natgillin/translations-raw huggingface dataset:
This equipment may include pumps with elaborate sealed or multi-sealed systems to prevent leakage of primary coolant, canned-driven pumps, and pumps with inertial mass systems.
«Structurile interne ale reactorului nuclear» sunt structuri majore din interiorul vasului reactorului care au una sau mai multe funcții, precum susținerea miezului, menținerea alinierii combustibilului, dirijarea fluxului agentului primar de răcire, asigurarea ecranelor de radiație pentru vasul reactorului și orientarea instrumentării în miez.
This definition encompasses pumps certified to Section III, Division I, Subsection NB (Class 1 components) of the American Society of Mechanical Engineers (ASME) Code, or equivalent standards.
Schimbătoare de căldură
Nuclear reactor internals
Generatoare de abur special proiectate sau pregătite pentru a fi utilizate în circuitul primar sau intermediar de răcire dintr-un reactor nuclear, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus.
“Nuclear reactor internals” especially designed or prepared for use in a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 above.
Alte schimbătoare de căldură special proiectate sau pregătite pentru a fi utilizate în circuitul primar de răcire dintr-un reactor nuclear, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus.
This includes, for example, support columns for the core, fuel channels, calandria tubes, thermal shields, baffles, core grid plates, and diffuser plates.
Generatoarele de abur sunt special proiectate sau pregătite să transfere căldura generată în reactor către apa de alimentare în vederea generării de abur.
“Nuclear reactor internals” are major structures within a reactor vessel which have one or more functions such as supporting the core, maintaining fuel alignment, directing primary coolant flow, providing radiation shields for the reactor vessel, and guiding in-core instrumentation.
În cazul unui reactor cu neutroni rapizi în care se găsește și un circuit intermediar de răcire, generatorul de abur se află în circuitul intermediar.
Heat exchangers
Într-un reactor răcit cu gaz, schimbătorul de căldură poate fi utilizat pentru a transfera căldura către un circuit secundar cu gaz care antrenează o turbină cu gaz.
Steam generators especially designed or prepared for the primary, or intermediate, coolant circuit of a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 above.
Domeniul de aplicare pentru această rubrică nu include schimbătoarele de căldură ale sistemelor de suport ale reactorului, cum ar fi sistemul de răcire de urgență sau sistemul de evacuare a căldurii reziduale.
Other heat exchangers especially designed or prepared for use in the primary coolant circuit of a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 above.
Detectoare de neutroni
Steam generators are especially designed or prepared to transfer the heat generated in the reactor to the feed water for steam generation.
Detectoare de neutroni special proiectate sau pregătite pentru determinarea nivelurilor fluxurilor de neutroni din interiorul miezului unui reactor, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus.
In the case of a fast reactor for which an intermediate coolant loop is also present, the steam generator is in the intermediate circuit.
Domeniul de aplicare al acestei rubrici cuprinde detectoarele aflate în miez și cele aflate în afara miezului care măsoară o gamă largă de niveluri ale fluxurilor, care variază de obicei de la 104 neutroni pe cm2 pe secundă până la 1010 neutroni pe cm2 pe secundă sau mai mult.
In a gas-cooled reactor, a heat exchanger may be utilized to transfer heat to a secondary gas loop that drives a gas turbine.
Prin «în afara miezului» se înțeleg instrumentele din afara miezului unui reactor, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus, dar care se află în interiorul ecranării biologice.
The scope of control for this entry does not include heat exchangers for the supporting systems of the reactor, e.g., the emergency cooling system or the decay heat cooling system.
Ecrane termice externe
Neutron detectors
«Ecrane termice externe» proiectate sau pregătite special pentru a fi utilizate într-un reactor nuclear, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus, în scopul de a reduce pierderile de căldură și a proteja vasul anvelopei.
Especially designed or prepared neutron detectors for determining neutron flux levels within the core of a reactor as defined in paragraph 1.1. above.
«Ecranele termice externe» sunt structuri majore plasate pe vasul reactorului, care reduc pierderile de căldură din reactor și temperatura din vasul anvelopei.
The scope of this entry encompasses in-core and ex-core detectors which measure flux levels in a large range, typically from 104 neutrons per cm2 per second to 1010 neutrons per cm2 per second or more.
Materiale nenucleare pentru reactoare
Ex-core refers to those instruments outside the core of a reactor as defined in paragraph 1.1. above, but located within the biological shielding.
Deuteriu și apă grea
External thermal shields
Deuteriu, apă grea (oxid de deuteriu) și orice alt compus al deuteriului în care raportul atomic deuteriu/hidrogen depășește 1:5000, destinați utilizării într-un reactor nuclear, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus și furnizați în cantități care depășesc 200 kg de atomi de deuteriu pe o perioadă de douăsprezece luni, oricare ar fi țara de destinație.
“External thermal shields” especially designed or prepared for use in a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 for reduction of heat loss and also for containment vessel protection.
Grafit de puritate nucleară
“External thermal shields” are major structures placed over the reactor vessel which reduce heat loss from the reactor and reduce temperature within the containment vessel.
Grafit cu o puritate mai mare de cinci părți la un milion de echivalent în bor și cu o densitate de peste 1,50 g/cm, destinat utilizării într-un reactor nuclear, conform definiției de la punctul 1.1 de mai sus, în cantități de peste 1 kilogram.
Non-nuclear materials for reactors
În scopul controlului la export, guvernul va stabili dacă exporturile de grafit conform cu specificațiile de mai sus sunt destinate utilizării la un reactor nuclear.
Deuterium and heavy water
Echivalentul în bor (EB) se poate stabili experimental sau se poate calcula ca sumă de EBz pentru impurități (cu excepția EBcarbon, deoarece carbonul nu este considerat o impuritate), inclusiv borul, unde:
Deuterium, heavy water (deuterium oxide) and any other deuterium compound in which the ratio of deuterium to hydrogen atoms exceeds 1:5000 for use in a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1. above in quantities exceeding 200 kg of deuterium atoms for any one recipient country in any period of 12 months.
EBz (ppm) = CF × concentrația elementului Z (în ppm);
Nuclear grade graphite
FC este factorul de conversie: (σz × AB) împărțit la (σB × Az);
Graphite having a purity level better than 5 parts per million boron equivalent and with a density greater than 1.50 g/cm for use in a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 above, in quantities exceeding 1 kilogram.
unde σB și σz sunt secțiunile transversale de captură de neutroni termici (în barni) pentru borul natural și respectiv
For the purpose of export control, the Government will determine whether or not the exports of graphite meeting the above specifications are for nuclear reactor use.
pentru elementul Z, iar AB și Az sunt masele atomice ale borului natural și respectiv ale elementului Z.
Boron equivalent (BE) may be determined experimentally or is calculated as the sum of BEz for impurities (excluding BEcarbon since carbon is not considered an impurity) including boron, where:
Uzine de retratare a elementelor combustibile iradiate și echipamente special concepute sau pregătite în acest scop
BEz (ppm) = CF × concentration of element Z (in ppm);
Activitatea de retratare a combustibilului nuclear iradiat separă plutoniul și uraniul din produsele de fisiune și din alte elemente transuraniene cu radioactivitate ridicată.
CF is the conversion factor: (σz × AB) divided by (σB × Az);
Această separare se poate realiza prin diferite procedee tehnice.
σB and σz are the thermal neutron capture cross sections (in barns) for naturally occurring boron and
Cu toate acestea, în ultimii ani, procedeul Purex a devenit cel mai frecvent utilizat și acceptat.
element Z respectively; and AB and Az are the atomic masses of naturally occurring boron and element Z respectively.
Acesta constă în dizolvarea combustibilului nuclear iradiat în acid azotic, urmată de o separare a uraniului, a plutoniului și a produselor de fisiune prin extracție cu solvenți, utilizând un amestec de tributil fosfat în diluant organic.
Plants for the reprocessing of irradiated fuel elements, and equipment especially designed or prepared therefor
De la o unitate Purex la alta, operațiunile din cadrul procedeului sunt similare, cum ar fi: debitarea elementului combustibil iradiat, dizolvarea combustibilului, extracția cu solvenți și depozitarea soluțiilor obținute.
Reprocessing irradiated nuclear fuel separates plutonium and uranium from intensely radioactive fission products and other transuranic elements.
Pot exista, de asemenea, echipamente pentru denitrarea termică a azotatului de uraniu, conversia azotatului de plutoniu în oxid sau metal și tratarea soluțiilor de deșeuri ale produselor de fisiune într-o formă care se pretează la depozitarea pe termen lung sau la eliminarea lor.
Different technical processes can accomplish this separation.
Cu toate acestea, tipul și configurația specifice ale echipamentelor care efectuează aceste operațiuni pot să difere de la o unitate Purex la alta din diferite motive, în special în funcție de tipul și de cantitatea de combustibil nuclear iradiat care urmează să fie retratat și de folosirea prevăzută a materialelor recuperate, precum și în funcție de principiile de siguranță și de întreținere înglobate în proiectul unității.
However, over the years Purex has become the most commonly used and accepted process.
A «uzină de retratare a elementelor combustibile iradiate» include echipamente și componente care, în mod normal, vin în contact direct și controlează direct combustibilul iradiat și fluxurile majore de tratare a materialului nuclear și a produselor de fisiune.
Purex involves the dissolution of irradiated nuclear fuel in nitric acid, followed by separation of the uranium, plutonium, and fission products by solvent extraction using a mixture of tributyl phosphate in an organic diluent.
Aceste procese, inclusiv sistemele complete pentru conversia plutoniului și producția de plutoniu metalic, se pot identifica prin măsurile luate pentru a preveni starea critică (de exemplu, prin geometrie), expunerea la radiații (de exemplu, prin ecranare) și riscul de contaminare (de exemplu, prin anvelopă).
Purex facilities have process functions similar to each other, including: irradiated fuel element chopping, fuel dissolution, solvent extraction, and process liquor storage.
Guvernul își rezervă dreptul de a aplica procedurile din liniile directoare și în cazul altor articole din ansamblul delimitat funcțional conform listei de mai jos.
There may also be equipment for thermal denitration of uranium nitrate, conversion of plutonium nitrate to oxide or metal, and treatment of fission product waste liquor to a form suitable for long term storage or disposal.
Printre articolele de echipament considerate ca făcând parte din categoria vizată de sintagma «și echipamente special proiectate sau pregătite» pentru retratarea elementelor combustibile iradiate se numără:
However, the specific type and configuration of the equipment performing these functions may differ between Purex facilities for several reasons, including the type and quantity of irradiated nuclear fuel to be reprocessed and the intended disposition of the recovered materials, and the safety and maintenance philosophy incorporated into the design of the facility.
Mașini de debitare pentru elemente combustibile iradiate
A “plant for the reprocessing of irradiated fuel elements”, includes the equipment and components which normally come in direct contact with and directly control the irradiated fuel and the major nuclear material and fission product processing streams.
Echipamente controlate de la distanță, special proiectate sau pregătite pentru a fi utilizate într-o uzină de retratare, în sensul identificat anterior și destinate tăierii, mărunțirii sau forfecării ansamblelor, fasciculelor sau barelor de combustibil nuclear iradiat.
These processes, including the complete systems for plutonium conversion and plutonium metal production, may be identified by the measures taken to avoid criticality (e.g. by geometry), radiation exposure (e.g. by shielding), and toxicity hazards (e.g. by containment).
Aceste echipamente realizează o breșă în teaca combustibilului, pentru a expune materialul nuclear iradiat dizolvării.
The Government reserves to itself the right to apply the procedures of the Guidelines to other items within the functionally defined boundary as listed below.
Cel mai adesea se folosesc foarfeci din metal special proiectate, dar se pot utiliza și echipamente de înaltă tehnologie, cum ar fi laserele.
Items of equipment that are considered to fall within the meaning of the phrase “and equipment especially designed or prepared” for the reprocessing of irradiated fuel elements include:
Dizolvanți
Irradiated fuel element chopping machines
Rezervoare care prezintă siguranță în starea critică ( de exemplu, rezervoarele de diametru mic, inelare sau plate), special proiectate sau pregătite în vederea utilizării într-o uzină de retratare, în sensul identificat mai sus, destinate dizolvării combustibilului nuclear iradiat și care sunt capabile să reziste la lichide fierbinți, puternic corozive și a căror încărcare și întreținere pot fi controlate de la distanță.
Remotely operated equipment especially designed or prepared for use in a reprocessing plant as identified above and intended to cut, chop or shear irradiated nuclear fuel assemblies, bundles or rods.
Dizolvanții primesc, în mod normal, combustibil uzat și mărunțit.
This equipment breaches the cladding of the fuel to expose the irradiated nuclear material to dissolution.
În aceste recipiente sigure în stare critică, materialul nuclear iradiat se dizolvă în acid azotic, iar părțile exfoliate rămase se îndepărtează din fluxul de tratare.
Especially designed metal cutting shears are the most commonly employed, although advanced equipment, such as lasers, may be used.
Extractoare cu solvent și echipamente de extracție cu solvenți
Dissolvers
Extractoare cu solvent, cum ar fi coloanele cu umplutură sau coloanele cu reflux pulsatoriu, mixerele-decantoare sau contactoarele centrifuge, special proiectate sau pregătite pentru a fi utilizate într-o uzină de retratare a combustibilului iradiat.
Critically safe tanks (e.g. small diameter, annular or slab tanks) especially designed or prepared for use in a reprocessing plant as identified above, intended for dissolution of irradiated nuclear fuel and which are capable of withstanding hot, highly corrosive liquid, and which can be remotely loaded and maintained.
Extractoarele cu solvent trebuie să reziste la efectul coroziv al acidului azotic.
Dissolvers normally receive the chopped-up spent fuel.
În mod normal, extractoarele cu solvent sunt fabricate la standarde extrem de ridicate (cum ar fi tehnici speciale de sudură, de inspecție și de asigurare și control al calității), din oțel inoxidabil cu un conținut scăzut de carbon, din titan, zirconiu sau din alte materiale de înaltă calitate.
In these critically safe vessels, the irradiated nuclear material is dissolved in nitric acid and the remaining hulls removed from the process stream.
Extractoarele cu solvent primesc atât soluția de combustibil iradiat, provenită de la dizolvanți, cât și soluția organică care separă uraniul, plutoniul și produsele de fisiune.
Solvent extractors and solvent extraction equipment
Echipamentele de extracție cu solvent sunt, în mod normal, proiectate să respecte parametri stricți de funcționare, cum ar fi durata de funcționare lungă, fără cerințe de întreținere sau cu ușurință la înlocuire, simplitatea de exploatare și control, precum și adaptabilitatea la variațiile condițiilor aferente procedeului.
Especially designed or prepared solvent extractors such as packed or pulse columns, mixer settlers or centrifugal contactors for use in a plant for the reprocessing of irradiated fuel.
Vase de colectare sau de depozitare a soluțiilor chimice
Solvent extractors must be resistant to the corrosive effect of nitric acid.
Special proiectate sau pregătite pentru a fi utilizate într-o uzină de retratare a combustibilului iradiat.
Solvent extractors are normally fabricated to extremely high standards (including special welding and inspection and quality assurance and quality control techniques) out of low carbon stainless steels, titanium, zirconium, or other high quality materials.
Vasele de colectare sau de depozitare trebuie să reziste la efectul coroziv al acidului azotic.
Solvent extractors both receive the solution of irradiated fuel from the dissolvers and the organic solution which separates the uranium, plutonium, and fission products.
Vasele de colectare sau de depozitare sunt fabricate, în mod normal, din materiale precum oțel inoxidabil cu conținut scăzut de carbon, titan sau zirconiu sau din alte materiale de înaltă calitate.
Solvent extraction equipment is normally designed to meet strict operating parameters, such as long operating lifetimes with no maintenance requirements or adaptability to easy replacement, simplicity of operation and control, and flexibility for variations in process conditions.
Vasele de colectare sau de depozitare pot fi proiectate pentru controlul de la distanță al funcționării și întreținerii și pot avea, pentru controlul și prevenirea riscului de stare critică, următoarele caracteristici:
Chemical holding or storage vessels
pereți sau structuri interne cu un echivalent de bor de cel puțin 2 % sau
Especially designed or prepared holding or storage vessels for use in a plant for the reprocessing of irradiated fuel.
un diametru maxim de 175 mm (7 țoli) pentru vasele cilindrice sau
The holding or storage vessels must be resistant to the corrosive effect of nitric acid.
o lățime maximă de 75 mm (3 țoli) fie pentru un vas plat, fie pentru unul inelar.
The holding or storage vessels are normally fabricated of materials such as low carbon stainless steels, titanium or zirconium, or other high quality materials.
Odată depășită etapa extracției cu solvent, se obțin trei fluxuri de soluții principale.
Holding or storage vessels may be designed for remote operation and maintenance and may have the following features for control of nuclear criticality:
Recipientele de colectare sau de depozitare se utilizează în tratarea ulterioară a tuturor celor trei fluxuri după cum urmează:
walls or internal structures with a boron equivalent of at least two per cent, or
Soluția pură de azotat de uraniu este concentrată prin evaporare și prelucrată într-un proces de denitrificare, prin care este convertită în oxid de uraniu.
a maximum diameter of 175 mm (7 in) for cylindrical vessels, or
Acest oxid este refolosit în ciclul combustibilului nuclear.
a maximum width of 75 mm (3 in) for either a slab or annular vessel.
Soluția de produse de fisiune puternic radioactive este în mod normal concentrată prin evaporare și depozitată sub formă de concentrat lichid.
Three main process liquor streams result from the solvent extraction step.
Acest concentrat se poate evapora ulterior și converti într-o formă care se pretează la depozitare sau la eliminare.
Holding or storage vessels are used in the further processing of all three streams, as follows:
Soluția pură de azotat de plutoniu este concentrată și depozitată înainte de a fi transferată către etapele următoare ale procedeului.
The pure uranium nitrate solution is concentrated by evaporation and passed to a denitration process where it is converted to uranium oxide.
Mai concret, vasele de colectare sau de depozitare a soluțiilor de plutoniu sunt proiectate pentru a evita orice risc de stare critică ce poate rezulta din variațiile de concentrație și de formă ale fluxului în cauză.
This oxide is re-used in the nuclear fuel cycle.
Sisteme de măsurare neutronică pentru controlul procesului
The intensely radioactive fission products solution is normally concentrated by evaporation and stored as a liquor concentrate.
Sisteme de măsurare neutronică special proiectate sau pregătite pentru a fi integrate și utilizate cu ajutorul unor sisteme de control automat al procesului într-o uzină de retratare a elementelor combustibile iradiate.
This concentrate may be subsequently evaporated and converted to a form suitable for storage or disposal.
Aceste sisteme implică capacitatea de măsurare și discriminare neutronică activă și pasivă pentru a stabili cantitatea și compoziția materialului fisibil.
The pure plutonium nitrate solution is concentrated and stored pending its transfer to further process steps.
Sistemul complet se compune dintr-un generator de neutroni, un detector de neutroni, amplificatoare și componente electronice de tratare a semnalului.
In particular, holding or storage vessels for plutonium solutions are designed to avoid criticality problems resulting from changes in concentration and form of this stream.
Domeniul de aplicare al acestei rubrici nu include instrumentele de depistare și măsurare neutronică proiectate pentru contabilizarea și păstrarea în siguranță a materialului nuclear ori pentru orice altă aplicare nelegată de integrarea și utilizarea cu ajutorul unor sisteme automate de control al procesului într-o uzină de retratare a elementelor combustibile iradiate.
Neutron measurement systems for process control
Uzine de fabricare a elementelor combustibile din reactorul nuclear și echipamente special proiectate sau pregătite în acest scop
Neutron measurement systems especially designed or prepared for integration and use with automated process control systems in a plant for the reprocessing of irradiated fuel elements.
Elementele combustibile nucleare sunt produse dintr-unul sau mai multe materiale originare sau fisionabile speciale menționate la capitolul MATERIALE ȘI ECHIPAMENTE din prezenta anexă.
These systems involve the capability of active and passive neutron measurement and discrimination in order to determine the fissile material quantity and composition.
Pentru combustibilii pe bază de oxizi, care sunt cel mai des întâlniți, vor fi prezente echipamente pentru compactarea granulelor, pentru sinterizare, măcinare și granulometrie.
The complete system is composed of a neutron generator, a neutron detector, amplifiers, and signal processing electronics.
Combustibilii pe bază de amestec de oxizi se manevrează în boxe cu mănuși (sau în incinte similare) până când sunt etanșeizați în teacă.
The scope of this entry does not include neutron detection and measurement instruments that are designed for nuclear material accountancy and safeguarding or any other application not related to integration and use with automated process control systems in a plant for the reprocessing of irradiated fuel elements.
În toate cazurile, combustibilul este închis ermetic într-o teacă adecvată, care este concepută să servească drept anvelopă primară care învelește combustibilul în scopul de a conferi o performanță și o siguranță corespunzătoare pe parcursul funcționării reactorului.
Plants for the fabrication of nuclear reactor fuel elements, and equipment especially designed or prepared therefor
De asemenea, în toate situațiile se impune un control precis al proceselor, procedurilor și echipamentelor, la standarde extrem de înalte, în scopul de a asigura o performanță previzibilă a combustibilului, în condiții de siguranță.
Nuclear fuel elements are manufactured from one or more of the source or special fissionable materials mentioned in MATERIAL AND EQUIPMENT of this annex.
Printre articolele considerate ca făcând parte din categoria vizată de sintagma «și echipamente special proiectate sau pregătite» pentru fabricarea elementelor combustibile se numără echipamente care: