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secondary coolant systemとは 意味・読み方・使い方
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意味・対訳 二次冷却系
「secondary coolant system」の部分一致の例文検索結果
該当件数 : 7件
To provide a suitable air conditioning system for a secondary coolant circulation type air conditioning system composed of a primary-side cold water circuit and a secondary-side coolant circuit.例文帳に追加
一次側冷水回路と二次側冷媒回路により構成される二次冷媒循環型空気調和システムに好適な空気調和システムに関する。 - 特許庁
Further, an additional refrigerating cycle 4 of a separate system properly cooling a coolant from the secondary condenser 34 to the evaporator 31 may be supplemented.例文帳に追加
さらに副凝縮器34から蒸発器31への冷媒を適宜に冷却する別系統の付加冷凍サイクル4を追加してもよい。 - 特許庁
To provide a cooling system which does not cool a secondary-side coolant more than necessary, magnetic resonance diagnostic equipment, and a cooling method.例文帳に追加
2次側の冷媒を必要以上に冷やさない冷却システム、磁気共鳴診断装置及び冷却方法を提供することを目的とする。 - 特許庁
METHOD FOR EVALUATING CONCENTRATION OF ION IMPURITY IN SECONDARY COOLANT AT PWR-TYPE NUCLEAR POWER PLANT AND METHOD FOR OPERATING SECONDARY COOLING SYSTEM AT PWR-TYPE NUCLEAR POWER PLANT USING SUCH EVALUATION SYSTEM例文帳に追加
PWR型原子力発電所における二次冷却材中のイオン不純物濃度評価方法及びこの評価方法を用いたPWR型原子力発電所の二次冷却系統の運転システム - 特許庁
The water treatment system for the secondary cooling system in the PWR power plant has: an oxygen injection component for injecting a trace of oxygen into secondary coolant in the secondary cooling system of the PWR power plant; and a corrosion potential meter for monitoring no flow of a trace of the injected oxygen into a steam generator (SG) and the condition of the pipe wall thickness loss.例文帳に追加
PWR発電所二次冷却系の水処理システムであって、PWR発電所二次冷却系の二次冷却材に微量の酸素を注入する酸素注入部と、注入した微量な酸素がSGへ流入しないこと及び配管の減肉の状態を監視する腐食電位計とを有する。 - 特許庁
The system comprises a primary adsorption pump so arranged as to communicate with a primary chamber for containing a coolant, a secondary adsorption pump, and a high fluid impedance conduit in which the secondary adsorption pump and the primary chamber are disposed in the communicating state.例文帳に追加
本システムは、冷却剤を収容する1次チャンバと連通して構成された1次吸着ポンプと、2次吸着ポンプと、2次吸着ポンプと1次チャンバとを連通状態に配置する高流体インピーダンス導管とを備える。 - 特許庁
In this small LOCA safety evaluation method for evaluating safety at the small LOCA time by using an analytical code, which is a safety evaluation method for a pressurized water reactor wherein a primary coolant heated by the core heats a secondary coolant through heat exchanger tubes of a steam generator, the analytical code calculates a distribution of non-condensable gas in the primary system.例文帳に追加
炉心で加熱された1次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して2次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の安全評価方法であって、解析コードを用いて小LOCA時の安全性を評価する小LOCA安全評価方法において、前記解析コードは、1次系内における非凝縮性ガスの分布を計算することを特徴とする。 - 特許庁
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※この記事は「原子力資料情報室(CNIC)」ホームページ内の「脱原発のための和英小辞典」の情報を転載しております。 | |
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