CH665500A5 - Chateau de stockage de combustible nucleaire epuise. - Google Patents

Chateau de stockage de combustible nucleaire epuise. Download PDF

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CH665500A5
CH665500A5 CH4463/85A CH446385A CH665500A5 CH 665500 A5 CH665500 A5 CH 665500A5 CH 4463/85 A CH4463/85 A CH 4463/85A CH 446385 A CH446385 A CH 446385A CH 665500 A5 CH665500 A5 CH 665500A5
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castle
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Octavio Jorge Machado
Larry Edward Efferding
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Westinghouse Electric Corp
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
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    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins

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Description

DESCRIPTION
La présente invention concerne le stockage à long terme du combustible épuisé qui à été retiré d'un réacteur nucléaire et elle a trait, plus particulièrement, aux châteaux ou conteneurs de stockage de combustible épuisé comportant des ailettes perfectionnées destinées à évacuer la chaleur engendrée par le combustible épuisé.
Un tel château de stockage a, de façon typique, environ 4,8 mètres de hauteur et un diamètre extérieur d'environ 2,5 mètres, sans inclure les ailettes de refroidissement dont ce château est pourvu. Il a une masse supérieure à 100 000 kilogrammes lorsqu'il est chargé de combustible épuisé. Il est clair qu'en raison de la masse et des dimensions du château de transport, les ailettes faisant saillie du corps du château sont sujettes à un endommagement par suite du traitement rude ou des accidents auxquels elles sont soumises pendant la manutention et le transport du château.
Il est souhaitable de traiter les ailettes pour protéger l'acier au carbone contre les attaques chimiques de l'environnement. Autrefois, on obtenait cette protection à l'aide de bandes en acier inoxydable d'environ 2,5 cm de large, que l'on déposait en les soudant sur les surfaces latérales de l'acier au carbone. Toutefois, cette façon de procéder est relativement coûteuse et, en outre, entraîne une déformation d'origine thermique et, par ailleurs, dépare l'aspect de la surface des ailettes. De plus , il est difficile de souder de l'acier inoxydable pour protéger les bords des ailettes.
C'est pourquoi, la présente invention a pour objectif principal de fournir un château de stockage de combustible épuisé comportant des ailettes perfectionnées qui sont plus faciles à protéger de sorte qu'elles sont moins susceptibles d'être endommagées, qui ne sont déparées par la déformation d'origine thermique résultant du dépôt par soudure d'une couche superficielle protectrice et qui dissipent la chaleur plus efficacement que les ailettes utilisées jusqu'à présent.
Compte tenu de cet objectif, la présente invention, réside principalement dans un château de stockage de combustible nucléaire épuisé comprenant une enveloppe de confinement comportant une multiplicité de longues ailettes, caractérisé en ce que chaque ailette comprend un élément métallique comportant deux côtés qui se raccordent dans une région de sommet courbée et qui ont deux bords de base espacés fixés à la périphérie dudit élément de base de château, une couche métallique protectrice adhérant à l'élément métallique dans la région de sommet et à au moins une partie de chaque côté, et en ce qu'une matière absorbant les neutrons est disposée entre les côtés de chaque ailette en vue d'absorber les neutrons.
L'invention apparaîtra plus clairement dans la description ci-après de la technique antérieure et d'un mode de réalisation préféré de l'invention en se référant aux dessins annexés dont:
la figure 1 est une vue en perspective d'un assemblage combustible typique;
la figure 2 est une vue en plan de dessus d'une piscine pour le stockage à court terme d'assemblages combustibles épuisés;
la figure 3 est une vue en coupe du château stockage de combustible épuisé de la technique antérieure;
la figure 4 est une vue en coupe du château de stockage de la présente invention, et illustre des ailettes de refroidissement perfectionnées se trouvant sur sa périphérie;
la figure 5 est une vue détaillée de la région 5 de la figure 4 et représente en coupe une ailette perfectionnée seule;
la figure 6 est une vue en élévation de face d'une tôle composite que l'on forme en plaquant une tôle d'acier inoxydable sur une tôle d'acier au carbone et qui est utilisée pour la fabrication des ailettes perfectionnées de la présente invention;
la figure 7 est une vue en perspective d'une plaque d'extrémité pour fermer hermétiquement le haut et le bas de l'ailette perfectionnée.
La figure 1 représente un assemblage combustible typique 20 destiné à alimenter un réacteur avec du combustible nucléaire. L'assemblage 20 comprend un embout inférieur 22 et un embout supérieur entre lesquels sont disposés de longues barres 26 de combustible. Chaque barre 26 de combustible comprend une gaine cylindrique en alliage de zirconium, tel que l'alliage «Zircaloy-4» vendu dans le commerce, et est remplie de pastilles de combustible fissible enrichi avec U235. A l'intérieur de l'assemblage de barres 26 de combustible, des guides tubulaires (non représentés) sont disposés entre les embouts 22 et 24 en vue de loger des barres de commande (non représentées) montées de façon mobile et des instruments de mesure (non représentés). Les extrémités de ces guides tubulaires sont fixées aux embouts 22 et 24 de manière à former un squelette de support pour les barres de combustible 26 qui ne sont pas fixées en permanence aux embouts 22 et 24. Des grilles ou sommiers 28 comportent des ouvertures à travers lesquelles des barres 26 de combustible et les guides tubulaires s'étendent afin de grouper ensemble ces éléments. Les assemblages combustibles disponibles sur le marché pour les réacteurs à eau pressurisée comprennent entre 179 et 264 barres de combustible, selon la conception particulière. Un assemblage combustible typique a environ 4,10 mètres de longueur, environ, 19,7 cm de largeur et a une masse d'environ 585 kg, mais on comprendra que les dimensions exactes varient d'une conception d'assemblage combustible à une autre.
Après une durée de vie d'environ trois années dans un réacteur à eau pressurisée, l'enrichissement en U235 d'un assemblage combustible 20 se trouve épuisé. En outre, divers produits de fission, présentant diverses périodes de décroissance de radioactivité, sont présents dans les barres 26. Ces produits de fission engendrent une radioactivité et une chaleur intense quand les assemblages 20 ont été retirés du réacteur et c'est pourquoi on transfert les assemblages 20 dans une piscine contenant des sels de bore dissous dans de l'eau (appelée ci-après: eau boratée) en vue d'un stockage à court terme. Une telle piscine est désignée par la référence 30 sur la figure 2.
La piscine 30 a, de façon caractéristique, 12,20 mètres de profondeur. Un grand nombre de casiers 32 destinés au combustible épuisé et placés au fond de la piscine 30 sont munis de cases de stockage 34 destinées à loger verticalement les assem5
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blages combustibles 20. Une aire 36 de réception de châteaux se trouve au fond de la piscine 30.
Pendant la période durant laquelle les assemblages combustibles 20 sont stockés dans la piscine 30, la composition du combustible épuisé des barres 26 se modifie. Les isotopes ayant une courte période de décroissance de radioactivité s'affaiblissent et, par conséquent, la proportion des produits de fission ayant des périodes radioactives longues augmentent. C'est pourquoi, le niveau de la radioactivité et de la chaleur eingen-drées par un assemblage combustible 20 diminue relativement vite pendant une certaine période et, finalement, atteint un état dans lequel la chaleur et la radioactivité diminuent très lentement. Toutefois, même à ce niveau réduit, les barres 26 doivent être isolées de l'environnement d'une façon sûre pour un futur indéterminé.
Les château de stockage à sec constituent une forme de stockage à long terme pour le combustible épuisé. Quand la chaleur engendrée par chaque assemblage combustible 20 est tombée à un niveau prédéterminé, tel que 0,5 à 1,0 kw par assemblage, après peut-être 10 années de stockage dans la piscine 30, on abaisse un château ouvert jusqu'à l'aire 36 de réception. Par commande à distance, on transfère le combustible épuisé (se présentant soit sous la forme d'assemblages combustibles 20, soit sous la forme de récipients scellés de consolidation contenant les barres de combustible que l'on a enlevées des assemblages combustibles afin d'augmenter la densité de stockage) jusqu'au château, que l'on ferme alors de façon étanche et dont on évacue l'eau boratée. On peut alors évacuer le château de la piscine 30 et le transporter jusqu'à une zone de stockage située en surface du sol en vue d'un stockage à long terme.
La figure 3 est une vue en coupe d'un château de stockage 38 typique. Le château 38 comprend un élément de base 40 comportant un fond 42 et un espace intérieur creux délimite par une paroi cylindrique 44. Bien que cela ne soit pas représenté, l'espace intérieur creux loge une matrice de support de combustible qui forme un arrangement de cases de stockage orientées verticalement pour recevoir le combustible épuisé et qui transfère la chaleur engendrée par le combustible épuisé jusqu'à la paroi 44 en vue de sa dissipation dans l'environnement. L'élément de base du châteua comprend une partie 46 an acier au carbone qui a environ 25 cm d'épaisseur et qui sert à protéger l'environnement vis à vis des rayons gamma. La partie 46 est entourée par une couche d'environ 7 cm d'épaisseur d'une matière 48 qui absorbe les neutrons et qui peut être une résine. Autour de la matière 48 se trouve une couche extérieure 50 d'acier inoxydable destinée à protéger le château contre l'environnement. Le château 38 comprend également un élément formant couvercle (non représenté) qui est boulonné sur l'élément de base 40 pour fermer hermétiquement le château après que celui-ci à été chargé avec du combustible épuisé. Comme l'élément de base 40, le couvercle du château comporte une partie épaisse en acier au carbone, une couche absorbant les neutrons et une couche extérieure d'acier inoxydable.
En continuant à se référer à la figure 3, on voit que l'élément de base 40 du château comprend des ailettes de refroidissement 52 en acier au carbone qui sont soudées à la partie 46 et qui s'étendent à travers la matière 48 et la couche 50. Les ailettes 52 ont une forme allongée et leurs axes sont parallèles à l'axe de l'élément de base 40. Les ailettes 52 sont présentes pour conduire la chaleur à travers la matière 48 qui n'est pas bonne conductrice de la chaleur et la transférer dans l'environnement par convection et par rayonnement infrarouge. Une évacuation efficace de la chaleur est essentielle étant donné que la température des barres de combustible 26 à l'intérieur du château 38 doit être maintenue en dessous d'une température maximale, telle que 375°C, afin d'éviter une détérioration de l'enveloppe en alliage de zirconium.
En se référant tout d'abord à la figure 4, on voit que le château 58 comprend un élément de base 60 comportant un fond 62 et une paroi interne 64 qui forment une cavité cylindrique destinée au stockage du combustible épuisé. Pendant le stockage, cette cavité est fermée hermétiquement par un élément formant couvercle (non représenté). L'élément de base 60 comprend une partie cylindrique 66 en acier au carbone comportant 24 longues ailettes 68 qui y sont soudées. Comme on peut le voir sur la figure 5, chaque ailette 68 comporte un côté 70 se terminant par un bord biseauté 72 et un côté 74 se terminant par un bord biseauté 76. Les côtés 70 et 74 fusionnent l'un dans l'autre dans une région de sommet 78. Une soudure 80, d'une seule longueur, soude le côté 70 à la partie 66 et, de façon similaire, une soudure 82, d'une seule longueur, soude le côté 74 à la partie 66. Les bords biseautés 72 et 76 sont espacés d'environ 7,6 cm l'un de l'autre et les côtés 70 et 74 ont une largeur d'environ 20 cm (c'est-à-dire environ 20 cm du bord associé 72 ou 76 jusqu'à la région 78). L'angle entre les côtés 70 et 74 dans la région de sommet 78 est d'environ 22°. La longueur de l'ailette 68 n'est pas critique mais l'ailette doit de préférence s'étendre sensiblement de la base de l'élément 60 jusqu'au sommet.
On va maintenant décrire, en se référant à la figure 6, la fabrication d'une ailette 68 à partir d'une tôle composite 83. On usine une tôle 84 d'acier au carbone pour former les bords biséautés 72 et 76. On fixe une tôle 86 d'acier inoxydable, légèrement plus étroite, à l'acier au carbone par placage en laissant découvertes les bordures 88. L'opération de placage est bien connue; par exemple certaines pièces de monnaie américaines comprennent une couche métallique centrale avec des couches extérieures d'un métal différent, plaquées sur l'une et l'autre faces de la couche centrale, de manière à former un sandwich de métaux dissemblables qui sont solidement associés. Fondamentalement, pour plaquer la tôle 84 d'acier inoxydable sur la tôle 84 d'acier au carbone, on nettoie parfaitement les faces adjacentes des tôles et on presse ensuite les tôles l'une contre l'autre à l'aide de cylindres en même temps que l'on applique de la chaleur. Les métaux diffusent l'un dans l'autre à leur jonction et ceci fait adhérer fermement l'acier inoxydable à l'acier au carbone. On courbe ensuite la tôle composite résultante 83 à l'endroit de l'axe 90 pour obtenir les côtés 70 et 74 raccordés dans la région de sommet 78.
En se référant de nouveau aux figures 4 et 5, on voit que les segments de paroi extérieure 92 en acier inoxydable sont pourvus de rebords 94 qui sont soudés par des soudures 96, d'une seule longueur, à l'acier inoxydable 86 des côtés 70 et 74. Les segmentes 92 sont fermés à leur sommet et à leur base par des éléments (non représentés), en formant ainsi des poches 98. Les poches 98 sont remplies d'une manière 100 absorbant les neutrons. Une matière appropriée 100 est vendue par Bisco Products, Inc., 1420 Renaissance Drive, Park Ridge, Illinois 60068 sous la dénomination de Stock No NS-3. Cette matière est une substance résineuse que l'on verse dans les poches 98 et que l'on durcit ensuite à l'intérieur des poches. On utilise une façon de procéder similaire pour introduire la matière 100 d'absorption de neutrons dans les poches 102 formées à l'intérieur des ailettes 68. On ferme la partie inférieure 104 (voir figure 6) de l'ailette 68 en soudant à cette dernière une plaque d'extrémité 106 en acier inoxydable (voir figure 7) et on remplit ensuite complètement la poche 102 avec de la matière NS-3. Quand l'opération de remplissage est terminée, on soude une plaque d'extrémité 106 à la partie de dessus 108 de l'ailette 68. La matière 100, présente dans la poche 102, non seulement assure une protection contre les neutrons mais accroît en outre la résistance mécanique de l'ailette 68.
En comparant les figures 3 et 4, il convient de remarquer que l'angle entre les ailettes adjacentes 52 est inférieur à l'angle compris entre le côté 70 d'une des ailettes 68 et le côté 74 de l'ailette adjacente 68. C'est pourquoi, il est clair que la chaleur
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irradiée par un côté d'une ailette 52 est plus susceptible de tomber sur une ailette adjacente 52 que la chaleur irradiée par un côté d'une ailette 68 n'est susceptible de tomber sur une ailette adjacente 68.
On voit, d'après l'exposé qui précède, que la présente invention fournit un château de stockage de combustible épuisé comportant des ailettes de refroidissement ayant une meilleure résistance mécanique et un meilleur aspect. En outre, les ailettes comportent des régions de sommet courbées et non pas des bords extérieurs abrupts difficiles à protéger.
Il est bien entendu que la description qui précède n'a été 5 donnée qu'à titre purement illustratif et non limitatif et que des variantes ou des modifications peuvent y être apportées sans sortir du cadre de la présente invention.
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4 feuilles dessins

Claims (4)

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1. Château (58) de stockage de combustible nucléaire épuisé comprenant une enveloppe de confinement formant élément de base (60) comportant une multiplicité d'ailettes (68) de forme allongé, caractérisé en ce que chaque ailette comprend un élément métallique (84) comportant une paire de côtés (70, 74) qui se raccordent dans une région de sommet courbée (78) et qui comportent des bords de base espacés (72, 76) fixés à la périphérie dudit élément de base du château, une couche métallique protectrice (86) adhérant à l'élément métallique dans une région de sommet et dans au moins une partie de chacun des côtés; et qu'une matière (100) absorbant les neutrons est disposée entre les côtés de chaque ailette pour absorber les neutrons.
2. Château selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite couche métallique protectrice est de l'acier inoxydable et ledit élément métallique est de l'acier au carbone.
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REVENDICATIONS
3. Château selon l'une quelconque des revendications 1 ou 2, caractérisé en ce qu'une plaque l'extrémité (106) est fixée à chaque extrémité de l'ailette entre les côtés de cette dernière.
4. Château selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que ladite matière absorbant les neutrons comprend une matière résineuse durcie entre les côtés des ailettes.
CH4463/85A 1984-10-22 1985-10-16 Chateau de stockage de combustible nucleaire epuise. CH665500A5 (fr)

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Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1103984B1 (fr) * 1999-06-19 2002-09-18 GNB Gesellschaft für Nuklear-Behälter mbH Conteneur de transport et/ou de stockage d'objets radioactifs dégageant de la chaleur
JP3416657B2 (ja) * 2001-01-25 2003-06-16 三菱重工業株式会社 キャスクおよびキャスクの製造方法
DE03788014T1 (de) * 2002-07-23 2007-10-11 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Fass und verfahren zu seiner herstellung
US7342989B2 (en) * 2005-06-23 2008-03-11 Nac International, Inc. Apparatuses and methods for mechanical shielding and cooling
FR2974228B1 (fr) * 2011-04-18 2013-06-07 Tn Int Element de conduction thermique permettant d'ameliorer la fabrication d'un emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
JP6655541B2 (ja) 2013-10-02 2020-02-26 ナック インターナショナル、 インコーポレイテッド 使用済み核燃料を湿式貯蔵から乾式貯蔵に移送するシステム及び方法
US9793021B2 (en) 2014-01-22 2017-10-17 Nac International Inc. Transfer cask system having passive cooling
FR3045143B1 (fr) * 2015-12-14 2017-12-22 Tn Int Structure amelioree de dissipation de chaleur par convection naturelle, pour emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3113215A (en) * 1961-02-27 1963-12-03 Stanray Corp Cask construction for radioactive material
DE7911030U1 (de) * 1979-04-14 1979-08-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Abschirmbehaelter zum transport und/ oder zur lagerung abgebrannter brennelemente
DE7932570U1 (de) * 1979-11-17 1980-04-17 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Abschirmbehaelter mit neutronenabschirmung fuer den transport und/oder die lagerung radioaktiver stoffe
DE3026249C2 (de) * 1980-07-11 1984-05-30 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive Stoffe

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Publication number Publication date
GB8524257D0 (en) 1985-11-06
JPS61102596A (ja) 1986-05-21
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GB2165795A (en) 1986-04-23
IT8522551A0 (it) 1985-10-18
ES8705693A1 (es) 1987-05-01
ES547886A0 (es) 1987-05-01
JPH0418799B2 (fr) 1992-03-27
KR860003622A (ko) 1986-05-28
GB2165795B (en) 1988-06-22
IT1186322B (it) 1987-11-26
US4590383A (en) 1986-05-20
FR2572213A1 (fr) 1986-04-25
FR2572213B1 (fr) 1988-08-26

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