「酸化プルトニウム」に関連した英語例文の一覧と使い方 - Weblio英語例文検索

ウラン・プルトニウム混合酸化物の硝酸溶解前処理方法例文帳に追加

NITRIC ACID DISSOLUTION PRE-TREATMENT OF URANIUM/ PLUTONIUM MULTIPLE OXIDE - 特許庁

酸化プルトニウムを含む規格外燃料および／または廃棄物と、炭化珪素とを混合した後、加熱してプルトニウムと珪素との共晶体を形成し、次いで当該共晶体を硝酸に溶解させ、プルトニウムを硝酸プルトニウムとして回収する酸化プルトニウムを含む規格外燃料および／または廃棄物からのプルトニウム回収方法とした。例文帳に追加

In this plutonium recovery method from the off-specification fuel and/or waste containing plutonium oxide, a eutectic crystal of plutonium and silicon is formed by heating after mixing the off-specification fuel and/or waste containing plutonium oxide, and silicon carbide, and then the eutectic crystal is dissolved in nitric acid to recover the plutonium as plutonium nitrate. - 特許庁

シュウ酸プルトニウムを酸化プルトニウムに変換するための方法および装置を提供することを目的とする。例文帳に追加

To provide a method and a device for converting plutonium oxalate into plutonium oxide. - 特許庁

プルトニウム冨化度や熱履歴に影響されることなく、酸化プルトニウムを含む規格外燃料および／または廃棄物からプルトニウムを単独で回収する方法を提供することを目的とする。例文帳に追加

To provide a method of recovering separately plutonium from off-specification fuel and/or a waste containing plutonium oxide, without being affected by a plutonium enrichment and a thermal history. - 特許庁

フッ化において揮発するプルトニウムフッ化物を固定化剤と共に回収し、酸化転換工程８を経てウランおよびプルトニウムの混合酸化物９として回収する。例文帳に追加

The plutonium fluoride volatilizing in fluorination process is recovered together with a stabilization agent, and after passing an oxidation conversion process 8, recovered as a mixed oxide of uranium and plutonium. - 特許庁

本発明は、民生または軍事起源のプルトニウム酸化物、炭化物および／または窒化物の形態のプルトニウムを、処理し、移送し、集積しおよび／または移送するための容器の提供。例文帳に追加

To provide a vessel for processing, transferring, accumulating and/or storing plutonium of civilian or military origin in the form of plutonium oxide, carbide and/or nitride. - 特許庁

迅速かつ容易にウランとプルトニウムの均一混合性を確保できる原子炉用混合酸化物燃料の製造方法を提供する。例文帳に追加

To provide a manufacturing method for mixed oxide fuel for a nuclear reactor capable of quickly and easily securing a uniform mixing property of uranium and plutonium. - 特許庁

六フッ化プルトニウムと六フッ化ウランとの混合ガスを生成し（工程７）、その混合ガスを水蒸気と反応させてウラン酸化物及びプルトニウム酸化物の混合物顆粒を生成し（工程８）、この顆粒を用いて原子炉用燃料を製造する（工程９）。例文帳に追加

Mixed gas of plutonium hexafluoride and uranium hexafluoride is generated (process 7), the mixed gas is reacted with water vapor to generate a mixture granule of uranium oxide and plutonium oxide (process 8) and fuel for the reactor is manufactured by using the granule (process 9). - 特許庁

使用済み酸化物原子燃料を処理して酸化ウラン、酸化プルトニウムおよび酸化マイナーアクチニドを回収するマイナーアクチニドリサイクル方法を提供する。例文帳に追加

To provide a method for minor adctinide recycling to recover uranium oxide, plutonium oxide and minor actinide oxide by processing spent nuclear fuel oxide. - 特許庁

混合酸化物燃料棒１ｂは、ウラン酸化物とプルトニウム酸化物との混合物からなる混合酸化物ペレット１５ｂを第２の被覆管６ｂに装填してなる。例文帳に追加

Mixed oxide pellets 15b comprising a mixture of uranium oxide and plutonium oxide are filled in the second sheathed tube 6b, in the mixed oxide fuel rod 1b. - 特許庁

使用済酸化物燃料を溶媒に溶解させ、電解によってウラン・プルトニウム混合酸化物を回収する使用済酸化物燃料の乾式再処理方法である。例文帳に追加

In a method for dry reprocessing of spent oxide fuel, uranium-plutonium mixed oxide is recovered through electrolysis by dissolving the spent oxide fuel in a solvent. - 特許庁

原子力発電所で発生する使用済酸化物核燃料からプルトニウムを回収する際に、不純物元素を除去して、ウランを再利用可能な純粋な二酸化ウランとして回収する方法を提供する。例文帳に追加

To obtain a method recovering uranium as reusable pure uranium dioxide by removing impurity when plutonium is recovered from spent oxide nuclear fuel generated from a nuclear power station. - 特許庁

中性子源付核燃料棒を束ねて中性子源付核燃料集合体となし、運転中の高温により低融点金属はステンレスウールに溶け落ち、酸化アメリシウムと酸化ベリリウムとが直接接触しアメリシウムのアルファ線の照射を受けてベリリウムが高速中性子を発生し、プルトニウム２４２をプルトニウム２３９並に核分裂させる。例文帳に追加

Thus, the americium oxide and the beryllium oxide are brought into direct contact with each other, and beryllium is irradiated with an α ray of americium to emit a fast neutron to cause the plutonium 242 to undergo nuclear fission in the same level that plutonium 239 does. - 特許庁

フッ化装置２で使用済核燃料にフッ素を作用させて揮発させたフッ化物中のプルトニウムフッ化物をＰｕ固定化装置４内で固定化剤１０により固定化させ、前記固定化されたプルトニウムフッ化物は固定化剤とともに酸化物転換装置７で水蒸気と反応させて混合酸化物燃料の原料とし、固定化されなかったものはＵ精製装置６にて六フッ化ウランに再生される。例文帳に追加

Plutonium fluoride in fluorides evaporated by applying fluorine to the spent nuclear fuel by a fluorination device 2 is immobilized by an immobilization agent 10 in a Pu immobilization device 4, and the immobilized plutonium fluoride is reacted with steam in an oxide conversion device 7 together with the immobilization agent to acquire a raw material for a mixed oxide fuel, and a non-immobilized portion is reproduced as uranium hexafluoride by a U refining device 6. - 特許庁

乾燥および続いて焼成を行うことによってシュウ酸プルトニウムを酸化プルトニウムに連続的に変換する方法であって、該乾燥および該焼成の操作が、負圧に保持された単一装置の二つの隣接ゾーン中において、酸素の存在下でガス抽出とともに連続的に行われることを特徴とする上記方法。例文帳に追加

This method is to continuously convert plutonium oxalate into plutonium oxide by drying and subsequently calcining and is characterized that operations of the drying and the calcining are continuously performed under the presence of the oxygen along with gas extraction in two adjacent zones of a single device held under the negative pressure. - 特許庁

核燃料サイクルでは、再処理によってウラン資源の有効利用を図るとともに、抽出したプルトニウムを、高速増殖炉で再利用する高速炉燃料サイクルを確立することを目指しつつ、既存の軽水炉でウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（MOX燃料）を利用するプルサーマル運転も実施している。例文帳に追加

This nuclear fuel cycle also pursues effective use of uranium resources through reprocessing and, at the same time, proceeds with the plu-thermal program using uranium and plutonium mixed oxide fuel (MOX fuel) in the existing light water reactors, while aiming at establishing the fast breeder reactor cycle that uses extracted plutonium in the fast breeder reactor. - 経済産業省

使用済酸化物燃料にフッ素またはフッ素化合物を作用させ、ウラン及びプルトニウムのフッ化物を生成し、揮発挙動の相違を利用して回収する。例文帳に追加

Fluorine or fluoride is allowed to act on spent oxide fuel to generate fluoride of uranium and plutonium and recover it, by using the difference in volatilization behaviors. - 特許庁

燃料集合体１０の格子状に束ねられた燃料棒に、０．３ｗｔ％以下の濃度のガドリニアとウランおよびプルトニウムの混合酸化物とを含有するＭＯＸ燃料棒１１，１２，１３，１４を含める。例文帳に追加

MOX fuel rods 11, 12, 13 and 14 containing gadolinia with the concentration of ≤0.3 wt.% and a mixed oxide of uranium and plutonium are included in fuel rods bundled like a lattice in a fuel assembly 10. - 特許庁

これにより、共晶体を形成している珪素、未反応の炭化珪素及び反応副生成物の珪素酸化物等は、硝酸に不溶解となるため硝酸プルトニウムを単独で効率よく回収できる。例文帳に追加

The plutonium nitrate is separately recovered thereby efficiently because the silicon, the unreacted silicon carbide, silicon oxides of reaction by-products and the like forming the eutectic crystal are insoluble in the nitric acid. - 特許庁

使用済燃料集合体を処理し、粉状のウラン酸化物，プルトニウム酸化物，核分裂生成物酸化物とすることで燃料集合体の形状より減容し、その一部あるいは大部分を金属製の貯蔵容器に収納したものを貯蔵する使用済燃料貯蔵施設。例文帳に追加

The used fuel storage facility stores a stockpile of a metallic storage vessels housing a part or most of the fuel by reducing capacity more than a shape of a fuel assembly by forming powdery uranium oxide, plutonium oxide, and fission product oxide by processing a used fuel assembly. - 特許庁

沸騰水型原子炉用の燃料集合体は、ウラン酸化物からなるウラン酸化物ペレット１５ａを、第１の被覆管６ａに装填してなるウラン酸化物燃料棒１ａと、ウラン酸化物とプルトニウム酸化物との混合物からなる混合酸化物ペレット１５ｂを、第２の被覆管６ｂに装填してなる混合酸化物燃料棒１ｂとを有している。例文帳に追加

This fuel assembly for a boiling water reactor comprises uranium oxide fuel rods 1a each made by loading uranium oxide pellets 15a made of uranium oxide into a first cladding tube 6a, and mixed oxide fuel rods 1b each made by loading mixed oxide pellets 15b into a second cladding tube 6b, the oxide pellets 15b being made of a mixture of uranium oxide and plutonium oxide. - 特許庁

燃料集合体は、燃料集合体平均濃縮度が３ｗｔ％〜８ｗｔ％の低濃縮ウランの酸化物または燃料集合体平均核分裂性プルトニウム富化度が２ｗｔ％以上６ｗｔ％未満である混合酸化物を含んでいる。例文帳に追加

The fuel assemblies include a low-enriched uranium oxide of fuel assembly average enrichment of 3 wt% to 8 wt% or mixed oxide with a fuel assembly average fissile plutonium enrichment of 2 wt% to 6 wt%. - 特許庁

ウラン、プルトニウム、トリウムの単独または混合酸化物中に高濃度のガドリニウム酸化物領域が分散している核燃料ペレットにおいて、前記核燃料ペレットの高濃度ガドリニウム酸化物領域の平均直径を５０〜３００μｍとし、高濃度ガドリニウム酸化物領域のガドリニウム酸化物濃度を６０ｗｔ％以上とした。例文帳に追加

In the nuclear fuel pellet where a high-concentration gadolinium oxide region has been dispersed in the individual or mixed oxide of uranium, plutonium, and thorium, the average diameter of the high-concentration gadolinium oxide region of the nuclear fuel pellet is set to 50-300 μm and the gadolinium oxide concentration of the high-concentration gadolinium oxide region has been set to 60 wt.% or higher. - 特許庁

本発明は、簡素な方法或いは装置により、プルトニウム成分の少ない使用済原子燃料から効率良く任意のＰｕ富化度の酸化物燃料に再処理できる富化度調節方法、富化度調節装置を提供することを課題とする。例文帳に追加

To provide an enrichment degree regulating method and device capable of reprocessing efficiently a low plutonium component of spent nuclear fuel into an optional Pu enrichment degree of oxide fuel, by a simple method or device. - 特許庁

ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料とウラン燃料とを炉心に同時に装荷する場合に、経済性を損なうことなく炉心内の出力分布の平坦化を図ることで熱的運転余裕を確保でき、安全性の高い沸騰水型原子炉炉心を得る。例文帳に追加

To provide a highly safe boiling water reactor core capable of securing a thermal driving spare capacity by flattening an output distribution in a core without impairing economy, when simultaneously loading uranium-plutonium mixed oxide fuel with uranium fuel into the core. - 特許庁

その後、カラムをアスコルビン酸で洗浄してプルトニウムを完全に除去し、次にカラムに吸着しているウランを水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウムの混合溶液により溶離し、ジベンゾイルメタン溶液で定容し、分光光度計２４で測定する。例文帳に追加

After that, the column is washed with an ascorbic acid to completely remove plutonium, and then uranium adsorbed to the column is eluted by a mixed solution of sodium hydroxide and sodium carbonate, and the volume is determined by a dibenzolymethane solution to be measured by a spectrophotometer 24. - 特許庁

ウラン酸化物、ガドリニア混合ウラン酸化物、またはプルトニウムウラン混合酸化物を焼結して形成したペレットをジルカロイ製の被覆管内に封入した燃料要素において、前記ペレットの平均密度を97％以上とし、かつ前記ペレットの外径に対する前記被覆管と前記ペレットのギャップ幅の比率（ギャップ／ペレットの外径）を0.018 以上とする。例文帳に追加

In a fuel element sealing pellet formed by sintering uranium oxide, gadolinium-mixed uranium oxide, or plutonium-uranium mixed oxide in a cladding pipe of zircaloy, the average density of the pallet is made ≥97%, and the ratio (gap/the diameter of the pellet) of the gap width between the cladding pipe and the pellet to the diameter of the pellet is made ≥0.018. - 特許庁

使用済燃料集合体を処理し、粉状のウラン酸化物，プルトニウム酸化物，核分裂生成物酸化物としたものを収納した金属容器を貯蔵することで貯蔵物容量を１／２０に減容し、使用済燃料をそのまま貯蔵する場合に比べて、貯蔵施設面積を約１／４０にすることができる。例文帳に追加

The storage facility area can be reduced to about 1/40 as compared with a case of storing used fuel as it is, by reducing stockpile capacity to 1/20 by storing metallic vessels housing the powdery uranium oxide, the plutonium oxide, and the fission product oxide by processing the used fuel assembly. - 特許庁

使用済酸化物核燃料と還元剤の試料１ａに吹込管５から塩素ガスを吹き込んで塩素化し、生成したウランとプルトニウムの塩化物を溶解した溶融塩にカドミウム等の液体金属を接触させて貴な不純物元素を抽出除去し、この溶融塩に塩素と酸素の混合ガスを吹き込みウランをオキシ塩化物とした後、電解採取することにより純粋な二酸化ウランを回収する。例文帳に追加

Spent nuclear oxide fuel and reducing agent sample 1a are chlorinated by blowing in chloric gas, into the molten salt dissolved by chloride of produced uranium and plutonium, liquid metal such as cadmium is contacted to extract and remove rare impurity elements, mixture gas of chlorine and oxygen is blown in the molten salt to make uranium be oxychloride and the uranium is sampled to recover pure uranium dioxide. - 特許庁

粒径が３００〜１０００μmガドリニアもしくはガドリニアを主たる成分とする混合物を、ウラニア燃料もしくはウラン・プルトニウム混合酸化物燃料中に分散・混入することにより大粒径ガドリニア分散燃料ペレット形成するとともに、当該燃料ペレットを用いて燃料棒及び燃料集合体を構成する。例文帳に追加

The gadolinia dispersion fuel pellet with a large particle size is formed by dispersing and mixing the gadolinia or a mixture having the gadolinia as the main component with the particle size of 300 to 1,000 μm into a uranium fuel or a uranium-plutonium mixture oxide fuel, and a fuel rod and a fuel assembly are constituted using the fuel pellet. - 特許庁

混合酸化物燃料使用時の燃料初装荷率変化および原子炉運転時間の経過に伴う燃料内ウラン・プルトニウム構成比の変化に由来する炉内エネルギー分布、炉内熱伝導特性および炉心流量特性の変化に対応して出力監視および炉心流量監視を正確に果たすこと。例文帳に追加

To exactly perform monitoring of the output power and core flowrate corresponding to the change of core energy distribution, core heat conduction characteristics and core flowrate characteristics derived from the change in initial fuel loading in using mixed oxide fuel and the change in uranium to plutonium constitution ratio in fuel accompanying the elapsing of reactor operation time. - 特許庁

硝酸ウラニル溶液・硝酸プルトニウム溶液を冷媒中に液滴として滴下する工程（Ｓ１）、この液滴を冷媒中で凝固する工程（Ｓ２）、この凝固工程で凝固させた液滴を乾燥する工程（Ｓ３）、前記乾燥工程を経た液滴を脱硝する工程（Ｓ４）、さらには前記脱硝工程を経た液滴を還元する工程（Ｓ５）とを経て、酸化物顆粒を造粒する。例文帳に追加

An oxide granule is granulated through processes of: (S1) dropping uranyl nitrate solution and plutonium nitrate solution as droplets into a refrigerant; (S2) coagulating the droplet into the refrigerant; (S3) drying the droplet coagulated in the coagulating process; (S4) denitrating the droplet having undergone the drying process; and (S5) reducing the droplet having undergone the denitrating process. - 特許庁

輸入燃料体の場合には、「品質保証に関する説明書」等を検査申請時に提出させているが、輸入燃料体のうち燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む場合には、燃料材の成形加工に着手する1ヶ月前までに「品質保証の計画に関する説明書」等を、燃料体の海上輸送を開始する1ヶ月前までに「品質保証に関する説明書」等をそれぞれ提出させている。例文帳に追加

In case of import of fuel assemblies, NISA requires the licensees to submit “Description concerning to the Quality Assurance” etc. when they apply for inspection.　When fuel assemblies contain uranium-plutonium mixed oxide fuel, NISA requires the licensees to submit the “Description concerning to the Quality Assurance Program” approximately 1 month before starting manufacturing fuel assemblies and the “Description concerning to the Quality Assurance” approximately 1 month before starting marine transport of fuel assemblies. - 経済産業省