JPH0554369B2 - - Google Patents
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- JPH0554369B2 JPH0554369B2 JP21944284A JP21944284A JPH0554369B2 JP H0554369 B2 JPH0554369 B2 JP H0554369B2 JP 21944284 A JP21944284 A JP 21944284A JP 21944284 A JP21944284 A JP 21944284A JP H0554369 B2 JPH0554369 B2 JP H0554369B2
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Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明はレーザ法によるウラン同位体の分離濃
縮技術に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a technology for separating and enriching uranium isotopes using a laser method.
［発明の技術的背景とその問題点］
従来、ウラン同位体の分離濃縮技術としては、
六フツ化ウランガスによるガス拡散法とノズル法
と遠心分離法が既知で、これらは既に実用化段階
に入つている。特に、遠心分離法は他の２つの方
法に比べ分離係数も大きく、カスケードも段数が
数10段程度で良いとされている。[Technical background of the invention and its problems] Conventionally, uranium isotope separation and enrichment technologies include:
Gas diffusion methods using uranium hexafluoride gas, nozzle methods, and centrifugal separation methods are known, and these have already entered the stage of practical application. In particular, the centrifugal separation method has a larger separation coefficient than the other two methods, and it is said that only a few dozen cascade stages are sufficient.
これら３つの方法では、原子炉から要求される
多種類の濃縮度を生産するためには、一旦濃縮し
た中間製品をブレンデイングする方法やカスケー
ドの途中からガスを抜き出す方法が考えられる。 Among these three methods, in order to produce the various enrichments required by the nuclear reactor, conceivable methods include blending a once-concentrated intermediate product and extracting gas from the middle of the cascade.
一方、レーザを使用したウラン同位体の分離濃
縮方法としては、金属ウランを用いる方法と六フ
ツ化ウランガスを用いる方法が知られている。金
属ウランを用いる方法の原理は235Uおよび236Uの
混合物からなる金属ウランを原子気体状態とし
て、単色性の高い6000Å近辺の第１の可視光のレ
ーザにより露出して235Uの原子を選択的に第１励
起準位とし、更に第２、第３の6000Å近辺の可視
光のレーザを照射して、励起された原子のみを選
択的にイオン化準位以上に移行させるものであ
る。六フツ化ウランガスを用いる方法の原理は、
235UF6およびUF6 236の混合物からなる六フツ化
ウランガスを超音速でノズルを通過させ、断熱膨
張により過冷却のUF6ビームを生成し、そのビー
ムに先ず赤外レーザ（一般に16μm）を照射し、
235UF6のみを選択的に励起し、更に、紫外線レ
ーザまたは赤外レーザを照射して235UF6を解離
するものである。 On the other hand, as a method for separating and concentrating uranium isotopes using a laser, a method using metallic uranium and a method using uranium hexafluoride gas are known. The principle of the method using metallic uranium is to expose metallic uranium, which is a mixture of 235 U and 236 U, in an atomic gas state to a first visible light laser with a wavelength of around 6000 Å, which is highly monochromatic, and selectively select atoms of 235 U. is set to the first excited level, and then irradiated with a second and third visible light laser of around 6000 Å to selectively move only the excited atoms to the ionization level or above. The principle of the method using uranium hexafluoride gas is
Uranium hexafluoride gas, consisting of a mixture of 235 UF 6 and UF 6 236 , is passed through a nozzle at supersonic speed and adiabatic expansion produces a supercooled UF 6 beam, which is first irradiated with an infrared laser (typically 16 μm). death,
Only 235 UF 6 is selectively excited, and 235 UF 6 is further dissociated by irradiation with ultraviolet laser or infrared laser.
このレーザを用いたウラン同位体の分離濃縮装
置で多種類の濃縮度の製品を生産しようとした場
合に、従来のガス拡散法、ノズル法、遠心分離法
で行なつている３方法の妥当性について検討して
みる。 When trying to produce products with various enrichment levels using this laser-based uranium isotope separation and enrichment device, the validity of the three conventional methods: gas diffusion method, nozzle method, and centrifugal separation method. Let's consider.
先ず、第１の中間製品のブレンデイングする方
法は、金属ウランを用いる分離方法では、中間製
品は回収電極に蒸着したものを液化ウランとして
回収するので、ブレンデイング用の天然の金属ウ
ランも高温に加熱して液化してブレンドすること
になるが、金属ウランを高温で液化して取扱うプ
ロセスでは高耐熱性及び耐蝕性の材料が必要とな
り設備的にも高価となる。又、六フツ化ウランガ
スを用いる分離方法では、解離された235UF6は
UF5フツ化装置を経てUF6ガスとして回収されて
いるので、従来法と同様なブレンデイングは可能
であるが、ブレンデイング自体プラント全体とし
てのコストアツプとなる。 First, in the method of blending the first intermediate product, in the separation method using metallic uranium, the intermediate product is vapor-deposited on a recovery electrode and recovered as liquefied uranium, so the natural metallic uranium for blending is also heated to high temperatures. The process involves heating, liquefying, and blending, but the process of handling uranium metal by liquefying it at high temperatures requires materials with high heat resistance and corrosion resistance, which is expensive in terms of equipment. In addition, in the separation method using uranium hexafluoride gas, the dissociated 235 UF 6 is
Since it is recovered as UF 6 gas through a UF 5 fluorification device, it is possible to perform blending similar to the conventional method, but the blending itself increases the cost of the entire plant.
次に、カスケードの途中段から抜き出す方法
は、レーザ法そのものが１段で分離できる能力が
あるのでカスケードそのものが不要となるので、
本方法は有り得ない。 Next, the method of extracting from the middle stage of the cascade eliminates the need for the cascade itself since the laser method itself has the ability to separate in one stage.
This method is impossible.
［発明の目的］
本発明は以上の事情に鑑みてなされたもので、
レーザ法を使用したウラン同位体の分離濃縮装置
において、金属ウランを用いる原子法の場合の多
種類の濃縮度を生産できるレーザ法によるウラン
の濃縮装置を提供することを目的とする。[Object of the invention] The present invention has been made in view of the above circumstances, and
An object of the present invention is to provide a uranium isotope separation and enrichment apparatus using a laser method, which can produce various enrichment levels in the case of an atomic method using metallic uranium.
［発明の概要］
すなわち本発明は、金属ウランを蒸発させ原子
ビームを発生させて原子気体状態となつている該
原子ビームに235U選択励起用の第１のレーザを照
射し、次に選択励起された235Uを電離する第２の
レーザを照射して電離した235U製品を回収する複
数の回収電極の対向角度θを原子ビームの直進方
向に対して0°＜θ＜90°に変換可能に保持したこ
とを特徴とするレーザ法によるウランの濃縮装置
である。[Summary of the Invention] That is, the present invention evaporates metallic uranium to generate an atomic beam, irradiates the atomic beam in an atomic gas state with a first laser for selective excitation of 235 U, and then selectively excite the atomic beam. The opposing angle θ of the multiple collection electrodes that collect the ionized 235 U products by irradiating them with a second laser that ionizes the 235 U can be changed to 0° < θ < 90° with respect to the straight direction of the atomic beam. This is a uranium enrichment device using a laser method, which is characterized by maintaining the uranium at a constant temperature.
［発明の実施例］
以下本発明に係る装置の一実施例を第１図によ
り説明する。第１図は本発明に係る装置をシステ
ム的に概略を説明する装置の図である。[Embodiment of the Invention] An embodiment of the apparatus according to the present invention will be described below with reference to FIG. FIG. 1 is a diagram of an apparatus for schematically explaining the apparatus according to the present invention.
すなわち、第１図において、フイラメント１か
ら電子ビーム２を偏向磁場３を介してるつぼ４上
に設置された金属ウラン５に照射する。この電子
ビーム２によつて衝撃された金属ウラン５は、加
熱されて2000〓〜3000〓にまで加熱されて、金属
ウラン原子ビーム６となつて上方へ進行してい
く。この原子ビーム６中には、236U原子７及び
235U原子８が混合された状態になつている。この
原子ビーム６中の235Uの吸収線に相当する振動数
の選択励起レーザつまり第１のレーザ９を照射す
る。この第１のレーザ９のビームによつて濃縮し
ようとする235Uだけが励起される。次に励起した
235Uをイオン化するための電離レーザつまり第２
のレーザ１０を照射する。この第１と第２のレー
ザビーム９と１０によつて原子ビーム６中の235U
８が電離され235U+１１に変化する。さて、この
イオンを含む原子ビーム６に、接地電極１２と、
陰電極１３を用いて電界を作ると、電離されてい
る235U+１１のみが静電的に陰電極１３に引きよ
せられ最終的には陰電極１３表面に吸着される。
一方電離されていない236U７は、この電界の影響
を受けないで直進し、中性原子捕集プレート１４
に収集される。 That is, in FIG. 1, an electron beam 2 is irradiated from a filament 1 via a deflection magnetic field 3 onto a metal uranium 5 placed on a crucible 4. The metallic uranium 5 bombarded by the electron beam 2 is heated to a temperature of 2,000 to 3,000, and becomes a metallic uranium atomic beam 6 that travels upward. This atomic beam 6 contains 236 U atoms 7 and
Eight 235 U atoms are mixed together. A selective excitation laser, that is, a first laser 9 having a frequency corresponding to the absorption line of 235 U in the atomic beam 6 is irradiated. Only the 235 U to be concentrated is excited by the beam of the first laser 9. then excited
235 Ionizing laser to ionize U, i.e. second
irradiate with the laser 10. The first and second laser beams 9 and 10 cause 235 U in the atomic beam 6 to be
8 is ionized and changes to 235 U + 11. Now, a ground electrode 12 is connected to the atomic beam 6 containing this ion,
When an electric field is created using the cathode 13, only ionized 235 U + 11 is electrostatically attracted to the cathode 13 and finally adsorbed to the surface of the cathode 13.
On the other hand, 236 U7, which has not been ionized, moves straight without being affected by this electric field, and moves straight to the neutral atom collection plate 14.
will be collected.
次に、上記構成に係る装置の分離性能を３段階
法を例に第２図のウラン原子のエネルギー準位と
各準位間遷移を用いて説明する。第２図中の符
号、記号などはつぎのとうりである。 Next, the separation performance of the apparatus according to the above configuration will be explained using the three-step method as an example and the energy levels of the uranium atom and the transitions between the levels shown in FIG. 2. The symbols and symbols in FIG. 2 are as follows.
→は各準位間の遷移。 → is the transition between each level.
〓は235Uと236Uの間のエネルギー交換。 〓 is the energy exchange between 235U and 236U .
は選択励起レーザの吸収による遷移。 is a transition due to absorption of selective excitation laser.
′は中間励起レーザの吸収による遷移。 ′ is the transition due to absorption of the intermediate pump laser.
′は電離レーザの吸収による遷移。 ′ is a transition due to absorption of ionizing laser.
′は選択励起レーザによる誘導放出および
自然放出による遷移。 ′ is the transition due to stimulated emission and spontaneous emission caused by selective excitation laser.
′は中間励起レーザによる誘導放出および
自然放出による遷移。 ′ is the transition due to stimulated emission and spontaneous emission by intermediate pumping laser.
′は選択励起準位の235Uと基底準位の236U
のエネルギー交換による遷移。 ′ is the selectively excited level 235 U and the ground level 236 U
transition due to energy exchange.
′は中間励起準位の235Uと基底準位の236U
のエネルギー交換による遷移。 ′ is 235 U at the intermediate excited level and 236 U at the ground level
transition due to energy exchange.
′は電離準位の235Uと基底準位の236Uのエ
ネルギー交換による遷移である。 ′ is a transition due to energy exchange between 235 U at the ionized level and 236 U at the ground level.
レーザ照射部でのウランの電離特性は以下のレ
ート方程式を解くことで求めることができる。 The ionization characteristics of uranium at the laser irradiation area can be determined by solving the rate equation below.
（dN1／dt）＝−（N1−N2）W1
＋N2（１／τ2＋１／τC2）
＋N3（１／τ3＋１／τC3）
＋N4（１／τ4＋１／τC4）
（dN2／dt）＝−（N2−N3）W2
＋（N1−N2）W1
−N2（１／τ2＋１／τC2）
（dN3／dt）＝−N3W3
＋（N2−N3）W2
−N3（１／τ3＋１／τC3）
（dN4／dt）＝−N3W3
−N4（１／τ4＋１／τC4）
（dN1′／dt）＝（N2′／τ2）
＋（N3′／τ3）
＋（N4′／τ4）
−（N2／τC2）
−（N3／τC3）
−（N4／τC4）
（dN2′／dt）＝−（N2′−N3′）W2
−（N2′／τ2）
＋（N2／τC2）
（dN3′／dt）＝−N3′W3
＋（N2′−N3′）W2
−（N3′／τ3）
＋（N3／τC3）
（dN4′／dt）＝−N3′W3
−（N4′／τ4）
＋（N4／τC4）
但しN1，N2，N3，N4：基底準位、選択励起
準位、中間励起準位、電離準位における235U原子
密度（個／cm3）。(dN 1 /dt)=-(N 1 −N 2 )W 1 +N 2 (1/τ 2 +1/τ C2 ) +N 3 (1/τ 3 +1/τ C3 ) +N 4 (1/τ 4 +1/ τ C4 ) (dN 2 /dt)=-(N 2 −N 3 )W 2 +(N 1 −N 2 )W 1 −N 2 (1/τ 2 +1/τ C2 ) (dN 3 /dt)= −N 3 W 3 +(N 2 −N 3 )W 2 −N 3 (1/τ 3 +1/τ C3 ) (dN 4 /dt)=−N 3 W 3 −N 4 (1/τ 4 +1/ τ C4 ) (dN 1 ′/dt) = (N 2 ′/τ 2 ) + (N 3 ′/τ 3 ) + (N 4 ′/τ 4 ) −(N 2 /τ C2 ) −(N 3 / τ C3 ) −(N 4 /τ C4 ) (dN 2 ′/dt) = −(N 2 ′−N 3 ′)W 2 −(N 2 ′/τ 2 ) +(N 2 /τ C2 ) (dN 3 ′/dt) = −N 3 ′W 3 + (N 2 ′−N 3 ′) W 2 − (N 3 ′/τ 3 ) + (N 3 / τ C3 ) (dN 4 ′/dt) = − N 3 ′W 3 − (N 4 ′/τ 4 ) + (N 4 /τ C4 ) where N 1 , N 2 , N 3 , N 4 : ground level, selectively excited level, intermediate excited level, ionization 235 U atom density (pieces/cm 3 ) at the level.
N1′，N2′，N3′，N4′：基底準位、選択励起
準位、中間励起準位電離準位における236U原子密
度（個／cm3）。 N 1 ′, N 2 ′, N 3 ′, N 4 ′: 236 U atom density (pieces/cm 3 ) at the ground level, selectively excited level, and intermediate excited level ionization level.
W1＝（δ1I1／hυ1）
W2＝（δ2I2／hυ2）
W3＝（δ3I3／hυ3）
但し、W1，W2，W3：選択励起、中間励起、
電離の各レーザによる励起速度（sec-1）。W 1 = (δ 1 I 1 / hυ 1 ) W 2 = (δ 2 I 2 / hυ 2 ) W 3 = (δ 3 I 3 / hυ 3 ) However, W 1 , W 2 , W 3 : selective excitation, intermediate excitation,
The excitation rate (sec -1 ) of each laser for ionization.
τC2，τC3，τC4：選択励起、中間励起、電離の各準
位の寿命（sec）。τ C2 , τ C3 , τ C4 : Lifetime (sec) of each level of selective excitation, intermediate excitation, and ionization.
τ2，τ3，τ4：選択励起、中間励起、電離の各準位
の235U原子と基底準位の236U原子のエネルギー
交換頻度の逆数（sec）。τ 2 , τ 3 , τ 4 : Reciprocal of the energy exchange frequency (sec) between the 235 U atom at each level of selective excitation, intermediate excitation, and ionization and the 236 U atom at the ground level.
σ1，σ2，σ3：選択励起、中間励起、電離の各レー
ザ光吸収断面積（cm2）。σ 1 , σ 2 , σ 3 : Laser light absorption cross section for selective excitation, intermediate excitation, and ionization (cm 2 ).
I1，I2，I3：選択励起、中間励起、電離の各レー
ザのパワー密度（Ｗ／cm2）。I 1 , I 2 , I 3 : Power density (W/cm 2 ) of each laser for selective excitation, intermediate excitation, and ionization.
ν1，ν2，ν3：選択励起、中間励起、電離の各レー
ザ光周波数（Hz）。ν 1 , ν 2 , ν 3 : Laser light frequencies (Hz) for selective excitation, intermediate excitation, and ionization.
ｈ：プランク定数（joule・sec）。h: Planck's constant (joule・sec).
ここで、時刻ｔに於けるNxの値をNx（ｔ）と
表わすと
N2（０）＝N3（０）＝N4（０）
N2′（０）＝N3′（０）
＝N4′（０）＝０
N1（０）／［N1（０）＋N1′（０）］
N1（０）＋N1′（０）＝Pe／（Ｒ・Te）
・（１−Ku）
である。 Here, if the value of Nx at time t is expressed as Nx(t), then N 2 (0) = N 3 (0) = N 4 (0) N 2 ′(0) = N 3 ′(0) = N 4 ′(0)=0 N 1 (0)/[N 1 (0)+N 1 ′(0)] N 1 (0)+N 1 ′(0)=Pe/(R・Te) ・(1− Ku).
但し、Ku：基底レベル近くの準安定準位にあ
る原子の割合（−）で、温度Teの関数である。 However, Ku: the proportion (-) of atoms in a metastable level near the ground level, which is a function of temperature Te.
Pe：レーザ照射部でのウラン蒸気圧力（Torr） Te：レーザ照射部でのウラン蒸気温度（°Ｋ）、 Ｒ：気体定数（cm3、Torr／mol；°Ｋ）である。Pe: uranium vapor pressure at the laser irradiation part (Torr) Te: uranium vapor temperature at the laser irradiation part (°K), R: gas constant (cm 3 , Torr/mol; °K).
レーザ光パルス幅をTWとすれば
W1（ｔ＞TW）＝W2（ｔ＞TW）
＝W3（ｔ＞TW）＝０
であり、また電離原子が電極に付着するまでの平
均時間をTaとすると電極に付着するウラン量Gp
は下式で表わせる。 If the laser beam pulse width is T W , then W 1 (t>T W )=W 2 (t>T W )=W 3 (t>T W )=0, and until the ionized atoms adhere to the electrode, When the average time of is Ta, the amount of uranium attached to the electrode Gp
can be expressed by the following formula.
GP＝｛N4（Ta）＋N4′（Ta）｝
（mU／Na）ａ・ｖ＋KP・GF
但し、Gp：製品ウラン付着量（ton／sec）
GF：原料ウラン発生量（ton／sec）
ａ：レーザ照射部底面積（cm2）
ｖ：レーザ照射部におけるウラン蒸気速度
（cm／sec）
mU：ウランの原子量（ton／mol）
Na：アボガドロ数（個／mol）
Kp：非電離原子が製品回収電極に付着す
る割合（−）で電極形状、配置により決まる。G P = {N 4 (Ta) + N 4 ′ (Ta)} (m U /Na) a・v+K P・G F However, Gp: Product uranium adhesion amount (ton/sec) G F : Raw material uranium generation amount ( ton/sec) a: Bottom area of the laser irradiation part (cm 2 ) v: Uranium vapor velocity at the laser irradiation part (cm/sec) m U : Atomic weight of uranium (ton/mol) Na: Avogadro's number (pieces/mol) Kp : The rate (-) of non-ionized atoms adhering to the product recovery electrode, which is determined by the electrode shape and arrangement.
従つて製品濃度Xpは Xp＝｛（N4（Ta）・mU・ａ・ｖ／Na） ＋KP・XF・GF｝／GP 但し、XF：原料ウラン濃度 また、廃品濃度XTは下式で与えられる。 Therefore , the product concentration Xp is _ X T is given by the following formula.
XT＝（GF・XF−Gp・Xp）
／（GF−Gp）
本発明は、非電離原子が製品回収電極である陰
電極１３に付着する割合Kpを接地電極１２と陰
電極１３の対向角度を調整することによつて変化
させて製品濃度Xpを変更して、多種類の濃縮度
を生産しようというものである。X T = ( G F · The idea is to change the product concentration Xp by adjusting the facing angle of the product, thereby producing a wide variety of concentrations.
即ち、第３図に示すように、接地電極１２と回
収電極である陰電極１３が原子ビームに対してそ
れぞれ平行の位置関係にあれば、電離されていな
い236U７は陰極１３の表面に吸着されることなく
直進して、理論上Kp＝０となり、製品濃度も100
％となるが、陰電極１３を原子ビームに対して角
度θで傾むけて１３′の状態とすると電離されて
いない236U７も陰極１３の表面に吸着され、Kp
＞０となり、製品濃度も理論上100％以下となる。
従つて、陰極１３の傾き角度θを0°＜θ＜90°の
範囲で（式１）に示される製品濃度を求める式で
所望の濃度に調整することができ、多種類の濃縮
度を生産することが可能となる。しかして、上記
実施例では235U製品回収用電極の対向角度を調整
するだけで、多種類の製品濃度を生産することが
可能である。 That is, as shown in FIG. 3, if the ground electrode 12 and the cathode 13, which is a collection electrode, are in a positional relationship parallel to the atomic beam, the unionized 236 U7 will be adsorbed to the surface of the cathode 13. Theoretically, Kp = 0 and the product concentration is 100.
%, but when the cathode 13 is tilted at an angle θ with respect to the atomic beam to a state of 13', the unionized 236 U7 is also adsorbed to the surface of the cathode 13, and Kp
>0, and the product concentration is theoretically less than 100%.
Therefore, the inclination angle θ of the cathode 13 can be adjusted to a desired concentration using the formula for determining the product concentration shown in (Equation 1) within the range of 0° < θ < 90°, and various concentrations can be produced. It becomes possible to do so. Therefore, in the above embodiment, it is possible to produce a wide variety of product concentrations by simply adjusting the facing angle of the 235 U product recovery electrodes.
［発明の効果］
本発明によれば、レーザを使用したウラン同位
体の濃縮装置において金属ウランを用いた原子法
でも、235U製品回収用の複数の回収電極の対向角
度を変えるだけで特別な設備を付加することな
く、多種類の製品濃度を生産できる効果がある。[Effect of the invention] According to the present invention, even in the atomic method using metallic uranium in a uranium isotope enrichment device using a laser, a special method can be achieved by simply changing the opposing angles of multiple collection electrodes for recovering 235 U products. This has the effect of being able to produce a wide variety of product concentrations without the need for additional equipment.
第１図は本発明に係るレーザ法によるウランの
濃縮装置の一実施例を示す構成図、第２図は第１
図の装置における235Uと236Uの各準位を説明する
ための模式図、第３図は第１図における装置の要
部を拡大して示す概略的断面図である。
５……金属ウラン、６……原子ビーム、７……
236U、８……235U、９……選択励起レーザ光、１
０……電離レーザ光、１１……235U+、１２……
接地電極、１３……陰電極。
FIG. 1 is a block diagram showing an embodiment of a uranium enrichment device using a laser method according to the present invention, and FIG.
A schematic diagram for explaining each level of 235 U and 236 U in the device shown in the figure, and FIG. 3 is a schematic sectional view showing an enlarged main part of the device in FIG. 1. 5...Metal uranium, 6...Atomic beam, 7...
236 U, 8... 235 U, 9... Selective excitation laser beam, 1
0...Ionizing laser light, 11... 235 U + , 12...
Ground electrode, 13... cathode.
Claims (1)
て原子気体状態となつている該原子ビームにU235
選択励起用の第１のレーザを照射し次に励起され
たU235を電離する第２のレーザを照射してウラン
を濃縮するレーザ法によるウランの濃縮装置にお
いて、電離した235Uを回収する複数の回収電極の
対向角度θを原子ビームの直進方向に対して0°＜
θ＜90°に変換可能に保持したことを特徴とする
レーザ法によるウランの濃縮装置。1 Evaporate metallic uranium to generate an atomic beam, and inject U 235 into the atomic beam, which is in an atomic gas state.
In a uranium enrichment device using a laser method, in which uranium is concentrated by irradiating a first laser for selective excitation and then ionizing the excited U 235 , a second laser is irradiated to ionize the excited U 235 . The opposing angle θ of the collection electrode is set to 0°<
A uranium enrichment device using a laser method, which is characterized by being able to maintain the angle θ<90°.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21944284A JPS6197022A (en) | 1984-10-19 | 1984-10-19 | Uranium enriching device by laser method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21944284A JPS6197022A (en) | 1984-10-19 | 1984-10-19 | Uranium enriching device by laser method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6197022A JPS6197022A (en) | 1986-05-15 |
| JPH0554369B2 true JPH0554369B2 (en) | 1993-08-12 |
Family
ID=16735472
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21944284A Granted JPS6197022A (en) | 1984-10-19 | 1984-10-19 | Uranium enriching device by laser method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6197022A (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63137739A (en) * | 1986-11-29 | 1988-06-09 | Toshiba Corp | Concentration device for uranium |
-
1984
- 1984-10-19 JP JP21944284A patent/JPS6197022A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6197022A (en) | 1986-05-15 |
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