「使用済み核燃料再処理」に関連した英語例文の一覧と使い方 - Weblio英語例文検索

酸性溶液を処理するプラント、特に使用済み核燃料再処理施設において、酸性溶液に接触する構造材料の腐食を推定する。例文帳に追加

To estimate the corrosion of a structural material in contact with an acidic solution in a plant for processing the acidic solution, particularly, in a spent nuclear fuel reprocessing facility. - 特許庁

また、ウランを除去した硝酸溶液は使用済み核燃料の再処理工程やウランスクラップからのウラン回収工程において再利用することができる。例文帳に追加

Further, the nitric acid solution devoid of uranium can be reused in a reprocessing process for a used nuclear fuel or in a process for recovering uranium from uranium scrap. - 特許庁

酸性水溶液、特に使用済み核燃料再処理から生じる高レベル廃液等の中に存在するＡｍ（ＩＩＩ）、Ｃｍ（ＩＩＩ）及びＬｎ（ＩＩＩ）イオンを効率的に抽出する方法を提供すること。例文帳に追加

To provide a method for efficiently extracting Am(III), Cm(III), and Ln(III) ions existing in an aqueous acidic solution, especially in a high level wastewater generated from recycling treatment of spent nuclear fuel. - 特許庁

使用済み核燃料の再処理工程で発生する高レベル放射性廃液から、ＺｒおよびＭｏを効率的、経済的に分離除去する方法を提供する。例文帳に追加

To efficiently and economically separation-remove Zr and Mo from a highly radioactive waste liquid generated in a reprocessing process for a spent nuclear fuel. - 特許庁

原子力発電所や使用済み核燃料再処理施設等で発生する各種化学形態の放射性ヨウ素（Ｉ_２、ＨＩ、ＣＨ_３Ｉ）を、同時に且つ確実に捕集することのできるヨウ素除去フィルタを提供する。例文帳に追加

To provide an iodine removing filter capable of simultaneously and surely trapping radioactive iodine in various forms (I_2, HI, CH_3I) generating in a reactor power station, a spent fuel reprocessing facility and the like. - 特許庁

フッ化物揮発法と溶媒抽出法を組み合わせた使用済み核燃料の再処理方法において、溶媒抽出工程で、水溶液中のフッ化物イオンの濃度が高くなり、Ｐｕのフッ化物が沈殿してＰｕの抽出処理ができなくなるのを防止する。例文帳に追加

To avoid plutonium fluoride being deposited for no extraction of plutonium, with an increase in the fluoride ion content of a water solution in a solvent extracting process, in a reprocessing method of a spent nuclear fuel including the combination of a fluoride evaporation method and a solvent extraction method. - 特許庁

使用済み核燃料の乾式再処理工程で生じる塩化物系電解質物質から核分裂生成物を分離させる分離材を、少なくともＦｅ_2Ｏ_3およびＰ_2Ｏ_5を含み、且つＦｅ^2+／(Ｆｅ^2+＋Ｆｅ^3+)比が０．０５〜０．４５の範囲に調整された無機材料によって構成していることを特徴とする。例文帳に追加

A separating material for separating a nuclear fission product from a chloride-based electrolyte material resulting from a dry reprocessing step of a spent nuclear fuel comprises an inorganic material containing at least Fe_2O_3 and P_2O_5 and having a Fe^2+/(Fe^2++Fe^3+) ratio adjusted in the range of 0.05 to 0.45. - 特許庁

使用済み核燃料の再処理や核物質の製造・解体工程等を行う原子力関連施設で発生する高レベル放射性廃液等に含有しているＺｒとＭｏとを効率的かつ経済的に相互分離することを可能にするＺｒとＭｏの分離回収方法を提供する。例文帳に追加

To provide a separation recovery method for Zr and Mo capable of efficiently and economically separating from each other, the Zr and Mo contained in high level radioactive waste liquid and the like generated in a nuclear-related facilities where reprocessing of spent nuclear fuel and production and dismantling process of nuclear materials are conducted. - 特許庁