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トリウム原子炉の英語
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英訳・英語 thorium reactor
「トリウム原子炉」の部分一致の例文検索結果
該当件数 : 12件
液体金属ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器の上端開口を閉塞するしゃへいプラグに設けられた貫通孔内に付着したナトリウムの除去作業を効率よく行う。例文帳に追加
To efficiently carry out the work for removing sodium sticking to a through hole formed in a shield plug for blocking a top opening of a reactor vessel of a liquid-metal-sodium cooled fast reactor. - 特許庁
原子炉から取り出した使用済燃料をナトリウム中燃料貯蔵設備で崩壊熱の減衰待ちを行なうことなく、直ちにナトリウム洗浄して水中プールに貯蔵できるようにする。例文帳に追加
To immediately conduct sodium cleaning and store a spent fuel taken out of a reactor in a water pool, without waiting for decay heat reduction in sodium-filled fuel storage equipment. - 特許庁
金属燃料2を有する複数の燃料要素3と、燃料要素3を冷却する液体金属冷却材(ただし、液体ナトリウムを除く)4とを収容する原子炉容器5をプール6内に設置した高速炉1である。例文帳に追加
The fuel elements 3 are each equipped with fuel element vessels 9 with their interior hermetically closed and cooling pipes 10 vertically put through the interior of the element vessels 9. - 特許庁
建設中の発電用原子炉のうち、高速増殖原型炉もんじゅは、試運転中の1995年12月に発生した二次冷却系ナトリウムの漏えい事故以来停止していたが、2010年5月に試運転を再開した。例文帳に追加
Out of nuclear installations under construction, fast breeder prototype reactor Monju, which was shutdown due to sodium leakage from the secondary cooling system during test run in December 1995, resumed test run in May 2010. - 経済産業省
ナトリウムの凝固を確実に防止することができて、信頼性に優れた自然循環方式の崩壊熱除去系装置を備えた高速増殖炉型原子力発電システムを提供する。例文帳に追加
To provide a fast-breeder nuclear power generation system including a natural circulation type decay heat removal system device capable of surely preventing coagulation of sodium with excellent reliability. - 特許庁
(1)先進的ナトリウム冷却高速炉技術や拡散抵抗性のある燃料サイクルに貢献する先進的燃料サイクル技術を含む原子力分野の研究開発の協力例文帳に追加
(1) Cooperation on R&D in the nuclear energy field including advanced sodium-cooled fast reactor technology, and advanced fuel cycle technology that contributes to a proliferation resistant fuel cycle.発音を聞く - 経済産業省
原子炉設置者である日本原子力研究開発機構(JAEA)においては、2005年9月からナトリウム漏えい対策工事(2007年5月に完了)を実施するとともに、当該工事の確認やプラントの機能・性能を確認するための試験を実施した。例文帳に追加
Since September 2005, the JAEA, which is the licensee of reactor operation, implemented the remedial work to cope with the sodium leakage (completed the work in May 2007), and conducted tests to confirm the validity of the work, the functions and performance of the plant. - 経済産業省
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「トリウム原子炉」の部分一致の例文検索結果
該当件数 : 12件
使用済燃料7のナトリウム洗浄除去をガスブローによる乾式洗浄で行なうとともに、乾式洗浄に必要な予熱をナトリウムを満たした予熱槽11に使用済燃料7を挿入して行ない、予熱槽11を燃料出入機2で原子炉1から移送した使用済燃料7の一時貯蔵にも用いる。例文帳に追加
Dry cleaning by gas blow is applied to spent fuel 7 for removing sodium by cleaning, and the spent fuel 7 is inserted in a sodium-filled preheating tank 11 for preheating required for the dry washing, which is also used for temporary storage of the spent fuel 7 transported from a reactor 1 using a fuel treatment machine 2. - 特許庁
原子炉に使用されるナトリウムと熱媒体金属の間で熱交換する熱交換器において、熱媒体金属が漏洩したときに敏感に検出し早期の対処できるようにすると共に、熱媒体金属が漏洩しても固相合金成分や熱媒体金属が原子炉側に流入しないようにする構造を提供する。例文帳に追加
To provide a structure capable of detecting leakage sensitively and coping with it early when a heat medium metal leaks in a heat exchanger for exchanging heat between sodium used in a nuclear reactor and the heat medium metal, and preventing a solid-phase alloy component or the heat medium metal from flowing into the nuclear reactor side even if the heat medium metal leaks. - 特許庁
蒸気発生器は更に、殻体の内側に配置された外側シュラウド212と、その内側に配置された内側シュラウド214と、外側殻体及び内側殻体の間に配置されて、原子炉の加熱過渡状態の際にナトリウム202の自然循環を促進する溢流環状部分216とを含む。例文帳に追加
The steam generator further comprises an outside shroud 212 arranged on the inside of the shell, an inside shroud 214 between an outside shell and an inside shell to promote the natural circulation of sodium 202 in the heating transition state of a reactor. - 特許庁
高速増殖炉等の原子力設備11と、該原子力により得られた熱により蒸気を発生させる蒸気発生器12と、発生した蒸気により発電を行う蒸気タービン13と、蒸気タービン13の排熱14を電池の作動温度に利用するナトリウム二次電池15とからなるものである。例文帳に追加
The combined power generation system comprises nuclear paraphernalia 11 such as a fast breeder reactor, a steam generator 12 that generates steam by heat obtained by nuclear power therefrom, a steam turbine 13 that generates power by the generated steam, and a sodium secondary battery 15 that utilizes exhaust heat 14 from the steam turbine 13 for the yield temperature of the battery. - 特許庁
本発明の金属酸化物付着物を除去する方法を実施するに際しては、このポリマー分散剤の所定量を運転中の蒸気発生器に流入する給水に注入し、このとき、ポリマー分散剤が、運転中の原子炉蒸気発生器から流出するブローダウン流に対してナトリウム、カリウム、カルシウム、マグネシウム、塩化物、硫酸塩、ケイ酸塩、およびリン酸塩の各イオンを10ppb以下の濃度しか付与しないようにする。例文帳に追加
When the method of removing metal oxide deposits is executed, a predetermined amount of the polymer dispersant is added to the feedwater entering the steam generator in operation, so that the polymer dispersant gives only ≤10 ppb of each ion of sodium, potassium, calcium, magnesium, chloride, sulfide, silicate and phosphate to the blowdown flow flowing out of the steam generator in operation. - 特許庁
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