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cooled fast reactorとは 意味・読み方・使い方
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「cooled fast reactor」の部分一致の例文検索結果
該当件数 : 12件
SUPERCRITICAL PRESSURE LIGHT WATER COOLED FAST REACTOR例文帳に追加
超臨界圧軽水冷却高速炉 - 特許庁
FUEL TREATMENT FACILITY OF SODIUM COOLED FAST REACTOR例文帳に追加
ナトリウム冷却型高速炉の燃料取扱設備 - 特許庁
NUCLEAR-REACTOR STRUCTURAL MATERIAL, NUCLEAR REACTOR, GAS-COOLED DIRECT CYCLE FAST BREEDER AND FUSION REACTOR例文帳に追加
原子炉構造材、原子炉、ガス冷却直接サイクル高速炉及び核融合炉 - 特許庁
STEAM GENERATOR FOR SODIUM-COOLED FAST REACTOR HAVING FUNCTION OF DETECTING BREAKAGE OF HEAT TRANSFER TUBE ONLINE例文帳に追加
オンラインで伝熱管の破損を感知する機能を有するナトリウム冷却高速炉用蒸気発生器 - 特許庁
HEAT EXCHANGER AND HEAT EXCHANGE METHOD AS WELL AS SODIUM-COOLED FAST BREEDER REACTOR PLANT APPLYING THEM例文帳に追加
熱交換器、および熱交換方法、ならびにそれを適用したナトリウム冷却高速増殖炉プラント - 特許庁
FUEL ELEMENT FOR GAS COOLED FAST BREEDER REACTOR, FUEL EVACUATION VESSEL AND FUEL EVACUATION SYSTEM例文帳に追加
ガス冷却高速増殖炉用燃料要素,燃料退避槽及び燃料退避システム - 特許庁
To provide a supercritical pressure light water cooled fast reactor with high power preventing the increase of fast neutron irradiation dose inside the reactor pressure vessel without aiming at breeding.例文帳に追加
原子炉圧力容器内面の高速中性子照射量の増加を防ぎつつ、増殖を目指さない出力の高い超臨界圧軽水冷却高速炉を提供する。 - 特許庁
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「cooled fast reactor」の部分一致の例文検索結果
該当件数 : 12件
To provide a method for prolonging the lifetime of hastelloy XR, a heat-resistant material used for a reactor coolant boundary component, by preventing the material from corroding through the optimization of the concentration of chemical impurities in coolant helium, in an ultra-high temperature gas-cooled reactor (VHTR), a high-temperature gas-cooled reactor (HTR) and a gas-cooled fast reactor (GFR).例文帳に追加
超高温ガス炉(VHTR)、高温ガス炉(HTR)、ガス冷却高速炉(GFR)において、冷却材ヘリウム中の化学的不純物濃度を最適化することにより、原子炉冷却材バウンダリ構成機器に使用する耐熱材料ハステロイXRの腐食を防止して長寿命化させる方法を提供することを課題とする。 - 特許庁
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.例文帳に追加
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。 - 特許庁
PASSIVE SAFETY GRADE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM OF ELIMINATED SODIUM SOLIDIFICATION POSSIBILITY IN INTERMEDIATE SODIUM LOOP FOR REMOVING REMAINING HEAT IN SODIUM COOLED FAST REACTOR例文帳に追加
ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム - 特許庁
(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 例文帳に追加
(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 - 経済産業省
To provide a steam generator including a heat transfer tube of double-walled tube structure having superior heat transferring efficiency, and a breakage detecting section for detecting the existence of breakage of the heat transfer tube online in real time, in the helical coil type steam generator for the sodium-cooled fast reactor.例文帳に追加
ナトリウム冷却高速炉用ヘリカルコイル型蒸気発生器において、熱伝達効率の優れた二重壁管構造の伝熱管と、伝熱管の破損可否をオンラインによってリアルタイムに感知することのできる伝熱管の破損感知部を具備する蒸気発生器を提供する。 - 特許庁
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