圧力管型炉の英語

沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャに、炉心シュラウドの上部胴壁を貫通して配管される炉心スプレイ系配管を、炉内作業によって新炉心スプレイ配管に取替える。例文帳に追加

For a core spray sparger placed on the inner surface of upper shell of a core shroud on the nearly whole circle in a pressure vessel of a boiling water reactor, a core spray system pipe arranged by penetrating the upper shroud wall of the core shroud is replaced by a new core spray piping in a reactor work. - 特許庁

例えば大型プラント、原子炉等のボイラ配管、圧力配管内の腐蝕等を評価する腐蝕評価方法及び装置を提供する。例文帳に追加

To provide an equipment and a method for evaluating corrosion in the boiler piping or the pressure piping of a large scale plant, a nuclear reactor, and the like. - 特許庁

原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験における冷却材の管理温度が高い場合でも、容易に原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験を行うことができる沸騰水型原子力プラントを提供する。例文帳に追加

To provide a nuclear power plant with a boiling water reactor that facilitates a leak and hydrostatic test on a reactor pressure vessel, even if the control temperature of coolant is high during the leak and hydrostatic test on the reactor pressure vessel. - 特許庁

沸騰水型原子炉の主蒸気流量に応じて発生しうる主蒸気配管系圧力脈動の定在波の発生を防止する。例文帳に追加

To prevent the generation of standing waves of pressure pulsation in a main steam piping system which could be generated, according to the flow rate of main steam in a boiling water reactor. - 特許庁

沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に装備されるジェットポンプの計測配管のクランプ装置を、例えばタイロッドやライザ管等の干渉物がある狭隘部で取り付け容易とする。例文帳に追加

To facilitate the installation of a clamping device for jet pump measurement piping mounted in a reactor pressure vessel of a boiling water reactor in a narrow space where interferences such as tie rods and riser pipes, for example, are located. - 特許庁

沸騰水型原子力プラント１は、原子炉圧力容器２に接続された残留熱除去系配管３４に原子炉浄化系８の浄化系配管９を接続している。例文帳に追加

In the nuclear power plant 1 with the boiling water reactor, a pipe 9 in a reactor clean-up system 8 is connected to a pipe 34 in a residual heat removal system connected to the reactor pressure vessel 2. - 特許庁

プレストレストコンクリート製原子炉圧力容器内における原子炉コアバレルの外周側に、伝熱管を同心に順次コイル径が大きくなるように連続させた多重のヘリカコイル型の蒸気発生器を縦方向で多段に配設したことを特徴とする原子炉装置。例文帳に追加

This reactor equipment is characterized in that multi-helical coil type steam generators, having concentrically continuing heat transfer pipes so as to gradually increase its coil diameter in order, are disposed vertically into multi-stages in the outer circumferential side of a reactor core barrel in the prestressed concrete type reactor pressure vessel. - 特許庁