「BWR」を含む例文一覧(130)
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ＢＷＲの燃料プール（７） - 特許庁 - NUCLEAR FUEL ASSEMBLY OF BWR
ＢＷＲの核燃料集合体 - 特許庁 - OPERATION CONTROL SYSTEM OF BWR PLANT
ＢＷＲプラントの運転制御システム - 特許庁 - REPAIRING OF BWR OR ABWR
ＢＷＲまたはＡＢＷＲの改修 - 特許庁 - ABSORBER TUBE FOR BWR CONTROL ROD
ＢＷＲ制御棒用吸収体管 - 特許庁 - To efficiently and inexpensively burn Pu by improving the core of a BWR under operation currently.
現在運転中のBWRの炉心を改良してPuを効率よく安価に燃焼させたい。 - 特許庁 - TRANSIENT FUEL SOUNDNESS MONITORING SYSTEM FOR BWR
ＢＷＲの過度燃料健全性監視システム - 特許庁 - In addition, BWR and PWR operation staffs are periodically dispatched to the BWR Operator Training Center (BTC) or the Nuclear Power Training Center (NTC) respectively for intensive re-training.
このほか、BWRについては、株式会社BWR運転訓練センター（BTC）また、PWRについては、株式会社原子力発電訓練センター（NTC）に運転員を定期的に派遣して、集中的に再訓練を実施している。 - 経済産業省 - IRON CONTROL FOR BWR WITH SACRIFICIAL ELECTRODE
犠牲電極を備えるＢＷＲにおける鉄制御 - 特許庁 - BWR JET PUMP INLET-MIXER MAIN WEDGE WITH INSERT
インサートを有するＢＷＲジェットポンプ入口ミキサメインウェッジ - 特許庁 - METHOD AND DEVICE FOR BWR JET PUMP SUPPORT SYSTEM
ＢＷＲジェットポンプ支持システムのための方法および装置 - 特許庁 - METHOD AND APPARATUS FOR BWR JET PUMP MAIN WEDGE CLAMP
ＢＷＲジェットポンプ用メインウェッジの締着方法及び装置 - 特許庁 - To improve power generation by generating superheated steam by improving to some extent a nuclear fuel assembly and a shroud inside of a BWR (boiling water reactor).
BWRの核燃料集合体とシュラウドの中を若干改良して過熱蒸気を発生させ発電向上させたい。 - 特許庁 - Tsuruga Unit 1 (BWR: 357 MWe) of the Japan Atomic Power Co.marked its 40-years operation in March 2010 since its commissioning in 1970.
日本原子力発電株式会社の敦賀1号機（BWR：357 MWe）は、1970年に運転が開始され、2010年3月で40年目を迎えた。 - 経済産業省 - METHOD TO PROTECT BWR REACTOR FROM CORROSION DURING START-UP
起動中の腐食からＢＷＲ原子炉を保護する方法 - 特許庁 - METHOD OF FIELD ANALYSIS OF CLAD FLAKE OF BWR AND PWR
ＢＷＲ及びＰＷＲのクラッドフレークの現場分析の方法 - 特許庁 - METHOD AND DEVICE FOR ENTRANCE MIXER CLAMP ASSEMBLY OF BWR
ＢＷＲの入口ミキサクランプ組立体のための方法および装置 - 特許庁 - To prevent a void reactivity coefficient from becoming positive, when acquiring a high converter by improving the core of a BWR (boiling water reactor) in operation at present.
現在運転中のBWRの炉心を改良して高転換炉とするにあたり、ボイド反応度係数が正になるのを抑制したい。 - 特許庁 - Examples for BWR are replacements of the core shroud and the in-core monitoring housing, etc. An example for PWR is replacement of the upper head of reactor vessel.
例えば、BWRでは、炉心シュラウド及び中性子計測ハウジング等の部品交換、PWRでは、原子炉圧力容器上蓋交換の例がある。 - 経済産業省 - To solve the problem wherein cost reduction of a scale is insufficient, because each nuclear fuel assembly loaded in a BWR and a PWR is not the same, though having many similar points.
BWRとPWRに装荷される核燃料集合体は類似点が多くあるが同一ではないため規模のコスト低減が不十分である。 - 特許庁 - METHOD AND DEVICE FOR BWR JET PUMP ENTRANCE MIXER SUPPORT MEDIUM
ＢＷＲジェットポンプ入口ミキサ支持体のための方法および装置 - 特許庁 - In the case of initializing the bridge 40, the initial value BWR is written in the bandwidth available register.
ブリッジ４０の初期化時に、BANDWIDTH AVAILABLE レジスタに、初期値ＢＷＲを書き込む。 - 特許庁 - METHOD AND APPARATUS FOR BWR JET PUMP INLET MIXER COMPLIANT STOP
ＢＷＲジェットポンプインレットミキサのコンプライアントストッパのための方法および装置 - 特許庁 - The Japan Atomic Power Company performed the 40th–year aging management technical assessment (AMTA) of Tsuruga Unit 1 (BWR: 357 MWe), which entered 40th year of operation in March 2010.
日本原子力発電株式会社は、2010年3月に運転開始から40年を迎えた敦賀1号機（BWR：357 MWe）について、40年目の高経年化技術評価を行った。 - 経済産業省 - A BWR plant 7 includes reducing nitrogen compound injection equipment 34.
ＢＷＲプラント７は還元性窒素化合物注入設備３４を備える。 - 特許庁 - A reactor output can be improved by 20% from the present BWR/5.
原子炉出力を現行ＢＷＲ／５から２０％向上させることができる。 - 特許庁 - CORE OF HIGH CONVERTER BWR BY VOID REACTIVITY COEFFICIENT POSITIVE SUPPRESSION MATERIAL LOADING
ボイド反応度係数正抑制物質装荷による高転換ＢＷＲの炉心 - 特許庁 - To provide a system and method for testing a scale model of a steam system of a boiling water reactor (BWR) to determine an acoustic load of a main steam system of the BWR.
ＢＷＲの主蒸気システムの音響負荷を決定するために、ＢＷＲの蒸気システムの縮尺模型に試験を行うシステムおよび方法を提供すること。 - 特許庁 - A boiling water reactor (BWR) jet pump three point slip joint clamp (10) is provided to mitigate slip joint leakage flow induced vibration of a BWR jet pump assembly (8).
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）ジェットポンプ三点滑り継手クランプ（１０）を設けてＢＷＲジェットポンプ組立体（８）の滑り継手漏れ流体励起振動を軽減する。 - 特許庁 - SQUARE-SHAPED NUCLEAR FUEL ASSEMBLY FOR BWR TYPE USING PWR NUCLEAR FUEL ROD
ＰＷＲ核燃料棒利用型ＢＷＲ用正方形の核燃料集合体 - 特許庁 - CELL FLOW DIVERTER AND FLOW DIVERTER/VORTEX GENERATOR ASSEMBLY FOR BWR SPACER
沸騰水型原子炉スペーサ用のセル・フロー・ダイバータ及びフロー・ダイバータ／渦流発生器アセンブリ - 特許庁 - To provide a hydrogen injection method for a BWR nuclear power plant capable of restraining SCC from being generated.
ＳＣＣの発生を抑制するＢＷＲ発電プラントの水素注入方法を提供する。 - 特許庁 - To adjust a driving time of each CRD automatically and successively during operation of a BWR plant; to shorten a periodical inspection period of the BWR plant; and to reduce an exposure dose of an operator.
ＢＷＲプラントの運転中に、各ＣＲＤの駆動時間を自動的にかつ逐次調整でき、ＢＷＲプラントの定期検査期間を短縮し、かつ作業員の被曝量を低減する。 - 特許庁 - To provide a fuel rod assembly and method for reducing the amount of radiation enhanced corrosion on the surface of a zirconium, based component in a high-temperature environment, such as, a boiling water reactor (BWR).
沸騰水型原子炉（BWR）などの高温環境におけるジルコニウムベース要素の表面上において放射線増大腐食の量を減少させるための燃料棒アッセンブリ及び方法を提供する。 - 特許庁 - To provide a method for preventing debris from flowing into fuel assemblies in a boiling water reactor (BWR), and to eliminate or reduce defects of a porous debris filter adopted at present.
沸騰水型原子炉(BWR)の燃料集合体内にデブリの流入を防止する方法であって、現在採用されている多数の小穴を設けたデブリフイルタの欠点を解消するか又は軽減すること。 - 特許庁 - Oxide existing on the surface of structure and piping of a BWR contacting reactor water is removed.
ＢＷＲの炉水と接する構造物あるいは配管の表面に存在する酸化物を取り除く。 - 特許庁 - To provide dust proof devices 200, 300 equipped with continuous cages in a boiling water reactor (BWR).
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）における連続式ケージを備える塵よけ装置（２００、３００）を提供する。 - 特許庁 - This BWR plant 1 includes RPV 3, a water supply pipe 8, and an inorganic oxide particle injection device 25.
ＢＷＲプラント１は、ＲＰＶ３、給水配管８及び無機酸化物粒子注入装置２５を備える。 - 特許庁 - Both ends of a circulation pipe of a film forming device are connected to a recirculation system pipe of a BWR plant (S1).
皮膜形成装置の循環配管の両端をＢＷＲプラントの再循環系配管に接続する（Ｓ１）。 - 特許庁 - This BWR plant 1 is provided with: an RPV3; a feed water pipe 8; and an inorganic oxide particle injection apparatus 25.
ＢＷＲプラント１は、ＲＰＶ３、給水配管８及び無機酸化物粒子注入装置２５を備える。 - 特許庁 - To provide a method and apparatus for providing a boiling water reactor (BWR) jet pump slip joint internal seal.
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）ジェットポンプすべり継手内部シールを設ける方法および装置を提供する。 - 特許庁 - BLEEDABLE NUCLEAR FUEL ASSEMBLY USING NON-PLUTONIUM-BASED NUCLEAR FUEL, AND CORE OF LIGHT WATER-COOLED BWR
非プルトニウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体及び軽水冷却ＢＷＲの炉心 - 特許庁 - In a core loaded with a spontaneous neutron type nuclear fuel assembly designed based on a simplified equation of a diffusion equation including spontaneous neutrons, a cooling system in a conventional BWR is changed from a double-phase flow of water into gaseous steam.
従来のBWRでの冷却方式を水のニ相流から気体の水蒸気にし、自発中性子入り拡散方程式の簡略式に基づいた設計の自発中性子型核燃料集合体を装荷せる炉心にする。 - 特許庁 - In addition, boiling water reactors and pressurized water reactors have been equally operated in a balanced manner, and four ABWRs (advanced BWRs) have been commissioned and the construction of APWRs (advanced PWRs) has been planned. Thus, technological improvements have also been made.
また、沸騰水型原子炉（BWR）及び加圧水型原子炉（PWR）が、いずれかの炉型に偏ることなくバランス良く運転実績を重ねており、BWRでは4基のABWRが運転され、PWRではAPWRの建設が計画されるなど、技術的な改良も進んでいる。 - 経済産業省 - To provide a method and device for repairing cracked welded joints of a BWR core spray piping system.
ＢＷＲ炉心スプレー配管システムのひび割れた溶接継手を修復するための方法および装置を提供する。 - 特許庁 - During the operation of a BWR plant, a reactor cleanup system 15 cleans up cooling water in a reactor pressure vessel 1.
ＢＷＲプラントの運転時に、原子炉浄化系１５が原子炉圧力容器１内の冷却水を浄化する。 - 特許庁 - After shutdown of operation of BWR, reactor internals in an RPV are taken out (step 31), and chemical decontamination is executed (step 32).
ＢＷＲの運転停止後、ＲＰＶ内の炉内機器が搬出され（ステップ３１）、化学除染を実施する（ステップ３２）。 - 特許庁 - A BWR plant 1 includes a main steam pipe 10 that supplies steam from a reactor pressure vessel to turbines.
ＢＷＲプラント１は、原子炉圧力容器からタービンに蒸気を供給する主蒸気配管１０を備えている。 - 特許庁 - To provide a condensate demineralizer for a BWR nuclear power plant capable of obtaining high-purity treated water quality.
高純度な処理水質を得ることができるＢＷＲ型原子力発電プラントの復水脱塩装置を提供する。 - 特許庁 - To control a recirculation flow rate, in a BWR not using a recirculation pump or a reactor internal pump.
再循環ポンプや原子炉インターナルポンプを用いないＢＷＲにおいて、再循環流量を制御できるようにする。 - 特許庁
