[go: up one dir, main page]

WO2008150188A1 - Method for processing spent nuclear fuel - Google Patents

Method for processing spent nuclear fuel Download PDF

Info

Publication number
WO2008150188A1
WO2008150188A1 PCT/RU2007/000400 RU2007000400W WO2008150188A1 WO 2008150188 A1 WO2008150188 A1 WO 2008150188A1 RU 2007000400 W RU2007000400 W RU 2007000400W WO 2008150188 A1 WO2008150188 A1 WO 2008150188A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
nuclear fuel
processing method
processing
carried out
spent
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.)
Ceased
Application number
PCT/RU2007/000400
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Nikolay Victorovich Stepanov
Petr Anatolievich Aleksandrov
Evgeniy Victorovich Burlakov
Aleksandra Vladimirovna Bocharova
Mikhail Andreevich Pavlov
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Individual
Original Assignee
Individual
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Individual filed Critical Individual
Publication of WO2008150188A1 publication Critical patent/WO2008150188A1/ru
Anticipated expiration legal-status Critical
Ceased legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48—Non-aqueous processes
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a technology for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel of nuclear reactors - uranium dioxide by metallurgical method for the purpose of its further safe storage,.
  • the activity of spent nuclear fuel during long-term storage is determined mainly by the content of long-lived isotopes of xenon, strontium, etc.
  • This method does not allow complete removal of cesium during reprocessing of spent nuclear fuel, which leads to high radioactivity of the fuel to be stored.
  • the closest in technical essence to the proposed solution is a method for the reduction of metal oxides present in spent nuclear fuel (SNF), including loading into the crucible oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the mixture and reducing to metallic yp.
  • SNF spent nuclear fuel
  • RF application • N22004127170, G21 C 19/44, 2004 In the known method, electrolytic separation of spent nuclear fuel is used.
  • the problem solved by the invention is the creation of a method for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, devoid of the above disadvantages, namely, a metallurgical processing method that reduces the activity of the reprocessed fuel, accelerates the recovery of spent nuclear fuel, and therefore significantly reduces the cost and makes it environmentally safe. storage and transportation.
  • the technical result in the present invention is achieved by the creation of a method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, including loading the oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the resulting charge and reducing to metal nuclear fuel, characterized in that the slag-diluent is added to the charge, then it is crushed and the resulting homogeneous charge is melted by high-frequency heating in an inert gas medium, and an exothermic reaction with at least one reducing material is used for the reduction process , then carry out the removal of slag saturating it with the most active products.
  • the proposed method will allow to separate the active material
  • the proposed method allows you to concentrate energy on heating oxide SNF (which determines the energy intensity of the process, since high-frequency heating reduces the energy intensity of deoxidation, since the process itself proceeds with the release of heat).
  • the invention is also characterized by the fact that the remaining melt of the uranium-based alloy is subjected to secondary isothermal segregation in a crucible settler, quenched, and then the obtained ingot is divided into at least three parts containing uranium, transuranic and light elements. This allows you to: get metallic uranium with a low content of impurities with a high capture cross section of thermal neutrons;
  • Freezing the melt allows you to collect slag, which includes all the elements that need to be removed, in the upper part of the melt, and then remove them.
  • the use of calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them as a reducing agent is necessary for the deoxidation of spent nuclear fuel.
  • cryolite CaAlFb a diluent of cryolite CaAlFb, because It has a low melting point, and high wetting ability of oxide SNF.
  • the melting of a homogeneous charge which is carried out by high-frequency heating in an argon atmosphere at a frequency of 45-450 kHz and subsequent exothermic reaction at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, is necessary for the formation of calcium oxide on the surface of SNF, which is extremely refractory and its can be separated.
  • Spent nuclear fuel (SNF) fuel pellets are crushed by co-grinding (wet grinding) with metal or a reducing material and a slag-thinner in the ratio:
  • the resulting mixture is dried in an inert gas atmosphere at a temperature of 60-90 0 C for 15-30 minutes.
  • the dried mass of the mixture is fed into the crucible and deoxidized by high-frequency heating in an atmosphere of inert gas, for example, argon at a frequency of 45-450 kHz until a molten metal and slag are formed. After the subsequent exothermic reaction of the melt at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, slag saturated with active gases and elements with a low melting point is removed.
  • inert gas for example, argon
  • a metal reducing agent for example, calcium metal takes away oxygen from uranium dioxide UOg and decomposition products, except platinum, and a slag-diluent, for example, CaAlFb cryolite, sharply reduces the melting point of the newly formed oxides of the metal reducing agent CaO and floats the reactive charge.
  • a slag-diluent for example, CaAlFb cryolite
  • the resulting slag is removed together with the most active decay products that have saturated it and placed in a container for burial or storage.
  • the melt remaining in the crucible is poured into an isothermal settling crucible and kept therein at a temperature of 1,150–1300 ° C for 24–120 minutes with a temperature change along the length of the crucible of 0.1–0.2 ° C and fluctuation of the magnetic field voltage of 7– 1 OTe.
  • the ingot After cooling the ingot in a settling crucible, it is exposed to X-ray diffraction to reveal the delamination boundaries and is divided into three parts, uranium, transuranic and light elements.
  • the subsequent process of refining or extraction of individual elements can be carried out by traditional methods for weakly active materials.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Description

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА. Область техники
Предлагаемое изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения, .
Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов ксенона, стронция и т.д.
Предшествующий уровень техники.
Известен способ переработки отработанного ядерного топлива, заключающийся в однократном окислении UОг на воздухе при температуре ~400°C в UзОs и восстановлении ее в среде водорода до UОг при температуре ~600°C до металлического урана (L.F.Grапthаm, R.G.Clark, R.С.Ноуt, J.R.Мillеr, AIROX Drу Руrосhеmiсаl Рrосеssiпg Меthоd, 1980, Аmеriсап Сhеmiсаl Sосiеtу, 0-8412-0527-2/80/47-117- 219$05.00/0),
Этот способ не позволяет полностью удалить цезий при переработке ОЯТ, что приводит к высокой радиоактивности топлива, подлежащего хранению.
Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому решению является способ восстановления оксидов металла, присутствующих в отработанном ядерном топливе (ОЯТ), включающий загрузку в тигель оксида отработанного ядерного топлива и материала- восстановителя, расплавление полученной смеси и восстановление до металлического ypaнa.( опуб заявка РФ •N22004127170, G21 С 19/44 ,2004г.) В известном способе используют электролитическое разделение ОЯТ.
Недостатками известного изобретения являются :
- нет возможности получать более чистый металлический уран свободный от активных примесей.
- нельзя значительно снизить активность переработанного топлива, что не позволит существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку.
-процесс переработки (восстановления) отработанного ядерного топлива путем электролитического разделения на элементы подразумевает необходимость изменять катодный ток под каждый извлекаемый элемент, что снижает производительность процесса.
Для получения электролита, не перенасыщенного ОЯТ, необходима высокая концентрация растворителя, который тоже надо утилизировать, что в свою очередь также затрудняет и удорожает процесс восстановления.
Раскрытие сущности предлагаемого изобретения. Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является создание способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, лишенного выше указанных недостатков, а именно, металлургического способа переработки, позволяющего снижать активность переработанного топлива, ускорять процесс восстановления ОЯТ, а значит существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку. Технический результат в предлагаемом изобретение достигают созданием способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий загрузку оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной шихты и восстановление до металлического ядерного топлива, отличающийся тем, что в шихту добавляют шлак-разжижитель, затем ее размельчают и расплавление полученной гомогенной шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, а для процесс восстановления используют экзотермическую реакцию, по-крайней мере, с одним материалом-восстановителем, затем проводят удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами.
Предлагаемый способ позволят отделять активный материал
ОЯТ и резко сократить его (до Зoбъeм.%), нуждающегося в захоронение.
Предлагаемый способ позволяет сконцентрировать энергию на нагреве оксидного ОЯТ (что определяет энергоемкость процесса, поскольку высокочастотный нагрев снижает энергоемкость раскисления, т.к. сам процесс идет с выделением тепла). Изобретение характеризуется также тем ,чтo оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации, резкому охлаждению, а затем полученный слиток разделяют ,пo крайней мере, на три части , содержащие уран, трансурановые и легкие элементы. Это позволяет: получить металлический уран с низким содержанием примесей с высоким сечением захвата тепловых нейтронов;
-отделить тяжелые трансурановые элементы для их дальнейшего использования. -отделить легкие элементы, среди которых находятся палладий, молибден и т.д.)
Намораживание расплава позволяет собрать шлак, в состав которого входят все нуждающиеся в удаление элементы, в верхней части расплава, а затем их удалить. Использование в качестве материала-восстановителя или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе необходимо для раскисления ОЯТ.
В предлагаемом изобретение используют в качестве шлака - разжижителя криолита СаАlFб, т.к. он обладает низкой температурой плавления, и высокой смачивающей способностью оксидного ОЯТ.
Расплавление гомогенной шихты, которое ведут путем высокочастотного нагрева в атмосфере аргона при частоте 45-450 кГц и последующая экзотермическая реакция при температуре 1450- 15000C в течение 15-60 минут, необходимо для образования на поверхности ОЯТ оксида кальция, являющегося чрезвычайно тугоплавким и его можно отделить.
Изотермическая ликвация с изменением температуры по длине тегля-отстойника 0,1-0,2 0C и колебанием напряжения магнитного поля 7-10TЭ позволяет проводить ее без взаимного растворения компонентов друг в друге, что в дальнейшем позволяет разделение слитка на несколько самостоятельных частей
При проведении патентных исследований не обнаружены решения идентичные заявленному металлургическому способу переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, а, следовательно, предложенное решение, соответствует критерию « нoвизнa».
Считаем, что сущность изобретения не следует явным образом из известных решений, а, следовательно, предлагаемое изобретение соответствует критерию ((изобретательский уровень)).
Считаем, что сведений, изложенных в материалах заявки достаточно для практического осуществления изобретения.
Лучший пример выполнения способа переработки отработанного ядерного топлива Рассмотрим пример выполнения предлагаемого способа.
Топливные таблетки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) измельчают совместным помолом (мокрым помолом) с металлом или материалом-восстановителем и шлаком- разжижителем в соотношении:
70 вec% ОЯТ
ЗОвес % металл-восстановитель Ювес % шлак-разжижитель в течение 50- 60 минут в шаровых мельницах с добавлением ацетона или четыреххлористого углерода до дисперсности менее lмм. Мокрый помол позволяет получать гомогенную шихту с большей активной поверхностью.
Затем проводят высушивание полученной шихты в атмосфере инертного газа при температуре 60-90 0C в течение 15-30минyт.
Высушенную массу шихты подают в тигель и раскисляют ее высокочастотным нагревом в атмосфере инертного газа ,нaпpимep, аргона при частоте 45-450 кГц до образования расплава металла и шлака. После последующей экзотермической реакции расплава при температуре 1450-15000C в течение 15-60 минут, шлак, насыщенный активными газами и элементами с низкой температурой плавления удаляют.
В результате нагрева металл-восстановитель, например, металлический кальций отбирает кислород у диоксида урана UОг и продуктов распада, кроме платинидов, а шлак -разжижитель, например, криолит СаАlFб резко снижает температуру плавления вновь образованных оксидов металла-восстановителя CaO и всплывая накрывает реагирующую шихты. При нагреве и появлении расплава на основе урана из него начинают вскипать легко летучие элементы (ксенон, цезий, стронций иод и др.), которые насыщают поверхностный слой шлака.
После прекращения кипения расплава металла образуется граница шлак-металл.
Образовавшийся шлак удаляют вместе насытившими его наиболее активными продуктами распада и помещают в контейнер для захоронения или хранения.
Оставшийся в тигле расплав сливают в изотермический тигель- отстойник и выдерживают в нем при температуре 1 150-13000C в течение 24-120 минут с изменением температуры по длине тигля 0,1- 0,2 0C и колебанием напряжения магнитного поля 7-1 ОТэ.
В результате ликвации в расплаве происходит расслоение по атомным весам и температурам плавления на элементы с атомным весом меньшим, чем у урана (молибден, техций, палладий и т.д.) и с большим атомным весом (трансурановые элементы).
После охлаждения слитка в тигле-отстойнике его подвергают просвечиванию с помощью рентгена для выявления границ расслоения и расчленяют по ним на три части, уран, трансурановые и легкие элементы.
Последующий процесс рафинирования или экстракции отдельных элементов может быть проведен традиционными методами для слабоактивных материалов .
Промышленная применимость. В результате проведенных экспериментов установлено, что предлагаемый способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива с заданными свойствами может быть получен только при указанном содержание компонентов и приведенных режимах. В случае, если параметры хотя одного из режимов способа указанных в примере выполнения предлагаемого изобретения выходят за указанные пределы, то технический результат в изобретении не будет достигнут.
Это позволяет сделать вывод о том, что указанные параметры режимов способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива относятся к существенным признакам данного изобретения.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ.
1. Способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий загрузку оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной шихты и восстановление до металлического ядерного топлива, отличающийся тем, что в шихту добавляют шлак- разжижитель, затем ее размельчают и расплавление полученной гомогенной шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, а для процесс восстановления используют экзотермическую реакцию, по-крайней мере, с одним материалом- восстановителем, затем проводят удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами.
2. Способ переработки по.l, отличающийся тем ,чтo оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации, резкому охлаждению, а затем и полученный слиток разделяют, по крайней мере, на три части, содержащие уран, трансурановые и легкие элементы.
3. Способ переработки по.l, отличающийся тем ,чтo удаление шлака производят путем его намораживания.
4. Способ переработки по. l, отличающийся тем ,чтo в качестве материала -восстановителя используют или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе
5. Способ переработки по.l, отличающийся тем ,чтo в качестве шлака - разжижителя используют криолит СаАlFб
6. Способ переработки по.l, отличающийся тем ,чтo высокочастотный нагрев ведут при частоте 45-450 кГц.
7. Способ переработки по.l, отличающийся тем ,чтo экзотермическую реакцию проводят при температуре 1450-15000C в течение 15-60 минут.
8. Способ переработки по.l, отличающийся тем, что изотермическую ликвацию проводят с изменением температуры по длине тигля-отстойника 0,1-0,20C и колебанием напряжения магнитного поля 7-10TЭ
PCT/RU2007/000400 2007-06-05 2007-07-20 Method for processing spent nuclear fuel Ceased WO2008150188A1 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007120888 2007-06-05
RU2007120888A RU2340021C1 (ru) 2007-06-05 2007-06-05 Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2008150188A1 true WO2008150188A1 (en) 2008-12-11

Family

ID=40093895

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2007/000400 Ceased WO2008150188A1 (en) 2007-06-05 2007-07-20 Method for processing spent nuclear fuel

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2340021C1 (ru)
WO (1) WO2008150188A1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2383070C1 (ru) * 2009-01-30 2010-02-27 Евгений Викторович Бурлаков Способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива
RU2711214C1 (ru) * 2019-07-12 2020-01-15 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ переработки отработавшего топлива тепловыделяющих сборок ядерного реактора

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB981044A (en) * 1961-06-22 1965-01-20 Euratom Method of treating partly used nuclear fuels
GB1194624A (en) * 1967-05-19 1970-06-10 Euratom Oven for Processing Irradiated Nuclear Fuels
WO2001041152A2 (en) * 1999-12-03 2001-06-07 British Nuclear Fuels Plc Actinide production
RU2004127170A (ru) * 2002-02-28 2005-05-10 Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) Устройство для восстановления оксидов металла в металлическую форму и способ восстановления с применением этого устровства
RU2253916C1 (ru) * 2004-06-28 2005-06-10 Российский научный центр "Курчатовский институт" Способ переработки облученного ядерного топлива

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB981044A (en) * 1961-06-22 1965-01-20 Euratom Method of treating partly used nuclear fuels
GB1194624A (en) * 1967-05-19 1970-06-10 Euratom Oven for Processing Irradiated Nuclear Fuels
WO2001041152A2 (en) * 1999-12-03 2001-06-07 British Nuclear Fuels Plc Actinide production
RU2004127170A (ru) * 2002-02-28 2005-05-10 Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) Устройство для восстановления оксидов металла в металлическую форму и способ восстановления с применением этого устровства
RU2253916C1 (ru) * 2004-06-28 2005-06-10 Российский научный центр "Курчатовский институт" Способ переработки облученного ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
RU2340021C1 (ru) 2008-11-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Vaden et al. Engineering-scale liquid cadmium cathode experiments
Conocar et al. Promising pyrochemical actinide/lanthanide separation processes using aluminum
US20130296629A1 (en) Method of treating radioactive metal waste using melt decontamination
US5082603A (en) Method of treatment of high-level radioactive waste
Cai et al. Direct electrochemical reduction of solid vanadium oxide to metal vanadium at low temperature in molten CaCl2-NaCl
US3721549A (en) Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides
US5185104A (en) Method of treatment of high-level radioactive waste
KR101284081B1 (ko) 금속 칼슘 및 진공용해를 이용한 저산소 티타늄 잉곳의 제조방법
Sohn et al. Electrolytic recovery of high purity Zr from radioactively contaminated Zr alloys in chloride salts
RU2340021C1 (ru) Способ переработки отработавшего ядерного топлива
Carlson et al. Preparation and Refining of Yttrium Metal by Y‐Mg Alloy Process
RU2079909C1 (ru) Способ пирохимической регенерации ядерного топлива
RU2159473C1 (ru) Способ переработки металлических отходов, содержащих радионуклиды
Kruger Preparation and some properties of arc-cast plutonium monocarbide
US4248836A (en) Recovery of nuclear fuel material
JPH05188186A (ja) 使用済核燃料からの劣化ウランの分離回収方法
RU2383070C1 (ru) Способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива
Iizuka et al. Development of treatment process for anode residue from molten salt electrorefining of spent metallic fast reactor fuel
US3485594A (en) Molten iron method of recovering nuclear material from composite bodies
JPH07209483A (ja) 使用済み燃料の再処理方法
US2930738A (en) Regeneration of reactor fuel elements
Pylypenko et al. Magnesium-thermal method of sponge zirconium obtaining
RU2790544C1 (ru) Способ переплавки конструкционных материалов оболочек отработавших твэлов и конструкционных материалов отработавших тепловыделяющих сборок
Carmack et al. Electroslag remelt processing of irradiated vanadium alloys
KR100832233B1 (ko) 리튬금속을 이용한 금속분말 또는 금속 덴드라이트의금속잉곳 제조방법

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 07852023

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 07852023

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1