JPH01272996A - 原子燃料再処理プラント - Google Patents
原子燃料再処理プラントInfo
- Publication number
- JPH01272996A JPH01272996A JP62165364A JP16536487A JPH01272996A JP H01272996 A JPH01272996 A JP H01272996A JP 62165364 A JP62165364 A JP 62165364A JP 16536487 A JP16536487 A JP 16536487A JP H01272996 A JPH01272996 A JP H01272996A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste liquid
- nuclear fuel
- nitric acid
- acid solution
- evaporator
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
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〕
本発明は原子炉での使用済原子燃料の再処理プラントに
係り、特に多様な腐食損傷による破損の恐れを極力低減
した再処理プラント用部材に関する。
係り、特に多様な腐食損傷による破損の恐れを極力低減
した再処理プラント用部材に関する。
使用済原子燃料から有効なウラン、プルトニウムを取出
す原子燃料再処理の主要な工程は、次の通りである。
す原子燃料再処理の主要な工程は、次の通りである。
使用済燃料の受入れ→せん断処理→溶解→分離・精製→
脱硝→ウラン・プルトニウム製品。
脱硝→ウラン・プルトニウム製品。
この中で、溶解工程以降は硝酸溶液を用いるため、酸化
性の強い硝酸溶液は種々の腐食生成物の他に、更に多量
の核分裂生成物を含を腐食性の強いものである。機器の
部材はこの腐食性の強い環境にさらされることになり減
肉や粒界腐食をイ１：じるため、１食性前りが大きな課
題となっている。
性の強い硝酸溶液は種々の腐食生成物の他に、更に多量
の核分裂生成物を含を腐食性の強いものである。機器の
部材はこの腐食性の強い環境にさらされることになり減
肉や粒界腐食をイ１：じるため、１食性前りが大きな課
題となっている。
酸回収蒸発缶は高濃度硝酸溶液に接し、高レベル廃液貯
蔵タンクにおいては核分裂生成物を多量に含む硝酸溶液
に接する。
蔵タンクにおいては核分裂生成物を多量に含む硝酸溶液
に接する。
上記環境に使用されるこれらの容器、配管用材料として
は、極低炭素−２５Ｃｒ−２ＯＮｊ −０，２Ｎｂステ
ンレス鋼や５ＵＳ３０４ＵＬＣなどがある。
は、極低炭素−２５Ｃｒ−２ＯＮｊ −０，２Ｎｂステ
ンレス鋼や５ＵＳ３０４ＵＬＣなどがある。
更に特開昭５９−２２２５５９号公報には、酸化性金属
イオンが共存する硝酸中でオーステティ１〜系ステンレ
ス鋼の耐食性を向」ニさせるためにＰの含有量を０．０
０５％以下に制限されることが有効である旨、或いは特
開昭５４−１２４８２０．特開昭’、）５〜９１９６０
号公報には高８１含有のオーステティ１−ステンレス鋼
が酸化性の強い硝酸溶液中で耐食性か良好であることが
開示されている。
イオンが共存する硝酸中でオーステティ１〜系ステンレ
ス鋼の耐食性を向」ニさせるためにＰの含有量を０．０
０５％以下に制限されることが有効である旨、或いは特
開昭５４−１２４８２０．特開昭’、）５〜９１９６０
号公報には高８１含有のオーステティ１−ステンレス鋼
が酸化性の強い硝酸溶液中で耐食性か良好であることが
開示されている。
酸化性の強い重金属イオンを含む硝酸溶油中ではステン
レス鋼の腐食電位が過不働態域まで十Ｍ。
レス鋼の腐食電位が過不働態域まで十Ｍ。
するため、材料の鋭敏化には起因しない粒界腐食を生す
ることか知られている。この腐食に対しては、ステンレ
ス鋼中の不純物元素であるｒ）、ｓが重要な役割りを果
たし、Ｐの含有量か０．０１％以上のステンレス鋼は上
記の粒界腐食を生ずるが、これ以下の含有量であれば耐
粒界腐食性が良いとされ、更に、Ｐ含有量を０．００５
％以下とすることにより耐食性が向上するものである。
ることか知られている。この腐食に対しては、ステンレ
ス鋼中の不純物元素であるｒ）、ｓが重要な役割りを果
たし、Ｐの含有量か０．０１％以上のステンレス鋼は上
記の粒界腐食を生ずるが、これ以下の含有量であれば耐
粒界腐食性が良いとされ、更に、Ｐ含有量を０．００５
％以下とすることにより耐食性が向上するものである。
しかしなから、再処理プラントの実機環境に対し加速し
た腐食条件においては、Ｐ及びＳ含有量のみを低減した
だけてはオーステナイｈステンレス鋼の耐食性は十分に
改善されないことが新たに知られた。
た腐食条件においては、Ｐ及びＳ含有量のみを低減した
だけてはオーステナイｈステンレス鋼の耐食性は十分に
改善されないことが新たに知られた。
本発明の目的は、原子燃料再処理プラントにおいて必然
的に生しる硝酸腐食に関して、腐食損傷のリスクを極力
低減させた該プラントを提供することにある。
的に生しる硝酸腐食に関して、腐食損傷のリスクを極力
低減させた該プラントを提供することにある。
上記目的は、不純物元素であるＰを重量て０．０２％以
下に押えると同時に、Ｓｌも重量で０．０３％以下に低
減することにより達成される。
下に押えると同時に、Ｓｌも重量で０．０３％以下に低
減することにより達成される。
本発明者らは、非鋭敏化オーステナイトステンレス鋼の
硝酸中の過不働態腐食形態を検討し、粒界腐食の程度は
、Ｐと８１含有量の両者に大きく依存することを新たに
知った。即ち、粒界腐食はＰが結晶粒界に偏析すること
が主要因と考えられているが、このＰの効果はＳｊが共
存するときは著しく変化することが知られた。つまり、
Ｐ含有量を低下して耐食性を向上させるときは、同時に
Ｐの作用に影響を及ぼすＳｊの含有量をある規定量以下
に限定する必要があることが知られた。
硝酸中の過不働態腐食形態を検討し、粒界腐食の程度は
、Ｐと８１含有量の両者に大きく依存することを新たに
知った。即ち、粒界腐食はＰが結晶粒界に偏析すること
が主要因と考えられているが、このＰの効果はＳｊが共
存するときは著しく変化することが知られた。つまり、
Ｐ含有量を低下して耐食性を向上させるときは、同時に
Ｐの作用に影響を及ぼすＳｊの含有量をある規定量以下
に限定する必要があることが知られた。
Ｃｒは全面腐食を防止するにで最も有効な元素であり、
約１５％以上で耐食性を高める。しかしＣｒが多量にな
り過ぎるとオーステナイト相が不安定となりフエライｉ
〜を生し、前記過不働態腐食の点で有害となるため、そ
の」二限は約３０％とする。特に、１７〜２２％が好ま
しい。
約１５％以上で耐食性を高める。しかしＣｒが多量にな
り過ぎるとオーステナイト相が不安定となりフエライｉ
〜を生し、前記過不働態腐食の点で有害となるため、そ
の」二限は約３０％とする。特に、１７〜２２％が好ま
しい。
ＮｊはＣｒを高めた場合、オーステナイＩ・相の不安定
化をバランスするため、少なくとも８％以上必要で、そ
の上限は２０％とする。特に、９〜１３％が好ましい。
化をバランスするため、少なくとも８％以上必要で、そ
の上限は２０％とする。特に、９〜１３％が好ましい。
Ｃは熱処理時の冷却過程でＭＣ（Ｍ：金属元素）型の炭
化物となって粒界に析出するか、前記過不働態粒界腐食
の原因であるＰ、Ｓｊ等の微量不純物元素を捕獲する点
で有益でもあるので、０．０３％程度は上限として許容
すべきである。特に、０．００４〜０．０１５％が好ま
しい。
化物となって粒界に析出するか、前記過不働態粒界腐食
の原因であるＰ、Ｓｊ等の微量不純物元素を捕獲する点
で有益でもあるので、０．０３％程度は上限として許容
すべきである。特に、０．００４〜０．０１５％が好ま
しい。
以上の元素以外については、脱硫黄並びに脱酸剤として
も必要な１〜２％のＭｎ、Ｓは耐食性の点から低い方が
好ましく、工業的に０．０２％以下と規制する。
も必要な１〜２％のＭｎ、Ｓは耐食性の点から低い方が
好ましく、工業的に０．０２％以下と規制する。
Ｓｉは沸騰硝酸溶液による耐食性を低めるので、前述の
如＜０．０３％以下とすべきである。Ｓｉは脱酸剤とし
て添加されるが、添加されない場合でも約０．０１％含
有される。これ以下のＳｌ量にすることは困難となるば
かりで、耐硝酸性はそれ以上の向−には少ない。Ｓｉを
添加することは耐硝酸性を低めるので、その添加を少な
くするが、Ｓ１脱酸の代りにＡｆｉによる脱酸によって
行われる。ＡＱによる脱酸は鋼中に実質的に残らないよ
うに行われる。特に、Ｓｉ量は０．０１〜０．０２％が
りＩましい。Ａｌノｔ６．０２Ｘ〉ソ７”、４４１ａ、
？ＰはＳｉと同様に耐硝酸性を低めるので、０．０２％
以下にすべきである。
如＜０．０３％以下とすべきである。Ｓｉは脱酸剤とし
て添加されるが、添加されない場合でも約０．０１％含
有される。これ以下のＳｌ量にすることは困難となるば
かりで、耐硝酸性はそれ以上の向−には少ない。Ｓｉを
添加することは耐硝酸性を低めるので、その添加を少な
くするが、Ｓ１脱酸の代りにＡｆｉによる脱酸によって
行われる。ＡＱによる脱酸は鋼中に実質的に残らないよ
うに行われる。特に、Ｓｉ量は０．０１〜０．０２％が
りＩましい。Ａｌノｔ６．０２Ｘ〉ソ７”、４４１ａ、
？ＰはＳｉと同様に耐硝酸性を低めるので、０．０２％
以下にすべきである。
溶体化処理温度は鋭敏化を避けるため９００℃以上が好
ましい。この温度が高すぎると不純物元素の非平衡偏析
により過不働態腐食性が低下するので、」二限は１１０
０℃が好ましい。
ましい。この温度が高すぎると不純物元素の非平衡偏析
により過不働態腐食性が低下するので、」二限は１１０
０℃が好ましい。
［実施例１］
第１表は試験に用いた試料の化学組成（重景％）を示す
。素材は鍛造後、１０５０°Ｃ，３０ｍ１．ｎ、水冷の
溶体化処理を施し、１０×３０Ｘ ３ｎｕ ｔに切削加
工し、研摩して試験に供した。
。素材は鍛造後、１０５０°Ｃ，３０ｍ１．ｎ、水冷の
溶体化処理を施し、１０×３０Ｘ ３ｎｕ ｔに切削加
工し、研摩して試験に供した。
腐食試験は９規定硝酸に、腐食加速剤としてルテニウム
（Ｒｕ （ＮＯ３）３）を１． ＯＯｐｐｍ添加した溶
液中で実施した。］、 Ｏ０℃の沸騰溶液中に試験片を
５回浸漬し、中央断面での粒界侵食深さを測定し、これ
を腐食性の指標とした。
（Ｒｕ （ＮＯ３）３）を１． ＯＯｐｐｍ添加した溶
液中で実施した。］、 Ｏ０℃の沸騰溶液中に試験片を
５回浸漬し、中央断面での粒界侵食深さを測定し、これ
を腐食性の指標とした。
た。
第１図は試験後の粒界侵食深さ測定結果を示す線図であ
る。試料り、Ｅ、Ｆの粒界侵食深さはいずれの場合も０
．１ｍｍ以上の大きな値を示す。試料Ｂ、Ｃは試料り、
Ｅ、Ｆに比べて、その値はやや小さいが０．０５〜０．
１ ｎｉｎの値となっているのに対して、本発明の試料
Ａでは全く粒界侵食は認められない。
る。試料り、Ｅ、Ｆの粒界侵食深さはいずれの場合も０
．１ｍｍ以上の大きな値を示す。試料Ｂ、Ｃは試料り、
Ｅ、Ｆに比べて、その値はやや小さいが０．０５〜０．
１ ｎｉｎの値となっているのに対して、本発明の試料
Ａでは全く粒界侵食は認められない。
腐食試験後の表面状態を観察した結果法の通りであった
。試料り、Ｅ、Ｆは結晶粒の脱落を伴なった激しい粒界
腐食が生じている。試料Ｂ、Ｃは試料り、Ｅ、Ｆに比べ
て腐食の程度は軽いが、同様な粒界腐食が生じているの
に対して、本発明の試料Ａは粒界腐食が生しておらず良
好な耐食性を示している。耐食性が乏しかった試料Ｂ、
Ｃ，Ｄ。
。試料り、Ｅ、Ｆは結晶粒の脱落を伴なった激しい粒界
腐食が生じている。試料Ｂ、Ｃは試料り、Ｅ、Ｆに比べ
て腐食の程度は軽いが、同様な粒界腐食が生じているの
に対して、本発明の試料Ａは粒界腐食が生しておらず良
好な耐食性を示している。耐食性が乏しかった試料Ｂ、
Ｃ，Ｄ。
Ｅ、Ｆのうち、試料Ｅ、Ｉｉ″は■〕含有量をそれぞ」
し０．００８％とＯ，Ｏｌ、５％に押えた低Ｙ）月であ
るが、試料Ｂ、Ｃより高い粒界腐食感受性を示しており
、低１）化のみて耐食性は改善されない。一方、試料Ｂ
、ＣはＳｉを０．０４〜０．０５％にやや低めた試料で
あるが、低Ｓｊ化のみでも同様に耐食性は改善されない
。試料ＡはＰを０．０２％以下に押えると同時にＳｉも
０．０３％以下に低減した本発明材てあり、全く粒界腐
食感受性は示されなかった。高耐食性の範囲はＰが０．
０２％以下、Ｓｉか０．０３％以下の斜線内が好適であ
る。。
し０．００８％とＯ，Ｏｌ、５％に押えた低Ｙ）月であ
るが、試料Ｂ、Ｃより高い粒界腐食感受性を示しており
、低１）化のみて耐食性は改善されない。一方、試料Ｂ
、ＣはＳｉを０．０４〜０．０５％にやや低めた試料で
あるが、低Ｓｊ化のみでも同様に耐食性は改善されない
。試料ＡはＰを０．０２％以下に押えると同時にＳｉも
０．０３％以下に低減した本発明材てあり、全く粒界腐
食感受性は示されなかった。高耐食性の範囲はＰが０．
０２％以下、Ｓｉか０．０３％以下の斜線内が好適であ
る。。
以−Ｌのとおり、本発明により核分裂生成物のような酸
化性の強い重金属元素を含む環境においても、腐食損傷
を防止できる原子燃料再処理プラント部材を得ることが
できる。
化性の強い重金属元素を含む環境においても、腐食損傷
を防止できる原子燃料再処理プラント部材を得ることが
できる。
〔実施例２〕
第２図は本発明に係る原子燃料再処理プラントのシステ
ム図である。使用済原子燃料は図に示す工程を経て処理
される。
ム図である。使用済原子燃料は図に示す工程を経て処理
される。
使用済原子燃料は貯蔵池に入れられ、相当の期間貯蔵さ
れ、燃料中の放射能が減衰してから処理される。放射能
の減衰した使用済燃料としてステンレス鋼やジルカロイ
被覆管軽水炉用燃料の場合は、小片に切断し、溶解槽１
て酸化物燃料だけ溶解し、被覆管と固体廃棄物として除
去する。溶解は沸騰硝酸中で行われる。燃料溶解液は共
除染・分配工程に送られ、ウラン、プル１−ニウムが溶
解液より分離される。この分離は有機溶媒にて抽出され
、ウラン、プルトニウムは有機相に移行し、核分裂生成
物は水相に残留する。この水和は高放射性廃液処理工程
へ送られる。
れ、燃料中の放射能が減衰してから処理される。放射能
の減衰した使用済燃料としてステンレス鋼やジルカロイ
被覆管軽水炉用燃料の場合は、小片に切断し、溶解槽１
て酸化物燃料だけ溶解し、被覆管と固体廃棄物として除
去する。溶解は沸騰硝酸中で行われる。燃料溶解液は共
除染・分配工程に送られ、ウラン、プル１−ニウムが溶
解液より分離される。この分離は有機溶媒にて抽出され
、ウラン、プルトニウムは有機相に移行し、核分裂生成
物は水相に残留する。この水和は高放射性廃液処理工程
へ送られる。
ウラン、プル１−ニウムを分離した後の高放射能廃液は
濃縮するための廃液蒸発缶２に送られろ。
濃縮するための廃液蒸発缶２に送られろ。
この蒸発缶から分離された硝酸溶液からさらに廃液を除
去するとともに硝酸を回収する酸回収蒸発缶３に送られ
る。この硝酸溶液から再使用する硝酸として精製する酸
回収精留塔４に送られ、回収された硝酸は再使用される
。前述の硝酸溶液を回収した残渣は高レベル又は低レベ
ルの放射性廃液を計蔵する廃液貯槽５に貯蔵される。
去するとともに硝酸を回収する酸回収蒸発缶３に送られ
る。この硝酸溶液から再使用する硝酸として精製する酸
回収精留塔４に送られ、回収された硝酸は再使用される
。前述の硝酸溶液を回収した残渣は高レベル又は低レベ
ルの放射性廃液を計蔵する廃液貯槽５に貯蔵される。
以上の燃料溶解槽１．廃液蒸発缶２．酸回収蒸発缶３．
酸回収精留塔４及び廃液＋１’Ｊ’槽５の各装置は核分
裂生成物の酸化性金属イオンを含み、腐食が著しく促進
されるので、それらの容器、配管等に実施例１−に示し
た本発明合金が使用される。
酸回収精留塔４及び廃液＋１’Ｊ’槽５の各装置は核分
裂生成物の酸化性金属イオンを含み、腐食が著しく促進
されるので、それらの容器、配管等に実施例１−に示し
た本発明合金が使用される。
第３図は廃液貯槽５の具体例を示す断面図であす、その
容器６と冷却管７が設けられ、これらの容器６．冷却管
７に本発明材が用いられ、いずれも溶接によって接合さ
れる。溶接は多層盛アーク溶接され、溶接材には本発明
のＳｉ及びＰ含有量の共金が用いられる。
容器６と冷却管７が設けられ、これらの容器６．冷却管
７に本発明材が用いられ、いずれも溶接によって接合さ
れる。溶接は多層盛アーク溶接され、溶接材には本発明
のＳｉ及びＰ含有量の共金が用いられる。
第４図は酸回収蒸発缶３と気水分離器８の構成図であり
、酸回収蒸発缶３には伝熱管９が設けられている。酸回
収蒸発缶３及び伝熱管９に本発明の鋼が用いられ、前述
と同様に溶接によって接合される。
、酸回収蒸発缶３には伝熱管９が設けられている。酸回
収蒸発缶３及び伝熱管９に本発明の鋼が用いられ、前述
と同様に溶接によって接合される。
これらの容器は板材を曲げ加工によって所定の形状にさ
れ、溶接によって組立てられる。
れ、溶接によって組立てられる。
以上の本実施例に示すように沸騰硝酸による耐食性が優
れているので、装置の信頼性が向上することが明らかで
ある。
れているので、装置の信頼性が向上することが明らかで
ある。
硝酸溶液中における部材の耐食性の向上が図れるので、
信頼性が高くかつ使用寿命の長い再処理プリントが１１
）られる。
信頼性が高くかつ使用寿命の長い再処理プリントが１１
）られる。
第１図は粒界腐食に及ぼすＳｌ量とＩ〕量との関係を示
す線図、第２図は本発明に係る原子燃料再処理プラント
のシステム図、第３図は廃液貯槽の断面図、第４図は酸
回収蒸発缶及び気水分離器の構成図である。 １ 溶解槽、２・廃液蒸発缶、３・酸回収蒸発缶、４
・酸回収精留塔、５・廃液貯槽。
す線図、第２図は本発明に係る原子燃料再処理プラント
のシステム図、第３図は廃液貯槽の断面図、第４図は酸
回収蒸発缶及び気水分離器の構成図である。 １ 溶解槽、２・廃液蒸発缶、３・酸回収蒸発缶、４
・酸回収精留塔、５・廃液貯槽。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、硝酸溶液により使用済原子燃料を溶解し、化学的分
離工程により原子燃料として有効なウラン、プルトニウ
ムを抽出する系統、溶解に用いた硝酸溶液を回収、浄化
して再使用するための系統、並びに各工程により生じた
放射性廃液を濃縮、貯蔵する系統を有する原子燃料再処
理プラントにおいて、前記硝酸溶液に接する部材を重量
で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ０．０３％以下、Ｐ０．０
３％以下、Ｍｎ０．５〜２％、Ｃｒ１５〜３０％、Ｎｉ
８〜２０％、及び残部が実質的にＦｅよりなり、全オー
ステナイト相を有するオーステナイト鋼により構成した
ことを特徴とする原子燃料再処理プラント。 ２、前記オーステナイト鋼は、重量でＣ０．００５〜０
．０１５％、Ｓｉ０．０１〜０．０２％、Ｐ０．０２％
以下、Ｍｎ１〜２％、Ｃｒ１７〜２２％、Ｎｉ９〜１３
％及び残部が実質的にＦｅからなる特許請求の範囲第１
項に記載の原子燃料再処理プラント。 ３、使用済原子燃料を硝酸溶液にて溶解する燃料溶解槽
、前記原子燃料を溶解した硝酸溶液よりウラン及びプル
トニウムを分離した後の廃液を濃縮する廃液蒸発缶、前
記廃液蒸発缶から分離された硝酸溶液からさらに廃液を
除去する酸回収蒸発缶、該硝酸溶液から本プロセスにて
再使用する硝酸として精製する酸回収精留塔及び高レベ
ルあるいは低レベルの放射性廃液を貯蔵する廃液貯槽と
を備えた原子燃料再処理プラントにおいて、前記溶解槽
、廃液蒸発缶、酸回収蒸発缶、酸回収精留塔及び廃液貯
槽の少なくとも１つが前記オーステナイト鋼からなる特
許請求の範囲第１項又は第２項に記載の原子燃料再処理
プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62165364A JPH01272996A (ja) | 1987-07-03 | 1987-07-03 | 原子燃料再処理プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62165364A JPH01272996A (ja) | 1987-07-03 | 1987-07-03 | 原子燃料再処理プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01272996A true JPH01272996A (ja) | 1989-10-31 |
Family
ID=15810963
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62165364A Pending JPH01272996A (ja) | 1987-07-03 | 1987-07-03 | 原子燃料再処理プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01272996A (ja) |
-
1987
- 1987-07-03 JP JP62165364A patent/JPH01272996A/ja active Pending
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