JPS62184395A - 難溶性核燃料の溶液を製出する方法 - Google Patents
難溶性核燃料の溶液を製出する方法Info
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- JPS62184395A JPS62184395A JP62012150A JP1215087A JPS62184395A JP S62184395 A JPS62184395 A JP S62184395A JP 62012150 A JP62012150 A JP 62012150A JP 1215087 A JP1215087 A JP 1215087A JP S62184395 A JPS62184395 A JP S62184395A
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Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G56/00—Compounds of transuranic elements
- C01G56/004—Compounds of plutonium
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D1/00—Evaporating
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
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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、気密(二密閉された容器(オートクレーブ)
の内部で硝酸中に難溶性核燃料、特にP uo。
の内部で硝酸中に難溶性核燃料、特にP uo。
又は(U/PuO,)混合酸化物の溶液を製出する方法
に関する。
に関する。
この種の方法は欧州特許第0049827吟明細書から
公知である。この方法によれば濃硝酸中のP u O,
又は(U / Pup、 )混合酸化物からなる懸濁液
をオートクレーブ中で加熱する。この場合硝酸を核燃料
と一緒に気密に密閉されたオートクレーブ中で十分に攪
拌及び混合−イ°る。スートクレープ中の核悌料及びモ
肖酸の温度は有利(=は標準圧(大気圧)での硝酸の沸
騰温度と同じか又はそれより上である。
公知である。この方法によれば濃硝酸中のP u O,
又は(U / Pup、 )混合酸化物からなる懸濁液
をオートクレーブ中で加熱する。この場合硝酸を核燃料
と一緒に気密に密閉されたオートクレーブ中で十分に攪
拌及び混合−イ°る。スートクレープ中の核悌料及びモ
肖酸の温度は有利(=は標準圧(大気圧)での硝酸の沸
騰温度と同じか又はそれより上である。
この方法では例えばPup、 4りを濃硝酸30fi/
中に約220℃でほぼ20時間の後に溶解させることが
できた。この場合溶液1を当り】30りのプルトニクム
の最終濃縮物が得られた。
中に約220℃でほぼ20時間の後に溶解させることが
できた。この場合溶液1を当り】30りのプルトニクム
の最終濃縮物が得られた。
溶液中におけるプルトニウム含有量を著しく高めること
はこの公知方法では達成し得ない。それというのも溶液
中のプルトニウム素度が大きい場合溶解速度は零に近づ
くからである。
はこの公知方法では達成し得ない。それというのも溶液
中のプルトニウム素度が大きい場合溶解速度は零に近づ
くからである。
本発明の目的は、公知方法を更に発展させ、硝酸溶液中
でのより扁い核燃料a組物を得ることにある。
でのより扁い核燃料a組物を得ることにある。
この目的を達成1°るために旨頗(二記載した形式の方
法において1本発明によれば、硝酸を容器内で蒸発及び
凝結させ、核燃料(二溶液の外で新しい硝酸凝結物を流
すことが行われる。
法において1本発明によれば、硝酸を容器内で蒸発及び
凝結させ、核燃料(二溶液の外で新しい硝酸凝結物を流
すことが行われる。
この方法では核燃料を溶解するのに、常に核燃料を含ま
ない硝酸(この硝酸中では核燃料に対する溶解速度はそ
の最大イ自を示す)を使用する。これにより硝酸中での
難溶性核燃料のa縮を達成することができ、この濃縮は
標準条件(片開濃度及び大気圧)での硝酸中への核燃料
の最大溶解度に相当する。
ない硝酸(この硝酸中では核燃料に対する溶解速度はそ
の最大イ自を示す)を使用する。これにより硝酸中での
難溶性核燃料のa縮を達成することができ、この濃縮は
標準条件(片開濃度及び大気圧)での硝酸中への核燃料
の最大溶解度に相当する。
特に核燃料を含まない硝酸を供給することが好ましく、
この場合(二は核燃料を膨彊させることなく川流する。
この場合(二は核燃料を膨彊させることなく川流する。
更に核燃料が多孔質支持体内C二ありかつ蒸発した硝酸
を凝結させる冷却体の下方に存在する、気密に密閉され
た容器を使用する場合に有利である。
を凝結させる冷却体の下方に存在する、気密に密閉され
た容器を使用する場合に有利である。
このような容器内で硝酸の循環は1m串な手段によって
維持することができる。
維持することができる。
本発明及びその利点を図面に記載した実施例に基づき詳
述する。
述する。
第1図に示したオートクレーブlはねじ3により蓋2で
気密に密閉されている。A〜トクレープ1は外側に、こ
のオートクレーブlを加熱する電熱フィル7が敷設され
ているセラミック製の外套5を有している。オートクレ
ーブ1の底にはその内側に攪拌機4が存在し、この底の
外側には電磁石6が配設されており、これが+&拌麺機
4磁気カップリングを介して駆動する。
気密に密閉されている。A〜トクレープ1は外側に、こ
のオートクレーブlを加熱する電熱フィル7が敷設され
ているセラミック製の外套5を有している。オートクレ
ーブ1の底にはその内側に攪拌機4が存在し、この底の
外側には電磁石6が配設されており、これが+&拌麺機
4磁気カップリングを介して駆動する。
オートクレーブ】及び偽2は特殊−からなっている。そ
れぞれの内側は図示されていない耐硝酸性のポリテトラ
フルオルエチレンからなる被覆を施されている。¥に鋤
2の内(11,lには特殊伽からなる指状冷却部材8が
構成されており、これもまた図示されていないポリテト
ラフルオルエチレンからなる被覆が施されている。この
指状冷却部材8中には、冷却剤1例えば水を流すことが
できる管9が装備されている。
れぞれの内側は図示されていない耐硝酸性のポリテトラ
フルオルエチレンからなる被覆を施されている。¥に鋤
2の内(11,lには特殊伽からなる指状冷却部材8が
構成されており、これもまた図示されていないポリテト
ラフルオルエチレンからなる被覆が施されている。この
指状冷却部材8中には、冷却剤1例えば水を流すことが
できる管9が装備されている。
指状冷却部材8には外面にポリテトラフルオルエチレン
からなるパケット10が懸けられており、これは側面に
スリット11をまた底部にスリット16を有している。
からなるパケット10が懸けられており、これは側面に
スリット11をまた底部にスリット16を有している。
このパケット10の内部には、ガラス繊維フェルト製の
上部が開いているカップ状部材12がバケツ)10の内
側面から間隔を置いて設置されている。この間隔はポリ
テトラフルオルエチレンからなる間隔保持材13により
カップ状部材12とパケット10との間で確保されてい
る。
上部が開いているカップ状部材12がバケツ)10の内
側面から間隔を置いて設置されている。この間隔はポリ
テトラフルオルエチレンからなる間隔保持材13により
カップ状部材12とパケット10との間で確保されてい
る。
指状冷却部材8はカップ状部材J2中に先細の尖端が入
り込んでいる。カップ状部材12の底の内側には例えば
Pup、からなる核燃料粉末14が配置されており、こ
のためカップ状部材12は多孔性の支持体として作用す
る。
り込んでいる。カップ状部材12の底の内側には例えば
Pup、からなる核燃料粉末14が配置されており、こ
のためカップ状部材12は多孔性の支持体として作用す
る。
オートクレーブ】はその底の内部に濃硝酸15を満たさ
れており、その表面18はパケット10から離れて配置
されている、この硝酸15は攪拌機4により攪拌される
。硝酸15は有利(二はソツ化物を含ます、従って溶液
のその後の処理に際して処理装置が腐食C二よって侵さ
れることはなくまた化学的な後処理が妨げられることも
ない。
れており、その表面18はパケット10から離れて配置
されている、この硝酸15は攪拌機4により攪拌される
。硝酸15は有利(二はソツ化物を含ます、従って溶液
のその後の処理に際して処理装置が腐食C二よって侵さ
れることはなくまた化学的な後処理が妨げられることも
ない。
電熱フィル7でオートクレーブ1を加熱している間硝酸
15は絶えず蒸発し、蒸気状でスリット11及び】6を
介してパケット10の内部に達し、そこで硝酸は指状冷
却部材8の外面シー凝結する、、Pup、が溶は込んで
いない新しい硝酸凝結物からなるしずく17は指状冷却
部材8から、硝酸】5の表面18の上方で、従って溶液
状の硝酸15の外側でカップ状部材12の底部に存在す
るPup。
15は絶えず蒸発し、蒸気状でスリット11及び】6を
介してパケット10の内部に達し、そこで硝酸は指状冷
却部材8の外面シー凝結する、、Pup、が溶は込んで
いない新しい硝酸凝結物からなるしずく17は指状冷却
部材8から、硝酸】5の表面18の上方で、従って溶液
状の硝酸15の外側でカップ状部材12の底部に存在す
るPup。
粉末】4上(二落ちる。従ってpuo、粉末14は絶え
ずこの新しい硝酸凝結物によってその表面上を、また内
部を流過されるが、Pup、粉末]4が膨張することは
ない。その際硝酸凝結物はP u O,を溶解し、この
溶液はカップ状部材12の壁から漏れ出て、パケット】
0の底部に設けられたスリット16を介して再びオート
クレーブ1の底部に存在する硝酸】5に落下する。この
硝酸の循環を十分に長く保持することシ:より最終的に
はカップ状部材12の底部に存在するすべてのP u
O,粉末14が硝酸15中に溶解される。
ずこの新しい硝酸凝結物によってその表面上を、また内
部を流過されるが、Pup、粉末]4が膨張することは
ない。その際硝酸凝結物はP u O,を溶解し、この
溶液はカップ状部材12の壁から漏れ出て、パケット】
0の底部に設けられたスリット16を介して再びオート
クレーブ1の底部に存在する硝酸】5に落下する。この
硝酸の循環を十分に長く保持することシ:より最終的に
はカップ状部材12の底部に存在するすべてのP u
O,粉末14が硝酸15中に溶解される。
有利(二はオートクレーブ1を、新しい硝酸凝結物から
なるしずく]7が+50℃から250℃の範囲の温度を
有するように加熱する。またオートクレーブの内部には
相応する過圧が存在する。
なるしずく]7が+50℃から250℃の範囲の温度を
有するように加熱する。またオートクレーブの内部には
相応する過圧が存在する。
第2図に示したグラフには溶解時間(時間)の経過との
関連において溶解したPup、it(重量う)が図示さ
れている。
関連において溶解したPup、it(重量う)が図示さ
れている。
第2図における曲線Iは第1図に示した気密に密閉され
たオートクレーブ1を用いて本発明による方法を測定し
たものであり、この場合カップ状部材】2の底に配置さ
れた粉末状Pup、5gを硝酸凝結物からなるしす<1
7の温度220℃で20m1 の濃硝酸15に溶解させ
た。12時間後に丁べてのPup、は溶解し、溶液11
当り250qの最終濃度のプルトニウムが得られた。
たオートクレーブ1を用いて本発明による方法を測定し
たものであり、この場合カップ状部材】2の底に配置さ
れた粉末状Pup、5gを硝酸凝結物からなるしす<1
7の温度220℃で20m1 の濃硝酸15に溶解させ
た。12時間後に丁べてのPup、は溶解し、溶液11
当り250qの最終濃度のプルトニウムが得られた。
比較のため同じ粉末状Pup、の同量を同量の濃硝酸と
混合し、この懸濁液を気密(二密閉したオートクレーブ
で220℃(二加熱した。この溶解率は第2図の曲線n
で表わされ、これは12時間後に溶液]l当リすルトニ
クム130gの溶解濃縮物が得られるに丁ぎないことを
示し、その後史に長い溶解時間をかけてももはや上昇し
なかった。
混合し、この懸濁液を気密(二密閉したオートクレーブ
で220℃(二加熱した。この溶解率は第2図の曲線n
で表わされ、これは12時間後に溶液]l当リすルトニ
クム130gの溶解濃縮物が得られるに丁ぎないことを
示し、その後史に長い溶解時間をかけてももはや上昇し
なかった。
最後に更に第1図に示したオートクレーブ】中で、カッ
プ状部材】2の底部に存在する同量の同じ粉末状Pup
、及び同量の濃硝酸15を処理した。蓋2はオートクレ
ーブ1を気密ζ二密閉するが。
プ状部材】2の底部に存在する同量の同じ粉末状Pup
、及び同量の濃硝酸15を処理した。蓋2はオートクレ
ーブ1を気密ζ二密閉するが。
指状冷却部材8を通って第1図に破線で示した薄い圧力
補償溝20が外部C二進じていることから。
補償溝20が外部C二進じていることから。
オートクレーブ1円は常(二人気圧が支配している。従
ってオートクレーブ1の底部に存在する濃硝酸15は標
準圧で沸騰温度(約120℃)に加熱され得る(二すぎ
ず、Pup、粉末に滴下する新しい硝酸凝結物からなる
しずく17はそれに応じてこの沸騰温度より低い温度を
有していた。
ってオートクレーブ1の底部に存在する濃硝酸15は標
準圧で沸騰温度(約120℃)に加熱され得る(二すぎ
ず、Pup、粉末に滴下する新しい硝酸凝結物からなる
しずく17はそれに応じてこの沸騰温度より低い温度を
有していた。
第2図の曲線lはこの際に得られた溶解率を示すもので
ある。12時間後、溶液中のプルトニウム濃縮物は11
当り約15gのみであった。この溶液濃度はより長い溶
解時間を経ても晶めることはできなかった。
ある。12時間後、溶液中のプルトニウム濃縮物は11
当り約15gのみであった。この溶液濃度はより長い溶
解時間を経ても晶めることはできなかった。
本発明方法により得られた第2図の曲線1に相当する溶
解率は曲線I及びlによる溶解率の合計よりもはるかに
大きいことを示す。
解率は曲線I及びlによる溶解率の合計よりもはるかに
大きいことを示す。
第1図は本発明による方法を実施するためのオートクレ
ーブの略本断面図、第2図は溶解率をグラフで示した図
である。 ]・・・オートクレーブ、 2・・・蓋、 3・・
・ねじ、 4・・・攪拌機、 5・・・セラミック
製外套、6・・・電磁石、 7・・・電熱フィル、
8・・・指状冷却部材、 9・・・管、 10・・
・バケツ)、 31・・・スリット、 12・・・
カップ状部材、13・・・間隔保持材、 14・・・
核撚料粉末、 15・・・硝酸、 16・・・スリ
ット、 17・・・ しず<、】8・・・表面、
20・・・圧力補償溝。
ーブの略本断面図、第2図は溶解率をグラフで示した図
である。 ]・・・オートクレーブ、 2・・・蓋、 3・・
・ねじ、 4・・・攪拌機、 5・・・セラミック
製外套、6・・・電磁石、 7・・・電熱フィル、
8・・・指状冷却部材、 9・・・管、 10・・
・バケツ)、 31・・・スリット、 12・・・
カップ状部材、13・・・間隔保持材、 14・・・
核撚料粉末、 15・・・硝酸、 16・・・スリ
ット、 17・・・ しず<、】8・・・表面、
20・・・圧力補償溝。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1)気密に密閉された容器の内部で硝酸中に難溶性核燃
料の溶液を製出する方法において、硝酸(15)を容器
(1)中で蒸発及び凝結させ、核燃料(14)に溶液の
外で新しい硝酸凝結物(17)を流すことを特徴とする
難溶性核燃料の溶液を製出する方法。 2)核燃料(14)を膨張することなく貫流させること
を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方法。 3)新しい硝酸凝結物(17)の温度を150℃〜25
0℃の範囲の値に調節することを特徴とする特許請求の
範囲第1項記載の方法。 4)核燃料(14)が多孔質支持体(12)内にありか
つ蒸発した硝酸を凝結させる冷却体(8)の下方に存在
する、気密に密閉された容器(1)を使用することを特
徴とする特許請求の範囲第1項ないし第3項のいずれか
1項に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19863601826 DE3601826A1 (de) | 1986-01-22 | 1986-01-22 | Verfahren zum gewinnen einer loesung von schwer loeslichem kernbrennstoff, insbesondere von puo(pfeil abwaerts)2(pfeil abwaerts) oder (u/pu)o(pfeil abwaerts)2(pfeil abwaerts)-mischoxid |
DE3601826.0 | 1986-01-22 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62184395A true JPS62184395A (ja) | 1987-08-12 |
Family
ID=6292378
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62012150A Pending JPS62184395A (ja) | 1986-01-22 | 1987-01-20 | 難溶性核燃料の溶液を製出する方法 |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4839103A (ja) |
EP (1) | EP0234199B1 (ja) |
JP (1) | JPS62184395A (ja) |
BE (1) | BE1001424A4 (ja) |
DE (2) | DE3601826A1 (ja) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5135728A (en) * | 1992-01-03 | 1992-08-04 | Karraker David G | Method for dissolving delta-phase plutonium |
CN112844246B (zh) * | 2020-12-12 | 2022-06-28 | 中国原子能科学研究院 | 一种适合热室应用的公斤级氧化铀粉末溶解系统及方法 |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3034868A (en) * | 1961-02-14 | 1962-05-15 | Eugene E Erickson | Continuous treatment apparatus |
US3794470A (en) * | 1972-06-06 | 1974-02-26 | Atomic Energy Commission | Continuous plutonium dissolution apparatus |
IT1034322B (it) * | 1975-03-17 | 1979-09-10 | Agip Nucleare Spa | Separazione pirochimica del pluto nio da combustibili nucleari ir raggiati mediante termodecomposi zione in nitrati fusi |
US3976775A (en) * | 1975-05-06 | 1976-08-24 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Method for dissolving plutonium dioxide |
FR2352779A1 (fr) * | 1976-05-25 | 1977-12-23 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation de formiate de plutonium trivalent |
GB2004256B (en) * | 1977-09-16 | 1982-01-20 | Alkem Gmbh | Process for the production of uo2/puo2 nuclear fuels |
GB2050039B (en) * | 1979-04-30 | 1983-01-19 | Atomic Energy Authority Uk | Dissolving plutanium containing nuclear fuels |
DE2951510A1 (de) * | 1979-12-20 | 1981-07-02 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur aufloesung von schwerloeslichen kernbrennstoffen |
DE3038807A1 (de) * | 1980-10-14 | 1982-06-03 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zum aufloesen schwerloeslicher thorium- und/oder plutoiumoxide |
US4686019A (en) * | 1982-03-11 | 1987-08-11 | Exxon Research And Engineering Company | Dissolution of PuO2 or NpO2 using electrolytically regenerated reagents |
DE3224803A1 (de) * | 1982-07-02 | 1984-01-05 | Heckmann, Klaus, Prof. Dr., 8400 Regensburg | Verfahren zur selektiven trennung des plutoniums von uran und anderen metallen |
-
1986
- 1986-01-22 DE DE19863601826 patent/DE3601826A1/de not_active Withdrawn
-
1987
- 1987-01-09 EP EP87100198A patent/EP0234199B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1987-01-09 DE DE8787100198T patent/DE3762231D1/de not_active Expired - Fee Related
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- 1987-01-21 BE BE8700035A patent/BE1001424A4/fr active
- 1987-01-21 US US07/005,832 patent/US4839103A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BE1001424A4 (fr) | 1989-10-31 |
EP0234199A1 (de) | 1987-09-02 |
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DE3601826A1 (de) | 1987-07-23 |
DE3762231D1 (de) | 1990-05-17 |
US4839103A (en) | 1989-06-13 |
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