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机译:核燃料后处理的新型水处理方法的开发:从轻水堆燃料的硝酸溶液中回收U和Pu的热试验
Institute of Research and Innovation Nuclear Chemistry and Chemical Engineering Center, 1201 Takada Kashiwa 277-0861, Japan;
reprocessing; ion exchange; hot test;
机译:废核燃料后处理公司在废物蒸发过程中通过分馏从挥发性酸混合物中分离硝酸的方法
机译:硝酸废核燃料加工厂的材料开发
机译:近红外光谱同时快速测定废核燃料后处理样品中的Pu(Ⅳ)和硝酸
机译:9Cr-ODS钢在废核燃料后处理的硝酸溶液中的腐蚀性能
机译:基于用于再生核反应堆燃料后处理的Purex工艺的锆液-液萃取的运输动力学。
机译:鉴定化学指纹将未申报的2017Ru版本的106Ru与先进的核燃料后处理联系起来
机译:通过分光光度法通过分光光度法测定核燃料再处理流中的U(IV),U(VI),PU(III),PU(IV),PU(VI)和硝酸的自动系统。
机译:通过测量电导率,密度和温度,同时测定水溶液中的硝酸和铀浓度。综合燃料再加工计划。