uranium recoveryとは 意味・読み方・使い方

URANIUM DISSOLUTION AND SEPARATION METHOD USING IONIC LIQUID AND URANIUM RECOVERY METHOD USING IT例文帳に追加

イオン液体を用いたウランの溶解分離方法、及びそれを用いたウランの回収方法 - 特許庁

To facilitate recovery of uranium from a catalyst supporting an uranium-antimony complex oxide.例文帳に追加

ウランとアンチモンの複合酸化物を担持した触媒からウランの回収を容易にする。 - 特許庁

The uranium contained in the uranium eluent in the recovery tank 14 is recovered by an uranium dryer 18.例文帳に追加

ウラン溶離液回収貯槽１４内のウラン溶離液に含まれるウランはウラン乾燥機１８で回収される。 - 特許庁

To provide a uranium oxide to metal transformation and filtration recovery device which reacts uranium oxide powder with lithium metal in chloride lithium molten salt medium, transforms those to uranium metal powder, separates the transformed uranium metal powder from the chloride lithium molten liquid by a direct filtration method, and recovers the powder.例文帳に追加

塩化リチウム溶融塩媒質内でウラン酸化粉末をリチウム金属と反応させ、ウラン金属粉末に転換し、転換されたウラン金属粉末を直接ろ過方式によって塩化リチウム溶融液と分離して回収できるウラン酸化物金属転換及びろ過回収装置を提供する。 - 特許庁

Recovery of uranium is facilitated by performing a chloriding treatment on a catalyst having an uranium-antimony complex supported on a porous carrier; volatilizing and separating antimony from the complex oxide as antimony chloride; and converting remaining uranium into an uranium oxide.例文帳に追加

ウランとアンチモンの複合酸化物が多孔質の担体に担持された触媒を塩化処理して、当該複合酸化物からアンチモンを塩化アンチモンとして揮発分離し、残ったウランをウラン酸化物とすることでウランの回収を容易にする。 - 特許庁

To provide a recycling method of uranium from spent nuclear fuel improving the recovery rate of plutonium, even if a uranium separation method with a high amount of accompanying Pu is used.例文帳に追加

プルトニウムの同伴率が高いウラン分離法を用いても、プルトニウムの回収率を向上できる使用済原子燃料からのウランのリサイクル方法を提供する。 - 特許庁

To combine decladding with dissolution for the efficient recovery of uranium in reprocessing of spent oxide fuel by molten salt electrolysis.例文帳に追加

使用済酸化物燃料の溶融塩電解による再処理において脱被覆・溶解一体化処理及び効率の良いウラン回収を実現する。 - 特許庁

The waste 1 is heated to a temperature range of an ambient temperature to a temperature less than 300°C by a heater 11 after an inside of a reactor 6 is brought into an atmosphere of hydrogen fluoride gas 12 to generate uranium hexafluoride 3 from the uranium in the waste and the hydrogen fluoride gas 12, and the uranium hexafluoride 3 is selectively recovered using an adsorption recovery tower 4 or a deposit recovery tower 5.例文帳に追加

反応容器６内をフッ素化ガス１２雰囲気にしたうえ、廃棄物１をヒータ１１で常温〜３００℃未満の温度範囲に加熱し、廃棄物１中のウラン及びフッ素化ガス１２から六フッ化ウラン３を生成させて、六フッ化ウラン３を吸着回収塔４及び析出回収塔５を用いて選択的に回収する。 - 特許庁