JPH01316694A - 高レベル放射性廃液の処理方法 - Google Patents
高レベル放射性廃液の処理方法Info
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- JPH01316694A JPH01316694A JP63149654A JP14965488A JPH01316694A JP H01316694 A JPH01316694 A JP H01316694A JP 63149654 A JP63149654 A JP 63149654A JP 14965488 A JP14965488 A JP 14965488A JP H01316694 A JPH01316694 A JP H01316694A
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は再処理工場において生ずる高レベル放射性廃液
の処理方法に関するもので、高レベル放射性廃液は、（
１）凝縮液、（２）主として硝酸ナトリウム、水酸化ナ
トリウム等、（３）核分裂生成物、アクチノイド元素お
よび再処理工程中の腐食生成物（鉄、クロム、ニッケル
等）よりなる硝酸塩および酸化物等の残渣に大別され、
このうち（１）Ｑ薄液、（２）硝酸ナトリウム、水酸化
ナトリウム等は低レベル放射線廃棄物にし、また（３）
硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等を除去することに
より、核分裂生成物、アクチノイド元素および腐食生成
物を含む残渣は、大幅に減容でき、硝酸塩、酸化物等に
することにより、保存貯蔵も容易になり、将来、有用元
素を含む残渣を分離して有用元素の回収を行うことも容
易となる高レベル放射性廃液の処理方法に関するもので
ある。
の処理方法に関するもので、高レベル放射性廃液は、（
１）凝縮液、（２）主として硝酸ナトリウム、水酸化ナ
トリウム等、（３）核分裂生成物、アクチノイド元素お
よび再処理工程中の腐食生成物（鉄、クロム、ニッケル
等）よりなる硝酸塩および酸化物等の残渣に大別され、
このうち（１）Ｑ薄液、（２）硝酸ナトリウム、水酸化
ナトリウム等は低レベル放射線廃棄物にし、また（３）
硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等を除去することに
より、核分裂生成物、アクチノイド元素および腐食生成
物を含む残渣は、大幅に減容でき、硝酸塩、酸化物等に
することにより、保存貯蔵も容易になり、将来、有用元
素を含む残渣を分離して有用元素の回収を行うことも容
易となる高レベル放射性廃液の処理方法に関するもので
ある。
従来、放射性廃棄物を長期にわたる人的操作を必要とせ
ずに環境から永久的に隔離する方法として、廃棄物をあ
る期間液体として中間貯蔵した後、ガラス固化して廃棄
物に含まれている放射性物質が長期にわたって移動しな
いようにするガラス固化処理方法が行われている。そし
て、再処理工場から発生する放射性廃液は、主として大
量の硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウムとよりなり、こ
の廃液の処理は、大量のガラス成形剤と共に溶融し、上
記ガラス固化処理を行っている。
ずに環境から永久的に隔離する方法として、廃棄物をあ
る期間液体として中間貯蔵した後、ガラス固化して廃棄
物に含まれている放射性物質が長期にわたって移動しな
いようにするガラス固化処理方法が行われている。そし
て、再処理工場から発生する放射性廃液は、主として大
量の硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウムとよりなり、こ
の廃液の処理は、大量のガラス成形剤と共に溶融し、上
記ガラス固化処理を行っている。
しかしながら、このようなガラス固化処理において良い
性質（性状）のガラスを作る場合には、ガラス中に含ま
せることのできるナトリウム量が限られており、そのた
め、大量の高レベル廃液を少量のガラス固化体にするこ
とは困難であり、ガラス同化体発生〒が大きくなる欠点
がある。
性質（性状）のガラスを作る場合には、ガラス中に含ま
せることのできるナトリウム量が限られており、そのた
め、大量の高レベル廃液を少量のガラス固化体にするこ
とは困難であり、ガラス同化体発生〒が大きくなる欠点
がある。
また、高レベル放射性廃液を高温で加熱溶融するため、
装置構成材料の腐食の問題が生じてきており、ガラス固
化体より、将来、有用元素を回収する必要が生じた際に
は、有用元素の分離、回収が困難であると予想されてい
る。
装置構成材料の腐食の問題が生じてきており、ガラス固
化体より、将来、有用元素を回収する必要が生じた際に
は、有用元素の分離、回収が困難であると予想されてい
る。
本発明は上記問題点を解決するためのもので、■高レベ
ル放射性廃液の中から、凝縮液、主として硝酸溶液、ま
た主として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリうム等を安全
に分離でき、大部分の核分裂生成物、アクチノイド元素
および再処理工程中での鉄、クロム、ニッケル等の腐食
生成物を安定な形の硝酸塩、酸化物等の残渣として分離
できると共に、■該残渣中に含まれる有用元素の回収が
容易であり、■高レベル放射性廃液をそのままガラス固
化体にするのに比べ、固化体の量を大幅に減らすことが
でき、■装置材料の腐食、爆発、火災等の恐れがなく安
全性を高くすることができる高レベル放射性廃液の処理
方法を提供することを目的とする。
ル放射性廃液の中から、凝縮液、主として硝酸溶液、ま
た主として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリうム等を安全
に分離でき、大部分の核分裂生成物、アクチノイド元素
および再処理工程中での鉄、クロム、ニッケル等の腐食
生成物を安定な形の硝酸塩、酸化物等の残渣として分離
できると共に、■該残渣中に含まれる有用元素の回収が
容易であり、■高レベル放射性廃液をそのままガラス固
化体にするのに比べ、固化体の量を大幅に減らすことが
でき、■装置材料の腐食、爆発、火災等の恐れがなく安
全性を高くすることができる高レベル放射性廃液の処理
方法を提供することを目的とする。
そのために本発明の高レベル放射性廃液の処理方法は、
再処理工場から発生する高レベル放射性廃液を、昇華す
る蒸発物質と昇華しない残渣とに分りける凍結・昇華工
程、昇華した蒸発物質を凝縮する工程、昇華しない残渣
に溶液を加え、溶液に溶解しない残渣と他の成分を溶解
させた溶液とに固液分離する固液分離工程とからなり、
凝縮工程は、主として水、硝酸、昇華する核種より成る
低レベル放射性廃液を凝縮液として抽出し、昇華しない
残渣は、土として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウムの
塩と核分裂生成物および再処理工程中での腐食生成物よ
り成り、固液分離工程は、昇華しない残渣に水酸化ナト
リウム溶液等を加えて硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウ
ム等の塩を溶解し、核分裂生成物および再処理工程中で
の廃食生成物等溶液に熔解しない残渣とに分離し、溶解
しない残渣は硝酸塩、水酸化物、焙焼体等として貯蔵し
、固液分離工程で分ｊ！！１された溶、液は、低レベル
放射性廃液処理系で処理することを特徴とする。
再処理工場から発生する高レベル放射性廃液を、昇華す
る蒸発物質と昇華しない残渣とに分りける凍結・昇華工
程、昇華した蒸発物質を凝縮する工程、昇華しない残渣
に溶液を加え、溶液に溶解しない残渣と他の成分を溶解
させた溶液とに固液分離する固液分離工程とからなり、
凝縮工程は、主として水、硝酸、昇華する核種より成る
低レベル放射性廃液を凝縮液として抽出し、昇華しない
残渣は、土として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウムの
塩と核分裂生成物および再処理工程中での腐食生成物よ
り成り、固液分離工程は、昇華しない残渣に水酸化ナト
リウム溶液等を加えて硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウ
ム等の塩を溶解し、核分裂生成物および再処理工程中で
の廃食生成物等溶液に熔解しない残渣とに分離し、溶解
しない残渣は硝酸塩、水酸化物、焙焼体等として貯蔵し
、固液分離工程で分ｊ！！１された溶、液は、低レベル
放射性廃液処理系で処理することを特徴とする。
本発明の高レベル放射性廃液の処理方法は、凍結・乾燥
工程により高レベル放射性廃液の中から、凝縮液、主と
して硝酸溶液、また主として硝酸ナトリウム、水酸化ナ
トリウム等を安全に分離すると共に、大部分の核分裂生
成物、アクチノイド元素および再処理工程中での鉄、ク
ロム、ニッケル等の腐食生成物を安定な形の硝酸塩、酸
化物等の残渣として分離し、該残渣に水酸化ナトリウム
溶液等を加えて硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等の
塩を溶解し、核分裂生成物および再処理工程中での腐食
生成物等溶液に溶解しない残渣とに分離し、この溶解し
ない残渣中に含まれる有用元素の回収を容易にし、高レ
ベル放射性廃液をそのままガラス固化体にするのに比べ
、同化体の品を大幅に減らすことができ、装置材料の腐
食、爆発、火災等の恐れがなく安全性を高くすることが
できる。
工程により高レベル放射性廃液の中から、凝縮液、主と
して硝酸溶液、また主として硝酸ナトリウム、水酸化ナ
トリウム等を安全に分離すると共に、大部分の核分裂生
成物、アクチノイド元素および再処理工程中での鉄、ク
ロム、ニッケル等の腐食生成物を安定な形の硝酸塩、酸
化物等の残渣として分離し、該残渣に水酸化ナトリウム
溶液等を加えて硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等の
塩を溶解し、核分裂生成物および再処理工程中での腐食
生成物等溶液に溶解しない残渣とに分離し、この溶解し
ない残渣中に含まれる有用元素の回収を容易にし、高レ
ベル放射性廃液をそのままガラス固化体にするのに比べ
、同化体の品を大幅に減らすことができ、装置材料の腐
食、爆発、火災等の恐れがなく安全性を高くすることが
できる。
（実施例〕
以下、実施例を図面に基づき説明する。
第１図は本発明の間レベル放射性廃液処理の全体構成を
示す図である。１は凍結・乾燥器、２は高レベル放射性
廃液、３は冷媒、４は加熱流体、５は凝縮器、６は真空
ポンプ、７は冷媒、８は凝縮液受槽である。
示す図である。１は凍結・乾燥器、２は高レベル放射性
廃液、３は冷媒、４は加熱流体、５は凝縮器、６は真空
ポンプ、７は冷媒、８は凝縮液受槽である。
図において、凍結・乾燥器１へは高レベル放射性廃液供
給系と溶液供給系から凍結・乾燥器ｌへ高レベル放射性
廃？ＦｆＬ２が供給されるようになっている。凍結・乾
燥器１へは冷媒３、加熱媒体４が供給排出され、高レベ
ル放射性廃液２を冷却・凍結、昇華乾燥するようになっ
ている。凍結・乾燥器１で昇華した物質は凝縮器５に供
給される。凝縮器５には冷媒７が供給排出されると共に
、真空ポンプ６で排気されており、凝縮液は凝縮液受槽
８へ貯留して凝縮液が取り出されるようになっている。
給系と溶液供給系から凍結・乾燥器ｌへ高レベル放射性
廃？ＦｆＬ２が供給されるようになっている。凍結・乾
燥器１へは冷媒３、加熱媒体４が供給排出され、高レベ
ル放射性廃液２を冷却・凍結、昇華乾燥するようになっ
ている。凍結・乾燥器１で昇華した物質は凝縮器５に供
給される。凝縮器５には冷媒７が供給排出されると共に
、真空ポンプ６で排気されており、凝縮液は凝縮液受槽
８へ貯留して凝縮液が取り出されるようになっている。
次に第２図を参照して高レベル放射性廃液のプロセスフ
ローについて説明する。
ローについて説明する。
硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム、核分裂生成物、ア
クチノイド元素や再処理工程中の腐食生成物（鉄、クロ
ム、ニッケル等）等を含む高レベル放射性廃液■は、凍
結工程■において冷却・凍結される。凍結された高レベ
ル放射性廃液の凍結体は、４革工程■において加熱・減
圧・真空状態に置かれ、凍結体より硝酸、水、昇華する
核種等が昇華され、硝酸、水、昇華する核種等は、凝縮
器において凝縮され、凝縮液■となる。主として硝酸ナ
トリウム、水酸化ナトリウム等と蒸発しない核分裂生成
物、アクチノイド元素、再処理工程中の腐食生成物（鉄
、クロム、ニッケル等）は硝酸塩の残渣■として残る。
クチノイド元素や再処理工程中の腐食生成物（鉄、クロ
ム、ニッケル等）等を含む高レベル放射性廃液■は、凍
結工程■において冷却・凍結される。凍結された高レベ
ル放射性廃液の凍結体は、４革工程■において加熱・減
圧・真空状態に置かれ、凍結体より硝酸、水、昇華する
核種等が昇華され、硝酸、水、昇華する核種等は、凝縮
器において凝縮され、凝縮液■となる。主として硝酸ナ
トリウム、水酸化ナトリウム等と蒸発しない核分裂生成
物、アクチノイド元素、再処理工程中の腐食生成物（鉄
、クロム、ニッケル等）は硝酸塩の残渣■として残る。
この残渣に、例えば水酸化ナトリウム溶液を加え、硝酸
ナトリウム、水酸化ナトリウム等を溶解すると大部分の
核分裂生成物、アクチノイド元素および再処理工程中の
腐食生成物は溶液により溶解されずに残渣として残る０
次に、固液分離工程■において、硝酸ナトリウム、水酸
化ナトリウムの溶液等■と、主として核分裂生成物、ア
クチノイド元素および再処理工程中の腐食生成物よりな
る残渣■に分離する。
ナトリウム、水酸化ナトリウム等を溶解すると大部分の
核分裂生成物、アクチノイド元素および再処理工程中の
腐食生成物は溶液により溶解されずに残渣として残る０
次に、固液分離工程■において、硝酸ナトリウム、水酸
化ナトリウムの溶液等■と、主として核分裂生成物、ア
クチノイド元素および再処理工程中の腐食生成物よりな
る残渣■に分離する。
硝酸ナトリウム溶液、水酸化ナトリウム溶液等■は、低
レベル放射性廃液処理系■へ送られ、積装し再利用する
か、低レベル放射性廃棄物固化体の原料となる。残渣■
は、例えば工程■で乾燥、焙焼して保管貯蔵するに容易
な硝酸塩、乾燥・焙焼体等の形状、容積とし、かつ将来
、含有している有用元素を灰吹法等による分離・回収す
る形状としても適しているため、保管貯蔵系［相］へ送
られる。
レベル放射性廃液処理系■へ送られ、積装し再利用する
か、低レベル放射性廃棄物固化体の原料となる。残渣■
は、例えば工程■で乾燥、焙焼して保管貯蔵するに容易
な硝酸塩、乾燥・焙焼体等の形状、容積とし、かつ将来
、含有している有用元素を灰吹法等による分離・回収す
る形状としても適しているため、保管貯蔵系［相］へ送
られる。
以上のように本発明によれば、高レベル放射性廃液を凍
結真空乾燥法により、（イ）凝縮液（硝酸溶液）、（ロ
）主として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等、（ハ
）土として核分裂生成物、アクチノイド元素および再処
理工程中での腐食生成物（鉄、クロム、ニッケル等）を
含む残渣（硝酸塩）に分けることができ、その結果、（
１）凍結真空乾燥法により、高レベル放射性廃液を分離
するため、（２）高温による腐食の問題がなくなり、（
３）凝縮液（硝酸溶液）、主として硝酸ナトリウム、水
酸化ナトリウムは低レベル放射性廃棄物にすることが可
能であり、（４）硝酸塩又は焙焼体にした安定した形状
の核分裂生成物、アクチノイド元素および腐食生成物（
鉄、クロム、ニッケル等）を含む残渣は、将来、残渣（
硝酸塩又は焙焼体等）に含有している有用元素（ロジウ
ム、パラジウム等）を回収するとき、残渣の状態で保管
貯蔵しておくと有利であり、（５）ガラス固化体をイす
るときもナトリウム量が少ないため、良質のガラス固化
体ができ、ガラス固化体発生量を大幅に減少でき、（６
）分別物は人工鉱物（チタン、ジルコニウム、カルシウ
ム、バリウム、アルミニウム）の原料として使用できる
。
結真空乾燥法により、（イ）凝縮液（硝酸溶液）、（ロ
）主として硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等、（ハ
）土として核分裂生成物、アクチノイド元素および再処
理工程中での腐食生成物（鉄、クロム、ニッケル等）を
含む残渣（硝酸塩）に分けることができ、その結果、（
１）凍結真空乾燥法により、高レベル放射性廃液を分離
するため、（２）高温による腐食の問題がなくなり、（
３）凝縮液（硝酸溶液）、主として硝酸ナトリウム、水
酸化ナトリウムは低レベル放射性廃棄物にすることが可
能であり、（４）硝酸塩又は焙焼体にした安定した形状
の核分裂生成物、アクチノイド元素および腐食生成物（
鉄、クロム、ニッケル等）を含む残渣は、将来、残渣（
硝酸塩又は焙焼体等）に含有している有用元素（ロジウ
ム、パラジウム等）を回収するとき、残渣の状態で保管
貯蔵しておくと有利であり、（５）ガラス固化体をイす
るときもナトリウム量が少ないため、良質のガラス固化
体ができ、ガラス固化体発生量を大幅に減少でき、（６
）分別物は人工鉱物（チタン、ジルコニウム、カルシウ
ム、バリウム、アルミニウム）の原料として使用できる
。
第１図は本発明による高レベル放射性廃液の処理方法の
全体構成を示す図、第２図はプロセスフローを説明する
ための閏である。 ｌ・・・凍結乾燥器、２・・・高レベル放射性廃液、３
・・・冷媒、４・・・加熱媒体、５・・・凝縮器、６・
・・真空ポンプ、７・・・冷媒、８・・・凝縮液受槽、
■・・・高レベル放射性廃液、■・・・凍結工程、■・
・・昇華工程、■・・・残渣、■・・・固液分離工程、
■・・・凝縮液。
全体構成を示す図、第２図はプロセスフローを説明する
ための閏である。 ｌ・・・凍結乾燥器、２・・・高レベル放射性廃液、３
・・・冷媒、４・・・加熱媒体、５・・・凝縮器、６・
・・真空ポンプ、７・・・冷媒、８・・・凝縮液受槽、
■・・・高レベル放射性廃液、■・・・凍結工程、■・
・・昇華工程、■・・・残渣、■・・・固液分離工程、
■・・・凝縮液。
Claims (6)
- （１）再処理工場から発生する高レベル放射性廃液を、
昇華する蒸発物質と昇華しない残渣とに分離する凍結・
昇華工程、昇華した蒸発物質を凝縮する工程、昇華しな
い残渣に溶液を加え、溶液に溶解しない残渣と他の成分
を溶解させた溶液とに固液分離する固液分離工程とから
なる高レベル放射性廃液の処理方法。 - （２）前記凝縮工程は、主として水、硝酸、昇華する核
種より成る低レベル放射性廃液を凝縮液として抽出する
請求項１記載の高レベル放射性廃液の処理方法。 - （３）前記昇華しない残渣は、主として硝酸ナトリウム
、水酸化ナトリウムの塩と核分裂生成物および再処理工
程中での腐食生成物より成る請求項１記載の高レベル放
射性廃液の処理方法。 - （４）固液分離工程は、昇華しない残渣に水酸化ナトリ
ウム溶液等を加えて硝酸ナトリウム、水酸化ナトリウム
等の塩を溶解し、核分裂生成物および再処理工程中での
腐食生成物等溶液に溶解しない残渣とに分離する請求項
１記載の高レベル放射性廃液の処理方法。 - （５）前記溶解しない残渣を硝酸塩、水酸化物、焙焼体
等にして貯蔵する請求項１記載の高レベル放射性廃液の
処理方法。 - （６）固液分離工程で分離された溶液は、低レベル放射
性廃液処理系で処理する請求項１記載の高レベル放射性
廃液の処理方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63149654A JPH0769465B2 (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
| US07/362,913 US4980093A (en) | 1988-06-17 | 1989-06-08 | Method of treating high-level radioactive waste liquid |
| EP89306156A EP0347255B1 (en) | 1988-06-17 | 1989-06-16 | Method of treating high-level radioactive waste liquid |
| DE68919133T DE68919133T2 (de) | 1988-06-17 | 1989-06-16 | Verfahren zur Behandlung hochradioaktiver Abwässer. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63149654A JPH0769465B2 (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01316694A true JPH01316694A (ja) | 1989-12-21 |
| JPH0769465B2 JPH0769465B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=15479944
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63149654A Expired - Fee Related JPH0769465B2 (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4980093A (ja) |
| EP (1) | EP0347255B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0769465B2 (ja) |
| DE (1) | DE68919133T2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04140697A (ja) * | 1990-10-01 | 1992-05-14 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
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|---|---|---|---|---|
| US5745861A (en) * | 1996-03-11 | 1998-04-28 | Molten Metal Technology, Inc. | Method for treating mixed radioactive waste |
| US6342650B1 (en) * | 1999-06-23 | 2002-01-29 | VALFELLS áGUST | Disposal of radiation waste in glacial ice |
| US7480885B2 (en) | 2002-11-18 | 2009-01-20 | Cadence Design Systems, Inc. | Method and apparatus for routing with independent goals on different layers |
| US8329122B1 (en) * | 2009-07-01 | 2012-12-11 | The United States Of America, As Represented By The Department Of Energy | Method for production of an isotopically enriched compound |
| CN105036228B (zh) * | 2015-07-22 | 2017-06-13 | 中山市环保产业有限公司 | 一种用于处理高盐废水的低温冷冻升华设备 |
| US11796255B2 (en) | 2017-02-24 | 2023-10-24 | Holtec International | Air-cooled condenser with deflection limiter beams |
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|---|---|---|---|---|
| DE1220048B (de) * | 1960-10-21 | 1966-06-30 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum UEberfuehren von radioaktiven Stoffen in eine lager- und transportfaehige Dauerform |
| FR1333345A (fr) * | 1961-11-28 | 1963-07-26 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Procédé de dessiccation par congélation |
| DE1199192B (de) * | 1962-01-13 | 1965-08-19 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum Trocknen von Gut unter poroeser Deckschicht |
| JPS6227697A (ja) * | 1985-07-29 | 1987-02-05 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 |
-
1988
- 1988-06-17 JP JP63149654A patent/JPH0769465B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-06-08 US US07/362,913 patent/US4980093A/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-06-16 EP EP89306156A patent/EP0347255B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-06-16 DE DE68919133T patent/DE68919133T2/de not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04140697A (ja) * | 1990-10-01 | 1992-05-14 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE68919133D1 (de) | 1994-12-08 |
| US4980093A (en) | 1990-12-25 |
| JPH0769465B2 (ja) | 1995-07-31 |
| DE68919133T2 (de) | 1995-05-24 |
| EP0347255B1 (en) | 1994-11-02 |
| EP0347255A1 (en) | 1989-12-20 |
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