record number: 21, Textual support number: 1 CONT

In the monolithic type pebble bed reactor, the dimension of the reactor core diameter becomes large, and nuclear control for a large-sized reactor having a large output scale is insufficient in a cooled state using only control elements (control rod, boron sphere) inserted into the reflector region. Furthermore, a reactor core control rod, which is forcibly inserted directly into the reactor core, is required in addition to the control elements inserted into the reflector region by gravity drop only. Moreover, cases have been reported that fuel spheres are broken if the control rod is inserted forcibly into the core because the pebble reactor core is full of fuel spheres accumulated inside the reactor core, which causes a serious drawback.  1, record 21, English, - pebble%20bed%20reactor%20core

Record 21,  Textual support,  French

Record number: 21, Textual support number: 1 CONT

Dans un HTR [réacteur à haute température], le débit principal d’hélium(plus de 90 % du débit total) sert à refroidir le combustible et le modérateur, qui fournissent respectivement environ 90 % et 10 % de la puissance thermique du cœur. Les débits dérivés refroidissent les barres de contrôle et les structures latérales, dont le réflecteur. Dans un cœur à boulets, le réglage fin du débit par zone radiale de puissance n’ est pas possible de par la conception.  1, record 21, French, - c%26oelig%3Bur%20%C3%A0%20boulets

Record 21,  Textual support,  Spanish

Record 22,  Textual support,  English

Record number: 22, Textual support number: 1 CONT

In France, two projects focussed thinking on possible I/C [instrumentation and control] revamping of units prior to N4: The project baptised R2C and centering on the second ten-year inspection programs (VD2) of the 900 MW ... involves the steam generator level control ... and the flux measurement and nuclear protection system (RPN system), which inaugurated Schneider-Electric's new product line SPINLINE 3.  1, record 22, English, - RPN%20system

Record 22,  Textual support,  French

Record number: 22, Textual support number: 1 CONT

[...] un système interne, mesurant le flux neutronique à l'intérieur du cœur, et un système externe placé à l'extérieur de la cuve coexistent. La terminologie habituellement retenue pour nommer les systèmes à partir de trigrammes utilise l'appellation RIC(réacteur instrumentation cœur) pour le premier et RPN(réacteur protection nucléaire) pour le second. [...] Le système RPN mesure le niveau absolu de puissance et la distribution relative de puissance en temps réel. La mesure du niveau de puissance est ajustée sur une mesure faite par bilan enthalpique au secondaire. Un ajustement périodique(calibrage) est nécessaire car la proportionnalité entre la mesure externe et le niveau de puissance réel du réacteur dépend de la composante(x, y) de la distribution de puissance qui, on l'a vu, varie avec l'épuisement du combustible.  3, record 22, French, - syst%C3%A8me%20RPN

Record 22,  Textual support,  Spanish

Record 23,  Textual support,  English

Record number: 23, Textual support number: 1 CONT

Core Power Distribution. In order to ensure predictable temperatures and uniform depletion of the fuel installed in a reactor, numerous measures are taken to provide an even distribution of flux throughout the power producing section of the reactor. This shaping, or flattening, of the neutron flux is normally achieved through the use of reflectors that affect the flux profile across the core, or by the installation of poisons to suppress the neutron flux where desired.  2, record 23, English, - power%20distribution

Record 23,  Textual support,  French

Record number: 23, Textual support number: 1 CONT

[...] les réacteurs nucléaires sont sujets au phénomène de répartition non uniforme de la puissance dans le cœur d’où la notion de distribution de puissance. Elle est mesurée en unité normalisée et non en unité absolue comme, par exemple, en nombre de fissions ou en watts. Elle s’exprime par un nombre sans dimension : si un élément de volume(dx, dy, dz) du réacteur produit une puissance égale à 1, 25, cela veut dire qu'il fournit une puissance égale à 1, 25 fois la puissance moyenne du cœur.  2, record 23, French, - distribution%20de%20puissance

Record number: 23, Textual support number: 2 CONT

Maîtrise de la distribution de puissance. Dans le cas des grands réacteurs, lorsque la puissance thermique est significative, on craint l'apparition de surpuissances locales qui peuvent dégrader le combustible. Ces phénomènes peuvent apparaître suite à des perturbations sur la distribution spatiale de la puissance lors de certains transitoires qui induisent des redistributions du flux neutronique, comme par exemple les oscillations xénon. Ils dépendent aussi des coefficients de température, notamment du modérateur. Ceux-ci prennent d’autant plus d’importance que le réacteur est de grandes dimensions.  3, record 23, French, - distribution%20de%20puissance

Record 23,  Textual support,  Spanish

Record 24,  Textual support,  English

Record number: 24, Textual support number: 1 CONT

In the most common type of high temperature reactor (HTR) fuel, tiny particles of nuclear fuel are coated with three or four layers of coatings which are impenetrable to fission products up to a temperature of 2000 celsius. About 20,000 particles, bonded with graphite are massed together to form a spherical fuel element with a diameter of about 6 centimeters. The high temperature reactor ... might contain 100,000 or more of these fuel elements.  5, record 24, English, - fuel%20pebble

Record number: 24, Textual support number: 2 CONT

The pebbles are ... designed to passively limit the amount of heat unleashed by the nuclear fission reactions that drive the reactor. The fissionable material is divided into groups of 100 million billion uranium-235 atoms scattered within a 0.5 mm sphere of uranium dioxide. That core is coated with four containment layers. ... Some 15,000 carbon-coated uranium dioxide kernels, looking like nuclear poppy seeds, are embedded in a tennis ball-size graphite and resin matrix. Graphite acts to slow the fission neutrons and so acts as an embedded moderator. The matrix is then encased in a 5 mm pure carbon shell, sintered, annealed, and machined to a uniform diameter of 6 cm.  2, record 24, English, - fuel%20pebble

Record 24,  Textual support,  French

Record number: 24, Textual support number: 1 CONT

Les particules [de combustible] sont agglomérées au moyen d’une matrice carbonée de manière à former des corps sphériques [...] aisément manipulables. [...] le combustible est sous forme de boulets de 60 mm de diamètre, ayant une écorce de 5 mm sans particule, chargés en vrac dans le cœur [du réacteur qui] est formé par un très grand nombre de boulets(675 000 pour [un réacteur] THTR [thorium high temperature reactor] de 300 MW de puissance électrique). L'ensemble de ces boulets est contenu dans une large trémie en graphite, faisant office de réflecteur, munie au sommet d’un couvercle de même matière, et d’un(ou plusieurs) trou d’évacuation des combustibles à la base.  2, record 24, French, - boulet

Record number: 24, Textual support number: 2 CONT

Chaque boulet mesure environ 60 mm de diamètre et renferme environ 11 500 particules. L’extérieur du boulet, sur 5 mm, ne contient pas de particule, renforçant ainsi le confinement des matières radioactives dans la matrice de graphite. Le cœur du réacteur sera constitué par un empilement de plusieurs centaines de milliers de boulets.  3, record 24, French, - boulet

Record 24,  Textual support,  Spanish

Record 25,  Textual support,  English

Record number: 25, Textual support number: 1 CONT

The in-core instrumentation system (IIS) provides the flux map of the reactor core and in-core thermocouple signals for postaccident monitoring.  2, record 25, English, - in%2Dcore%20instrumentation%20system

Record number: 25, Textual support number: 2 CONT

Cegelec will be responsible for programming and installing two of the most important control systems in a nuclear power plant - the control rod drive control system (RCS), which controls the reactor core, and the in-core instrumentation system (RIC), which measures reactor core neutron flux.  3, record 25, English, - in%2Dcore%20instrumentation%20system

Record 25,  Textual support,  French

Record number: 25, Textual support number: 1 CONT

[...] un système interne, mesurant le flux neutronique à l'intérieur du cœur, et un système externe placé à l'extérieur de la cuve coexistent. La terminologie habituellement retenue pour nommer les systèmes à partir de trigrammes utilise l'appellation RIC(réacteur instrumentation coeur) pour le premier et RPN(réacteur protection nucléaire) pour le second. Le système RIC mesure la distribution relative en 3D de la puissance à l'intérieur du cœur du réacteur avec une très bonne précision liée à un procédé de mesure interne au réacteur. C'est pourquoi on l'appellera par la suite système de référence. La constante de temps associée n’ est pas une exigence forte; elle dépendra de l'architecture du système et de la technologie utilisée.  3, record 25, French, - syst%C3%A8me%20RIC

Record 25,  Textual support,  Spanish

Record 26,  Textual support,  English

Record number: 26, Textual support number: 1 CONT

The advantage of using the same degree of enrichment for all of the rods can be seen, in that there is little degradation of the radial peak power factor Fxy relative to management of the prior art type, and cycle duration is of the order of 350 fped (full power equivalent days).  1, record 26, English, - radial%20peak%20power%20factor%20Fxy

Record 26,  Textual support,  French

Record number: 26, Textual support number: 1 CONT

[...] le facteur de pic de puissance radiale Fxy est le rapport entre la puissance maximale émise par un crayon dans le cœur [d’un réacteur] et la puissance moyenne émise par les crayons du cœur. Ce facteur mesure le déséquilibre de puissance existant entre les crayons du cœur.  2, record 26, French, - facteur%20de%20pic%20de%20puissance%20radiale%20Fxy

Record 26,  Textual support,  Spanish

Record 27,  Textual support,  English

Record number: 27, Textual support number: 1 CONT

Nuclear reactors can be controlled by a mechanical control rod system for a very subtle reason. In a chain reaction there are only fractions of seconds between one fission event and the next one(s), initiated by the former. However, since a small fraction of the neutrons needed to keep the chain going are generated with a delay in the range of ten seconds the necessary response time of the control system is in the range of 0.1 seconds, thus making mechanical control possible in the first place. For plutonium the delayed neutron fraction is almost a factor of three smaller than for uranium, increasing demands on the control system.  2, record 27, English, - mechanical%20control%20rod

Record 27,  Textual support,  French

Record number: 27, Textual support number: 1 CONT

Cœur du réacteur. [...] Les dispositifs de réglage de la réactivité montés verticalement comprennent [...] les barres de commande mécaniques qui se trouvent normalement à l'extérieur du cœur. Elles sont insérées pour compléter la réactivité négative des barres de commande à eau ordinaire ou on les fait chuter pour effectuer une réduction rapide de la puissance.  1, record 27, French, - barre%20de%20commande%20m%C3%A9canique

Record 27,  Textual support,  Spanish

Record 28,  Textual support,  English

Record number: 28, Textual support number: 1 CONT

The thermal neutron flux of the reactor is monitored through the entire power range, from the source range level to 150% of full power (FP). Two types of instrumentation are used to cover this wide range: in-core and out-of-core instrumentation. The in-core instrumentation is composed of self-powered detectors, together with very small calibrating fission chambers (FC) (~3 mm in diameter). Out-of-core instrumentation is composed of ion chambers, BF₃ and He³ detectors.  1, record 28, English, - in%2Dcore%20instrumentation

Record 28,  Textual support,  French

Record number: 28, Textual support number: 1 CONT

Selon la taille du réacteur et selon les choix du concepteur du réacteur, la surveillance des paramètres nucléaires se fait par l'intermédiaire de deux systèmes d’instrumentation distincts :-le système d’instrumentation hors cœur [...] couvre l'ensemble de la dynamique, et [...] s’appuie sur des détecteurs placés à l'extérieur du cœur [du réacteur] et plus précisément de la cuve du réacteur pour les réacteurs de puissance;-le système d’instrumentation en cœur qui peut être soit fixe et permanent, soit mobile et périodique.  1, record 28, French, - instrumentation%20en%20c%26oelig%3Bur

Record 28,  Textual support,  Spanish

Record 29,  Textual support,  English

Record number: 29, Textual support number: 1 CONT

The thermal neutron flux of the reactor is monitored through the entire power range, from the source range level to 150% of full power (FP). Two types of instrumentation are used to cover this wide range: in-core and out-of-core instrumentation. The in-core instrumentation is composed of self-powered detectors, together with very small calibrating fission chambers (FC) (~3 mm in diameter). Out-of-core instrumentation is composed of ion chambers, BF₃ and He³ detectors.  1, record 29, English, - out%2Dof%2Dcore%20instrumentation

Record 29,  Textual support,  French

Record number: 29, Textual support number: 1 CONT

Selon la taille du réacteur et selon les choix du concepteur du réacteur, la surveillance des paramètres nucléaires se fait par l'intermédiaire de deux systèmes d’instrumentation distincts :-le système d’instrumentation hors cœur [...] couvre l'ensemble de la dynamique, et [...] s’appuie sur des détecteurs placés à l'extérieur du cœur [du réacteur] et plus précisément de la cuve du réacteur pour les réacteurs de puissance;-le système d’instrumentation en cœur [...]  1, record 29, French, - instrumentation%20hors%20c%26oelig%3Bur

Record 29,  Textual support,  Spanish

Record 30,  Textual support,  English

Record 30,  Textual support,  French

Record number: 30, Textual support number: 1 CONT

Pour préciser ce point, on rappelle que les rayonnements qui sortent du cœur comprennent des neutrons et des gamma qui peuvent être classés en cinq catégories :[...] neutrons retardés émis par les précurseurs : ces neutrons sont très peu nombreux et leur signal ne perturbe pas la mesure de puissance. Par contre, ils jouent un rôle essentiel sur la dynamique du réacteur et ce sont eux qui permettent le fonctionnement en régime surcritique. Le principe du réactimètre consiste à décrire précisément les neutrons retardés selon un modèle qui permet de retrouver les caractéristiques de multiplication du réacteur [...]  1, record 30, French, - neutron%20retard%C3%A9%20%C3%A9mis%20par%20les%20pr%C3%A9curseurs

Record 30,  Textual support,  Spanish

Record 31,  Textual support,  English

Record number: 31, Textual support number: 1 CONT

With the reactor operating at a fixed power level, the system shall continually adjust the reactivity of the core in response to gradual changes of reactivity, primarily due to normal fuel burn-up. This control of reactivity may be considered as "fine" or "short term" reactivity control and is exercised by automatic operation of the available reactivity control devices.  2, record 31, English, - fine%20control

Record 31,  Textual support,  French

Record number: 31, Textual support number: 1 CONT

Lorsque le réacteur fonctionne à un niveau de puissance déterminé, le système de régulation doit continuellement régler la réactivité du cœur en fonction des variations graduelles de la réactivité dues surtout à la combustion normale du combustible. Ce type de réglage de la réactivité peut être réputé «fin» ou «à court terme» et est généralement exécuté par le fonctionnement automatique des dispositifs de réglage de la réactivité qui sont disponibles.  3, record 31, French, - r%C3%A9glage%20fin

Record 31,  Textual support,  Spanish

Record 32,  Textual support,  English

Record number: 32, Textual support number: 1 DEF

The rapid shutdown of a reactor, initiated when some operational parameter reaches a level determined by operational or safety requirements.  3, record 32, English, - reactor%20trip

Record number: 32, Textual support number: 2 DEF

The rapid reduction of reactor power to a negligible level, achieved by the full insertion of the coarse control members and the fine control members at their emergency speed.  4, record 32, English, - reactor%20trip

Record number: 32, Textual support number: 1 CONT

At the onset of an accident, certain protective actions (e.g., reactor trip, emergency core cooling actuation, containment isolation) are designed to be performed automatically.  5, record 32, English, - reactor%20trip

Record 32,  Textual support,  French

Record number: 32, Textual support number: 1 DEF

Diminution rapide de la puissance d’un réacteur [qui] peut être voulue ou résulter de la mise en action du circuit de sécurité.  5, record 32, French, - chute%20de%20puissance%20contr%C3%B4l%C3%A9e

Record number: 32, Textual support number: 1 CONT

Dans les centrales nucléaires, certaines mesures de protection (par exemple, le déclenchement du réacteur, le refroidissement d’urgence du cœur et l’isolement de l’enceinte de confinement) sont ainsi conçues qu’elles sont exécutées automatiquement en cas d’accident.  6, record 32, French, - chute%20de%20puissance%20contr%C3%B4l%C3%A9e

Record number: 32, Textual support number: 1 OBS

Hydro-Québec.  7, record 32, French, - chute%20de%20puissance%20contr%C3%B4l%C3%A9e

Record 32,  Textual support,  Spanish

Record 33,  Textual support,  English

Record number: 33, Textual support number: 1 DEF

The power generated per unit volume of a reactor core.  3, record 33, English, - power%20density

Record 33,  Textual support,  French

Record number: 33, Textual support number: 1 DEF

Puissance engendrée par unité de volume du cœur d’un réacteur.  2, record 33, French, - puissance%20volumique

Record 33,  Textual support,  Spanish

Record 34,  Textual support,  English

Record number: 34, Textual support number: 1 CONT

The Concepts of the Next Generation Marine Reactors. ... In their designs, reduction of plant size and weight and improvement of safety characteristics are enhanced by employment of a wet containment system, which will always assure core flooding and heat removal of decay by natural convection.  3, record 34, English, - flooding

Record number: 34, Textual support number: 2 CONT

... several tests have to be run to validate the smooth operations of the compartment design, i.e. to check that the corium spreads correctly, that the compartment materials hold up, that flood cooling is efficient and that the fusible plate closure works.  2, record 34, English, - flooding

Record number: 34, Textual support number: 1 PHR

Core flooding (tank), emergency core flooding system, gravity-driven core flooding line.  4, record 34, English, - flooding

Record 34,  Textual support,  French

Record number: 34, Textual support number: 1 CONT

La séquence accidentelle qui sous-tend ce concept de récupérateur peut se résumer ainsi. Suite à un accident par perte de réfrigérant primaire, il y a fusion du cœur du réacteur. Les matériaux en fusion progressent alors vers le fond de cuve où ils s’accumulent pour former un bain dont la température est d’environ 2500 à 3000 °C. Le corium, qui a conservé en son sein les éléments radioactifs non volatiles, s’échauffe sous l'effet de la puissance résiduelle. Si le refroidissement est insuffisant, notamment s’il est impossible de réinjecter de l'eau dans le circuit primaire, l'échauffement excessif peut entraîner le percement de la cuve. Dans cette hypothèse, la décharge de corium se fait dans le puits de cuve aménagé en un réceptacle depuis lequel on cherche à accumuler et à retenir de façon provisoire au moyen d’une porte fusible la totalité du corium en provenance de la cuve. Quand la porte fusible cède, l'étalement du corium se fait dans une chambre [...] exempte d’eau. L'idée maîtresse de l'absence d’eau à ce stade est d’éviter le risque d’une explosion vapeur. Enfin, après étalement, le corium est noyé sous eau de manière à favoriser un refroidissement de longue durée. [...] Pour valider le bon fonctionnement de concept de récupérateur, il faut [...] procéder à plusieurs vérifications, à savoir l'étalement correct du corium, la bonne tenue des matériaux constituants le récupérateur, l'efficacité du refroidissement par noyage du corium étalé, le fonctionnement de la porte fusible.  1, record 34, French, - refroidissement%20par%20noyage

Record number: 34, Textual support number: 2 CONT

Étude du noyage et dénoyage d’un lit de débris dans un réacteur nucléaire : il s’agit d’étudier l’injection d’eau dans un corium en cours de destruction, afin de modéliser les scénarios de maîtrise d’accidents de cœur de réacteur nucléaire.  2, record 34, French, - refroidissement%20par%20noyage

Record 34,  Textual support,  Spanish

Record 35,  Textual support,  English

Record number: 35, Textual support number: 1 DEF

The requirement for the energy produced by fusion in a plasma to exceed that required to produce the confined plasma; it states that for a mixture of deuterium and tritium in the temperature range from 1 x 10 exponent 8 degrees Celsius, the product of the ionic density and the confinement time must be about 10 exponent 14 seconds per cubic centimeter.  2, record 35, English, - Lawson%20criterion

Record number: 35, Textual support number: 1 OBS

Lawson criterion: term standardized by ISO.  3, record 35, English, - Lawson%20criterion

Record 35,  Textual support,  French

Record number: 35, Textual support number: 1 DEF

Condition qui doit être satisfaite dans le cœur d’un réacteur à fusion pour qu'une réaction thermonucléaire puisse se maintenir : la puissance libérée par le plasma doit être supérieure ou au moins égale à la puissance totale perdue par différents mécanismes(rayonnement de freinage, neutrons, etc.). C'est une inégalité liant la densité et la température du plasma à la durée de vie des particules.  2, record 35, French, - crit%C3%A8re%20de%20Lawson

Record number: 35, Textual support number: 1 CONT

Le critère de Lawson. [...] Les principaux paramètres agissant sur le bilan d’énergie [d’un plasma où l’on cherche à amorcer la fusion thermonucléaire] sont la densité de particules n, la température T et le temps de vie de l’énergie «tau». Le physicien britannique J.D. Lawson fut [...] le premier à exprimer la condition simple qui relie n, «tau» et T pour que le bilan énergétique soit positif.  3, record 35, French, - crit%C3%A8re%20de%20Lawson

Record number: 35, Textual support number: 1 OBS

critère de Lawson : terme normalisé par l’ISO.  4, record 35, French, - crit%C3%A8re%20de%20Lawson

Record 35,  Textual support,  Spanish

Record 36,  Textual support,  English

Record number: 36, Textual support number: 1 DEF

A sodium-cooled research reactor.  2, record 36, English, - KNK

Record number: 36, Textual support number: 1 CONT

Since 1972, the KNK has been operating in the Kernforschungszentrum near Karisruche. As scheduled, the core has been turned into a fast core with successful operation since 1976.  1, record 36, English, - KNK

Record 36,  Textual support,  French

Record number: 36, Textual support number: 1 DEF

Réacteur à neutrons lents refroidi par du sodium fondu.  2, record 36, French, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Record number: 36, Textual support number: 1 CONT

La puissance électrique du KNK est 20 MWe. L’une de ses particularités est de faire un large emploi des aciers ferriques dans ses structures.  3, record 36, French, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Record number: 36, Textual support number: 2 CONT

La RFA disposait depuis longtemps d’un réacteur à neutrons thermiques refroidi au sodium : KNK, d’une puissance de 20 MW électriques. Ce réacteur a été équipé ultérieurement d’un cœur «oxyde» à neutrons rapides, appelé KNK 2, qui a divergé en octobre 1977. Il est installé au Centre d’Études Nucléaires de Karlsruhe.  1, record 36, French, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Record 36,  Textual support,  Spanish

Record 37,  Textual support,  English

Record number: 37, Textual support number: 1 DEF

Removal of the after-power of a reactor after a loss-of-coolant accident. [Definition standardized by ISO.]  3, record 37, English, - emergency%20core%20cooling

Record number: 37, Textual support number: 1 OBS

emergency core cooling: term standardized by ISO.  4, record 37, English, - emergency%20core%20cooling

Record number: 37, Textual support number: 2 OBS

emergency core cooling; ECC: term and abbreviation extracted from the "Glossaire de l’énergie nucléaire" and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.  4, record 37, English, - emergency%20core%20cooling

Record 37,  Textual support,  French

Record number: 37, Textual support number: 1 DEF

Évacuation de la puissance résiduelle d’un réacteur après un accident de perte de réfrigérant primaire. [Définition normalisée par l'ISO. ]  4, record 37, French, - refroidissement%20d%26rsquo%3Burgence%20du%20c%26oelig%3Bur

Record number: 37, Textual support number: 1 OBS

refroidissement d’urgence du cœur : terme normalisé par l’ISO.  5, record 37, French, - refroidissement%20d%26rsquo%3Burgence%20du%20c%26oelig%3Bur

Record number: 37, Textual support number: 2 OBS

refroidissement de secours du cœur : terme extrait du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.  5, record 37, French, - refroidissement%20d%26rsquo%3Burgence%20du%20c%26oelig%3Bur

Record 37,  Textual support,  Spanish

Record 38,  Textual support,  English

Record number: 38, Textual support number: 1 DEF

A very rapid power-reducing manoeuvre accomplished by dropping four mechanical control absorbers party or fully into the reactor core.  1, record 38, English, - stepback

Record 38,  Textual support,  French

Record number: 38, Textual support number: 1 DEF

Manœuvre réduisant très rapidement la puissance en laissant tomber dans le cœur du réacteur, partiellement ou entièrement, quatre barres absorbantes mécaniques de réglage.  1, record 38, French, - r%C3%A9duction%20rapide%20de%20la%20puissance

Record 38,  Textual support,  Spanish

Record 39,  Textual support,  English

Record 39,  Textual support,  French

Record number: 39, Textual support number: 1 CONT

Arrêt du soufflage sans chute des barres. L'étude des conséquences de perte de soufflage est faite dans l'hypothèse où le réacteur fonctionne à sa puissance nominale et où, pour une raison non déterminée, la motosoufflante principale s’arrête. Un tel événement entraîne normalement la mise en œuvre du système d’arrêt automatique(chute des barres d’arrêt) que l'on suppose défaillant, tout comme le système de refroidissement à l'arrêt.  1, record 39, French, - perte%20de%20soufflage

Record 39,  Textual support,  Spanish

Record 40,  Textual support,  English

Record number: 40, Textual support number: 1 DEF

In a reactor operated at its rated power, the rate at which the temperature would rise if no heat were withdrawn by cooling.  2, record 40, English, - thermal%20response

Record number: 40, Textual support number: 1 OBS

thermal response: term standardized by ISO.  3, record 40, English, - thermal%20response

Record number: 40, Textual support number: 2 OBS

thermal response: term extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.  3, record 40, English, - thermal%20response

Record 40,  Textual support,  French

Record number: 40, Textual support number: 1 DEF

Vitesse d’accroissement de la température d’un réacteur nucléaire fonctionnant à sa puissance nominale, si aucune chaleur n’ était enlevée par le fluide de refroidissement.  2, record 40, French, - r%C3%A9ponse%20thermique

Record number: 40, Textual support number: 1 OBS

réponse thermique : terme normalisé par l’ISO.  3, record 40, French, - r%C3%A9ponse%20thermique

Record number: 40, Textual support number: 2 OBS

réponse thermique : terme extrait du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.  3, record 40, French, - r%C3%A9ponse%20thermique

Record 40,  Textual support,  Spanish

Record 41,  Textual support,  English

Record number: 41, Textual support number: 1 DEF

The power corresponding to the heat output available for the production of energy in a reactor.  4, record 41, English, - thermal%20power

Record number: 41, Textual support number: 1 OBS

thermal power: term and definition standardized by ISO in 1997.  5, record 41, English, - thermal%20power

Record number: 41, Textual support number: 2 OBS

thermal power; thermal output; thermal power of a reactor: terms extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.  5, record 41, English, - thermal%20power

Record 41,  Textual support,  French

Record number: 41, Textual support number: 1 DEF

Puissance correspondant au dégagement de chaleur utilisable pour la production d’énergie dans un réacteur.  3, record 41, French, - puissance%20thermique

Record number: 41, Textual support number: 1 OBS

puissance thermique : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.  4, record 41, French, - puissance%20thermique

Record number: 41, Textual support number: 2 OBS

puissance thermique; puissance thermique d’un réacteur : termes extraits du «Glossaire de l'énergie nucléaire» et reproduits avec l'autorisation de l'Organisation de coopération et de développement économiques.  4, record 41, French, - puissance%20thermique

Record 41,  Textual support,  Spanish

Record 42,  Textual support,  English

Record number: 42, Textual support number: 1 DEF

An operation required to place a nuclear reactor in service and to bring it up to the desired power level.  1, record 42, English, - nuclear%20reactor%20start%2Dup

Record number: 42, Textual support number: 1 OBS

nuclear reactor start-up: term and definition standardized by ISO.  2, record 42, English, - nuclear%20reactor%20start%2Dup

Record 42,  Textual support,  French

Record number: 42, Textual support number: 1 DEF

Opérations nécessaires pour mettre un réacteur nucléaire en fonctionnement et l'amener au niveau de puissance désiré.  1, record 42, French, - d%C3%A9marrage%20d%26rsquo%3Bun%20r%C3%A9acteur%20nucl%C3%A9aire

Record number: 42, Textual support number: 1 OBS

démarrage d’un réacteur nucléaire : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 42, French, - d%C3%A9marrage%20d%26rsquo%3Bun%20r%C3%A9acteur%20nucl%C3%A9aire

Record 42,  Textual support,  Spanish

Record 44,  Textual support,  English

Record number: 44, Textual support number: 1 DEF

The thermal power produced per unit volume of a reactor core.  1, record 44, English, - rated%20power%20density

Record number: 44, Textual support number: 1 OBS

rated power density: term and definition standardized by ISO.  2, record 44, English, - rated%20power%20density

Record 44,  Textual support,  French

Record number: 44, Textual support number: 1 DEF

Puissance thermique produite par unité de volume du cœur d’un réacteur.  1, record 44, French, - puissance%20volumique%20nominale

Record number: 44, Textual support number: 1 OBS

puissance volumique nominale : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 44, French, - puissance%20volumique%20nominale

Record 44,  Textual support,  Spanish

Record 45,  Textual support,  English

Record number: 45, Textual support number: 1 DEF

A gradually increasing deformation of the cladding due to the repeated expansion of fuel during the increase and decrease of reactor power.  1, record 45, English, - ratcheting

Record number: 45, Textual support number: 1 OBS

ratcheting: term and definition standardized by ISO.  2, record 45, English, - ratcheting

Record 45,  Textual support,  French

Record number: 45, Textual support number: 1 DEF

Déformation graduelle d’une gaine due à la dilatation répétée du combustible pendant les augmentations et les diminutions de la puissance d’un réacteur.  1, record 45, French, - rochetage

Record number: 45, Textual support number: 1 OBS

rochetage : terme et défiintion normalisés par l’ISO.  2, record 45, French, - rochetage

Record 45,  Textual support,  Spanish

Record 46,  Textual support,  English

Record number: 46, Textual support number: 1 DEF

The period elapsing between the time at which a power reactor is first made critical and the time at which it reaches its equilibrium cycle.  1, record 46, English, - running%2Din%20period

Record number: 46, Textual support number: 1 OBS

running-in period: term and definition standardized by ISO.  2, record 46, English, - running%2Din%20period

Record 46,  Textual support,  French

Record number: 46, Textual support number: 1 DEF

Période qui s’écoule entre la première mise à l'état critique d’un réacteur de puissance et le moment où il atteint sa phase d’équilibre.  1, record 46, French, - p%C3%A9riode%20de%20d%C3%A9but%20de%20vie

Record number: 46, Textual support number: 1 OBS

période de début de vie : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 46, French, - p%C3%A9riode%20de%20d%C3%A9but%20de%20vie

Record 46,  Textual support,  Spanish

Record 47,  Textual support,  English

Record number: 47, Textual support number: 1 DEF

The increase in length of a fuel rod subjected to repeated temperature changes, for example when the reactor power increases and decreases.  1, record 47, English, - thermal%20growth

Record number: 47, Textual support number: 1 OBS

thermal growth: term and definition standardized by ISO.  2, record 47, English, - thermal%20growth

Record 47,  Textual support,  French

Record number: 47, Textual support number: 1 DEF

Augmentation de la longueur d’une barre de combustible soumise à des variations de température répétées, par exemple quand la puissance du réacteur croît et décroît.  1, record 47, French, - croissance%20thermique

Record number: 47, Textual support number: 1 OBS

croissance thermique : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 47, French, - croissance%20thermique

Record 47,  Textual support,  Spanish

Record 48,  Textual support,  English

Record number: 48, Textual support number: 1 DEF

The period at the end of the life of a nuclear power plant when the last fuel charge is consumed and the reactor is prepared for its final shutdown.  1, record 48, English, - running%2Dout%20period

Record number: 48, Textual support number: 1 OBS

running-out period: term and definition standardized by ISO.  2, record 48, English, - running%2Dout%20period

Record 48,  Textual support,  French

Record number: 48, Textual support number: 1 DEF

Période correspondant à la fin de la vie d’un réacteur de puissance, au cours de laquelle on consomme la dernière charge de combustible et on prépare le réacteur à son arrêt définitif.  1, record 48, French, - p%C3%A9riode%20de%20fin%20de%20vie

Record number: 48, Textual support number: 1 OBS

période de fin de vie : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 48, French, - p%C3%A9riode%20de%20fin%20de%20vie

Record 48,  Textual support,  Spanish

Record 49,  Textual support,  English

Record number: 49, Textual support number: 1 DEF

A reactor power monitor for the power range.  1, record 49, English, - power%20range%20monitor

Record number: 49, Textual support number: 1 OBS

power range monitor: term and definition standardized by ISO.  2, record 49, English, - power%20range%20monitor

Record 49,  Textual support,  French

Record number: 49, Textual support number: 1 DEF

Moniteur de la puissance d’un réacteur pour le domaine de puissance.  1, record 49, French, - moniteur%20du%20domaine%20de%20puissance

Record number: 49, Textual support number: 1 OBS

moniteur du domaine de puissance : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 49, French, - moniteur%20du%20domaine%20de%20puissance

Record 49,  Textual support,  Spanish

Record 50,  Textual support,  English

Record number: 50, Textual support number: 1 DEF

A method for determining the Rossi alpha by measuring the statistical distribution of time intervals between successive pulses in a neutron detector in a reactor operating at a very low power.  1, record 50, English, - Rossi%2Dalpha%20method

Record number: 50, Textual support number: 1 OBS

Rossi-alpha method: term and definition standardized by ISO.  2, record 50, English, - Rossi%2Dalpha%20method

Record 50,  Textual support,  French

Record number: 50, Textual support number: 1 DEF

Méthode pour déterminer l'alpha de Rossi par la mesure de la distribution statistique des intervalles de temps entre les impulsions successives dans un détecteur de neutrons à l'intérieur d’un réacteur fonctionnant à très basse puissance.  1, record 50, French, - m%C3%A9thode%20de%20l%26rsquo%3Balpha%20de%20Rossi

Record number: 50, Textual support number: 1 OBS

méthode de l’alpha de Rossi : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 50, French, - m%C3%A9thode%20de%20l%26rsquo%3Balpha%20de%20Rossi

Record 50,  Textual support,  Spanish

Record 51,  Textual support,  English

Record number: 51, Textual support number: 1 DEF

The power generated per unit mass of fuel in a reactor core.  1, record 51, English, - specific%20power

Record number: 51, Textual support number: 1 OBS

specific power: term and definition standardized by ISO.  2, record 51, English, - specific%20power

Record 51,  Textual support,  French

Record number: 51, Textual support number: 1 DEF

Puissance engendrée par unité de masse de combustible dans un cœur de réacteur.  1, record 51, French, - puissance%20massique

Record number: 51, Textual support number: 1 OBS

puissance massique : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 51, French, - puissance%20massique

Record 51,  Textual support,  Spanish

Record 52,  Textual support,  English

Record number: 52, Textual support number: 1 DEF

The fluctuations in neutron flux density, and hence in power, in a nuclear reactor caused by the stochastic nature of the nuclear processes or by random fluctuations in mechanical or hydrodynamic processes having a bearing on reactivity.  1, record 52, English, - reactor%20noise

Record number: 52, Textual support number: 1 OBS

reactor noise: term and definition standardized by ISO.  2, record 52, English, - reactor%20noise

Record 52,  Textual support,  French

Record number: 52, Textual support number: 1 DEF

Dans un réacteur nucléaire, fluctuations de la densité de flux de neutrons, et par conséquent de la puissance, provoquées par la nature stochastique des processus nucléaires ou par les fluctuations aléatoires dans les processus mécaniques ou hydrodynamiques qui ont une influence sur la réactivité.  1, record 52, French, - bruit%20d%26rsquo%3Bun%20r%C3%A9acteur

Record number: 52, Textual support number: 1 OBS

bruit d’un réacteur : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 52, French, - bruit%20d%26rsquo%3Bun%20r%C3%A9acteur

Record 52,  Textual support,  Spanish

Record 53,  Textual support,  English

Record number: 53, Textual support number: 1 DEF

The range of power within which reactor control is primarily based upon measurement of reactor time constant (reactor period) rather than reactor power.  1, record 53, English, - time%20constant%20range

Record number: 53, Textual support number: 1 OBS

time constant range; period range: terms and definition standardized by ISO.  2, record 53, English, - time%20constant%20range

Record 53,  Textual support,  French

Record number: 53, Textual support number: 1 DEF

Domaine du niveau de puissance d’un réacteur dans lequel la commande du réacteur est basée principalement sur des mesures de la constante de temps du réacteur(période du réacteur) plutôt que de sa puissance.  1, record 53, French, - domaine%20de%20divergence

Record number: 53, Textual support number: 1 OBS

domaine de divergence : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 53, French, - domaine%20de%20divergence

Record 53,  Textual support,  Spanish

Record 54,  Textual support,  English

Record number: 54, Textual support number: 1 DEF

The range of reactor power within which a supplementary neutron source is required to facilitate the measurement of neutron flux density.  1, record 54, English, - source%20range

Record number: 54, Textual support number: 1 OBS

source range: term and definition standardized by ISO.  2, record 54, English, - source%20range

Record 54,  Textual support,  French

Record number: 54, Textual support number: 1 DEF

Domaine du niveau de puissance d’un réacteur dans lequel il est nécessaire d’ajouter une source de neutrons pour faciliter la mesure de la densité de flux des neutrons.  1, record 54, French, - domaine%20des%20sources

Record number: 54, Textual support number: 1 OBS

domaine des sources : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 54, French, - domaine%20des%20sources

Record 54,  Textual support,  Spanish

Record 55,  Textual support,  English

Record number: 55, Textual support number: 1 DEF

An increase in power or reactivity that cannot be controlled by the normal reactor control system although it might possibly be terminated safely by the emergency shutdown system.  1, record 55, English, - runaway

Record number: 55, Textual support number: 1 OBS

runaway: term and definition standardized by ISO.  2, record 55, English, - runaway

Record 55,  Textual support,  French

Record number: 55, Textual support number: 1 DEF

Élévation de puissance ou de réactivité qui ne peut pas être contrôlée par le système normal de commande du réacteur mais qui peut cependant, dans certains cas, se terminer en toute sécurité par suite de l'intervention du système d’arrêt d’urgence.  1, record 55, French, - emballement

Record number: 55, Textual support number: 1 OBS

emballement : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 55, French, - emballement

Record 55,  Textual support,  Spanish

Record 56,  Textual support,  English

Record number: 56, Textual support number: 1 DEF

The oscillations in the power level in localized parts of a large reactor, due to the dependence of the xenon poisoning on the thermal neutron flux density.  1, record 56, English, - xenon%20instability

Record number: 56, Textual support number: 1 OBS

xenon instability: term and definition standardized by ISO.  2, record 56, English, - xenon%20instability

Record 56,  Textual support,  French

Record number: 56, Textual support number: 1 DEF

Oscillations du niveau de puissance en certains points d’un grand réacteur, dues au fait que l'empoisonnement xénon dépend de la densité de flux de neutrons thermiques.  1, record 56, French, - instabilit%C3%A9%20x%C3%A9non

Record number: 56, Textual support number: 1 OBS

instabilité xénon : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 56, French, - instabilit%C3%A9%20x%C3%A9non

Record 56,  Textual support,  Spanish

Record 57,  Textual support,  English

Record number: 57, Textual support number: 1 DEF

The ratio of the maximum to the average fuel bundle power in a reactor core.  1, record 57, English, - radial%20peaking%20factor

Record number: 57, Textual support number: 1 OBS

radial peaking factor: term and definition standardized by ISO.  2, record 57, English, - radial%20peaking%20factor

Record 57,  Textual support,  French

Record number: 57, Textual support number: 1 DEF

Rapport de la puissance de canal maximale à la puissance de canal moyenne dans un cœur de réacteur.  1, record 57, French, - facteur%20de%20forme%20radial

Record number: 57, Textual support number: 1 OBS

facteur de forme radial : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 57, French, - facteur%20de%20forme%20radial

Record 57,  Textual support,  Spanish

Record 58,  Textual support,  English

Record number: 58, Textual support number: 1 DEF

A reactor power monitor for the source range.  1, record 58, English, - source%20range%20monitor

Record number: 58, Textual support number: 1 OBS

source range monitor: term and definition standardized by ISO.  2, record 58, English, - source%20range%20monitor

Record 58,  Textual support,  French

Record number: 58, Textual support number: 1 DEF

Moniteur de la puissance d’un réacteur pour le domaine des sources.  1, record 58, French, - moniteur%20du%20domaine%20des%20sources

Record number: 58, Textual support number: 1 OBS

moniteur du domaine des sources : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, record 58, French, - moniteur%20du%20domaine%20des%20sources

Record 58,  Textual support,  Spanish