إعادة المعالجة النووية (Arabic Wikipedia)

Analysis of information sources in references of the Wikipedia article "إعادة المعالجة النووية" in Arabic language version.

refsWebsite

Global rank Arabic rank

11web.archive.org

1^st place

2cea.fr

low place

1books.google.com

3^rd place

8^th place

1princeton.edu

741^st place

826^th place

1nea.fr

low place

1wmsym.org

low place

1doi.org

2^nd place

5^th place

1jst.go.jp

1,903^rd place

4,067^th place

1bonestamp.com

low place

1osti.gov

2,036^th place

3,808^th place

1google.com

163^rd place

135^th place

1llnl.gov

6,750^th place

low place

1oecd-nea.org

low place

1anl.gov

6,358^th place

5,934^th place

anl.gov

ne.anl.gov

"Pyroprocessing Technologies: Recycling used nuclear fuel for a sustainable energy future" (PDF). مختبر أرجون الوطني. 2012. ص. 7. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2013-02-19. اطلع عليه بتاريخ 2016-06-06.

bonestamp.com

Gerber, Michelle. "The plutonium production story at the Hanford Site: processes and facilities history (WHC-MR-0521) (excerpts)". Department of Energy. مؤرشف من الأصل في 2019-09-05.

books.google.com

Irvine، Maxwell (2011). Nuclear power : a very short introduction. Oxford: Oxford University Press. ص. 55. ISBN:9780199584970. مؤرشف من الأصل في 2020-03-28.

cea.fr

www-atalante2004.cea.fr

C. Hill, D. Guillaneux, X. Hérès, N. Boubals and L. Ramain SANEX-BTP PROCESS DEVELOPMENT STUDIES نسخة محفوظة 15 November 2012 على موقع واي باك مشين.
Béatrice Rat, Xavier Hérès Modelling and achievement of a SANEX process flowsheet for trivalent actinides/lanthanides separation using BTP extractant (bis-1,2,4-triazinyl-pyridine). نسخة محفوظة 16 October 2005 على موقع واي باك مشين.

doi.org

Asanuma, Noriko؛ وآخرون (2006). "Andodic dissociation of UO₂ pellet containing simulated fission products in ammonium carbonate solution". Journal of Nuclear Science and Technology. ج. 43 ع. 3: 255–262. DOI:10.3327/jnst.43.255. مؤرشف من الأصل في 2020-03-28.^{[وصلة مكسورة]}

google.com

Seaborg, Glenn T.؛ وآخرون (23 أغسطس 1960). "Method for separation of plutonium from uranium and fission products by solvent extraction". U.S. Patent and Trademark Office. OSTI:4134289. {{استشهاد بدورية محكمة}}: الاستشهاد بدورية محكمة يطلب |دورية محكمة= (مساعدة) U.S. Patent 2٬950٬166

jst.go.jp

jstage.jst.go.jp

Asanuma, Noriko؛ وآخرون (2006). "Andodic dissociation of UO₂ pellet containing simulated fission products in ammonium carbonate solution". Journal of Nuclear Science and Technology. ج. 43 ع. 3: 255–262. DOI:10.3327/jnst.43.255. مؤرشف من الأصل في 2020-03-28.^{[وصلة مكسورة]}

llnl.gov

library.llnl.gov

L.W. Gray (15 أبريل 1999). "From separations to reconstitution—a short history of plutonium in the U.S. and Russia (UCRL-JC-133802)" (PDF). Lawrence Livermore National Laboratory preprint. مؤرشف من الأصل في 2007-11-29.

nea.fr

C. Hill, L. Berthon, P. Bros, J-P. Dancausse and D. Guillaneux SANEX-BTP PROCESS DEVELOPMENT STUDIES. Commissariat à l'Énergie Atomique نسخة محفوظة 5 سبتمبر 2009 على موقع واي باك مشين.

oecd-nea.org

T. Inoue. "An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities" (PDF). مؤرشف من الأصل (PDF) في 2017-07-13.

osti.gov

Seaborg, Glenn T.؛ وآخرون (23 أغسطس 1960). "Method for separation of plutonium from uranium and fission products by solvent extraction". U.S. Patent and Trademark Office. OSTI:4134289. {{استشهاد بدورية محكمة}}: الاستشهاد بدورية محكمة يطلب |دورية محكمة= (مساعدة) U.S. Patent 2٬950٬166

princeton.edu

blogs.princeton.edu

"Nuclear Energy: Fuel of the Future?". Princeton University. مؤرشف من الأصل في 2012-10-01. اطلع عليه بتاريخ 2013-04-06.

web.archive.org

Irvine، Maxwell (2011). Nuclear power : a very short introduction. Oxford: Oxford University Press. ص. 55. ISBN:9780199584970. مؤرشف من الأصل في 2020-03-28.
"Nuclear Energy: Fuel of the Future?". Princeton University. مؤرشف من الأصل في 2012-10-01. اطلع عليه بتاريخ 2013-04-06.
C. Hill, D. Guillaneux, X. Hérès, N. Boubals and L. Ramain SANEX-BTP PROCESS DEVELOPMENT STUDIES نسخة محفوظة 15 November 2012 على موقع واي باك مشين.
C. Hill, L. Berthon, P. Bros, J-P. Dancausse and D. Guillaneux SANEX-BTP PROCESS DEVELOPMENT STUDIES. Commissariat à l'Énergie Atomique نسخة محفوظة 5 سبتمبر 2009 على موقع واي باك مشين.
Béatrice Rat, Xavier Hérès Modelling and achievement of a SANEX process flowsheet for trivalent actinides/lanthanides separation using BTP extractant (bis-1,2,4-triazinyl-pyridine). نسخة محفوظة 16 October 2005 على موقع واي باك مشين.
J.D. Law؛ وآخرون (1 مارس 2001). "Flowsheet testing of the universal solvent extraction process for the simultaneous separation of caesium, strontium, and the actinides from dissolved INEEL calcine" (PDF). WM 2001 conference proceedings. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2007-09-28. اطلع عليه بتاريخ 2006-06-17.
Asanuma, Noriko؛ وآخرون (2006). "Andodic dissociation of UO₂ pellet containing simulated fission products in ammonium carbonate solution". Journal of Nuclear Science and Technology. ج. 43 ع. 3: 255–262. DOI:10.3327/jnst.43.255. مؤرشف من الأصل في 2020-03-28.^{[وصلة مكسورة]}
Gerber, Michelle. "The plutonium production story at the Hanford Site: processes and facilities history (WHC-MR-0521) (excerpts)". Department of Energy. مؤرشف من الأصل في 2019-09-05.
L.W. Gray (15 أبريل 1999). "From separations to reconstitution—a short history of plutonium in the U.S. and Russia (UCRL-JC-133802)" (PDF). Lawrence Livermore National Laboratory preprint. مؤرشف من الأصل في 2007-11-29.
T. Inoue. "An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities" (PDF). مؤرشف من الأصل (PDF) في 2017-07-13.
"Pyroprocessing Technologies: Recycling used nuclear fuel for a sustainable energy future" (PDF). مختبر أرجون الوطني. 2012. ص. 7. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2013-02-19. اطلع عليه بتاريخ 2016-06-06.

wmsym.org

J.D. Law؛ وآخرون (1 مارس 2001). "Flowsheet testing of the universal solvent extraction process for the simultaneous separation of caesium, strontium, and the actinides from dissolved INEEL calcine" (PDF). WM 2001 conference proceedings. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2007-09-28. اطلع عليه بتاريخ 2006-06-17.