CN111712886A - 用于长期存储乏燃料的方法及用于其实施的冷却存储罐 - Google Patents

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Abstract

本组发明涉及核电工业。一种用于长期存储乏燃料的方法包括:在不拆卸作为可去除单元的一部分的活性区的情况下排放全部燃料,并且将其放置在冷却存储罐中,该冷却存储罐布置在具有冷却系统并且填充有共晶液体铅‑铋合金的矿中,其中,提供了用于维持铅‑铋合金的液态和用于监测其温度以去除余热的条件;在不超过铅‑铋合金的容许温度的情况下,将罐去除并放置在现场包装容器中,在该容器中进行去除余热,直到铅‑铋合金在罐中固化;在不采取任何附加的热量去除措施的情况下,将桶重新装载到罐中。还要求保护该冷却存储罐。本组发明可以简化并减少用高水平的余热重新装载核燃料的期限。

Description

用于长期存储乏燃料的方法及用于其实施的冷却存储罐
技术领域
本发明要求保护的组属于核电工业,即,涉及处理乏燃料(乏核燃料)的方法,并且首先,涉及具有铅-铋冷却剂的反应器,其在无需部分重新装载燃料的情况下操作的。
背景技术
在RU专利号2550092中公开了长期存储乏燃料的方法;该方法包括将乏燃料组件放置在预填充有液体铅的钢翅片箱中。为了做到这一点,将每个箱定位在垂直电炉中。然后,将每个箱与浸没到液体铅中的乏燃料组件一起从电炉中去除并且放置到气冷式蓄电池中。由于铅的高熔化温度(327℃)和冷却空气的低温度,铅快速固化,并且由于铅的导热性,通过箱壁将乏燃料组件的余热传递至冷却空气。该技术方案的缺点是当由于固体铅或在乏燃料组件的中心部分中保持液体的铅的导热性而发生热传递时,由于燃料元件覆层的高水平的余热和不可接受的高温,该技术方案不适用于存储多个乏燃料组件,更不用说作为整体的反应器活性区。
在现有技术中,还公开了一种将铅-铋冷却剂从核动力潜艇反应器排放的整个活性区存储在预先填充熔化温度为123.5℃的共晶铅-铋合金的存储罐中的方法(见A.V.Zrodnikov、A.N.Zabudko、S.V.Ignatiev等人的《Problemy i podkhody kobrascheniyu s otrabotavshym yadernym toplivom zhidkometallicheskikhreaktorov atomnykh podvodnykh lodok》(“Problems and Approaches to Managementof Spent Nuclear Fuel of Liquid Metal Coolant Reactors of NuclearSubmarines”),期刊“Izvestiya Vysshikh Uchebnykh Zavedenyi”,YadernayaEnergetika,2007年第1期,第13-22页)。由于核动力潜艇反应器的活动区的余热水平较低,由于安装容量利用系数的值低,这是核动力潜艇反应器运行模式的特征,并且在寿命完成之后,在排放之前反应器活性区的暴露时间相对较长,因此在将活跃区装载到存储罐中并且关闭加热系统之后,铅-铋合金快速固化,并且由于合金导热性而去除余热,并且然后,在不超过燃料元件覆层的允许温度的情况下通过存储罐壁到达周围空气。上述方法的缺点是由于安装容量利用系数的值高,由于余热水平高,不适用于民用核电站反应器,这是民用核电站运行模式的特点,并且在寿命完成之后,不能将反应器的活动区长时间暴露以提供余热下降,这可能导致对应的反应器被迫停运。
发明内容
本组发明所要解决的问题是创建乏燃料处理技术,该技术提供了用于具有高水平的余热重新装载核燃料的过程的简化和期限的减少,在不从民用核电站反应器拆卸可去除单元的活性区的情况下,在处理和长期存储同时排放的大量乏燃料期间提供高水平的安全性,节约成本并提高处理技术的经济效率,具体地,在长期且可控地存储乏燃料的步骤。
在实施所要求保护的乏燃料长期存储的方法时所取得的技术效果是,具体地,用于重新装载核燃料的过程的简化和期限的减少,在不拆卸可去除单元的反应器活性区的情况下有效长期且可控存储同时排放的大量乏燃料,为这种存储提供高水平的安全性,形成防止放射性产物释放到环境中的可靠且多步的深度保护,并且确保由于通过排除具有单个乏燃料组件的腔式箱减小反应器室容积而引起的经济效率。
所要求保护的用于长期存储乏燃料的方法的本质在于:在不拆卸作为可去除单元的一部分的活性区的情况下将乏燃料作为整体从反应器排放,并且将其放置在冷却存储罐中,该冷却存储罐预先放置在具有冷却系统的矿中并且填充有共晶液体铅-铋合金。例如,冷却系统是环形罐,其中循环水放置在混凝土矿内部,用于通过空气间隙将热量从冷却存储罐的壁去除至环形罐。构造含有浸没在共晶铅-铋合金水平以下的乏燃料的罐为自然循环提供了条件,在存储期间维持液态并监测共晶铅-铋合金的温度,以在不超过共晶铅-铋合金的容许温度的情况下通过冷却存储罐壳体将作为可去除单元的一部分的乏燃料的余热去除至矿,直到在不超过容许温度值的情况下将可去除单元的乏燃料的余热降低至允许将冷却存储罐排放到现场包装容器中的水平。同时,例如,借助于安装在冷却存储罐位置区的入口和出口处的温度传感器来进行监测共晶铅-铋合金温度。接下来,将冷却存储罐从矿中去除并放置在现场包装容器中,来在通过大气的自然循环去除乏燃料的余热期间,在不超过共晶铅-铋合金的容许温度的情况下进一步将冷却存储罐冷却并存储在核电站现场,直到在重新装载到桶中之前其中铅-铋共晶合金凝固以将其从核电站现场去除。例如,在其柱形壳体中具有用于大气自然循环的顶部窗口和底部窗口的混凝土容器能够用作现场包装容器。然后,在不采取任何附加的热量去除措施的情况下将冷却存储罐从现场包装容器重新装载到桶中,并且运输至旨在用于其长期存储或处理容纳在桶中的可去除单元的乏燃料的区域。在此之后,将可去除单元的乏燃料从冷却存储罐排放至特定地点的长期存储罐,或者在处理乏燃料的企业内拆卸活性区。为此,首先借助于加热系统使共晶铅-铋合金变为液态,例如,该加热系统能够构建在冷却存储罐的构造中或者能够是与水环形罐集成的独立的可运输或固定的装置。
在实施所要求保护的冷却存储罐时可实现的技术效果如下:用于重新装载民用核电站反应器的核燃料的过程的简化和期限的减少,在不拆卸可去除单元的反应器活性区的情况下有效长期且可控存储同时排放的大量乏燃料,提供高水平的存储安全性,形成防止放射性产物释放到环境中的可靠且多步的深度保护,并且确保由于通过排除具有单个乏燃料组件的腔式箱减小反应器室容积且由于冷却和储存罐的多次再使用而引起的经济效率。
所要求保护的冷却存储罐的本质在于:冷却存储罐包含填充有所需水平的共晶铅-铋合金的壳体、保护性移位器塞、移位器塞的密封装置、在不拆卸作为可去除单元和置换塞的一部分的活性区的情况下防止作为整体从反应器排放到冷却存储罐中的乏燃料上浮的装置,其中,移位器塞的直径小于可去除单元的直径。如果移位器塞在浸没到冷却存储罐中之后具有正浮力,则将其放到冷却存储罐中并且使用诸如机械千斤顶或可去除的负载之类的附加装置使其保持在工作位置中。此外,在冷却存储罐壳体与包含移位器塞和可去除单元的区之间,还具有所需高度的分离壳,分离壳在冷却存储罐壳体之间形成下降环形通道,以提供共晶铅-铋合金的自然循环回路,并且在将可去除单元和移位器塞浸没到冷却存储罐中并且升高铅-铋共晶合金的水平直到共晶铅-铋合金的热上升流开始溢出到下降环形通道中之后,通过冷却存储罐壳体向环境进行热传递,其中分离壳体的下部具有窗口,经冷却的铅-铋合金通过窗口进入可去除单元区的入口,从而封闭冷却存储罐中的共晶铅-铋合金的自然循环回路。为了增加散热速率,如果必要,冷却存储罐的外表面能够设置有纵向翅片。
附图说明
图1包括示出冷却存储罐的构造的图。
如图1中所描绘,预先放置到具有循环水的环形罐1中的混凝土矿中的冷却存储罐(在下文中被称为罐)由填充有所需水平4的共晶铅-铋合金3的壳体2组成,并且包含保护性移位器塞5、移位器塞的密封装置6、防止包含在罐内部的可去除单元8的乏燃料上浮的机械装置7。移位器塞5具有直径小于包含在罐内部的乏燃料的可去除单元8的直径,形成用于热铅-铋合金的上升环形通道。在浸没到罐中之后,如果移位器塞5具有正浮力,然后,则例如机械千斤顶或可去除的负载还能够用于将其浸没到冷却存储罐中并且使其保持在工作位置中。在罐壳体2与包含移位器塞5和可去除单元8的区域之间,还存在壳体9,该壳体具有所需高度以在罐壳体2之间形成下降环形通道10,以提供共晶铅-铋合金3的自然循环回路,并且在将可去除单元8和移位器塞5浸没到其中并且使共晶铅-铋合金3的热上升流溢出到环形通道10中之后,热量通过罐壳体2传递到环境中。在分离壳9的下部存在窗口11,经冷却的共晶铅-铋合金3通过该窗口进入可去除单元8位置区域的入口,从而封闭罐中的共晶铅-铋合金3的自然循环回路。
具体实施方式
所要求保护的用于长期存储乏燃料的方法可以按以下方式进行。首先,用液体共晶铅-铋合金填充冷却存储罐,借助于加热系统提供加热至所需温度的液体共晶铅-铋合金的液态,例如,该加热系统能够构建在冷却存储罐的构造中或者能够是与环形水罐整合的独立的可运输或固定的装置。将由工业级铅和铋制成的铅-铋合金用作冷却存储罐中的铅-铋共晶合金,其作为整体还显著降低了乏燃料长期存储技术的价格。然后,利用冷却系统将冷却存储罐放置到混凝土矿中,例如,该冷却系统是环形箱,该环形箱具有容纳在混凝土矿内部的循环水,以通过空气间隙将热量从冷却存储罐壁去除至环形罐。接下来,在不拆卸作为可去除单元的一部分的活性区的情况下将乏燃料作为整体从反应器排放到准备好的冷却存储罐中,用于在将可去除单元浸没在所述合金的水平以下之后,在不超过由冷却存储罐的构造提供的铅-铋共晶合金的容许温度的情况下,通过冷却存储罐壳体借助于共晶铅-铋合金的自然循环进行后续冷却(图1)。在不超过容许温度的水平的情况下,一旦可去除单元的乏燃料的余热下降至允许将冷却存储罐重新装载到现场包装容器中,就将冷却存储罐从矿中去除并放置在现场包装容器内部,用于在不超过共晶铅-铋合金的容许温度的情况下进一步冷却,并且由于大气自然循环去除乏燃料的余热,直到其中共晶铅-铋合金固化并且在所需时间周期期间存储。例如,借助于安装在冷却存储罐中的可去除单元位置区域的入口和出口处的温度监测传感器来监测共晶铅-铋合金的温度。作为现场包装容器,能够使用具有柱状主体的钢筋混凝土容器,该柱状主体具有用于大气的自然循环的顶部窗口和底部窗口。在共晶铅-铋合金固化并在所需时间周期期间将冷却存储罐存储在核电站现场之后,在不采取用于去除热量的附加措施的情况下,将冷却存储罐从现场容器重新装载到桶中,并且运输至特定现场或用于处理乏燃料的现场的长期存储区域。接下来,借助于加热系统使共晶铅-铋合金变为液态,并且可去除单元的乏燃料从冷却存储罐排放到位于长期存储位点上的长期铅填充的存储罐中,由于乏燃料的低余热水平,这不需要用于冷却乏燃料的任何附加措施。如果将冷却存储罐运输至处理乏燃料的企业,则可去除单元的所排放的乏燃料被分解成燃料棒阵列用于进一步处理。在排放可去除单元的乏燃料之后,将冷却存储罐返回至核电站用于随后的再利用。
用于实施所要求保护的乏燃料的长期存储的方法的冷却存储罐的操作的模式组成如下。在浸没到可去除单元的罐8中之后,移位器塞5提供共晶铅-铋液体合金3的水平的升高,直到它在分离壳9的上边缘上流动。如果移位器塞5在共晶铅-铋液体合金3中具有负浮力,则其将由于重力而浸没在罐内部。如果浸没在罐中的移位器塞具有正浮力,则可以借助于机械千斤顶或可去除的负载将其带到罐内部的工作位置。共晶铅-铋液体合金3在浸没到可去除单元的罐8之前和之后保持液态,并且借助于与罐壳体2聚集并位于罐壳体2外部的加热系统防止乏燃料余热水平下降之后在环形通道10的下降区段固化。用余热加热,与可去除单元8位置区域的入口处的“冷”共晶铅-铋合金相比,具有更低密度的共晶铅铋合金在罐内的上升流中上升,直到其开始溢出分离壳9,然后,由于热量通过罐2的壁传递到环境中,它沿着环形通道10的下降流向下流动。为了提高散热速率,如果需要,罐2壳体的外表面能够设置有纵向翅片。经冷却的共晶铅-铋合金通过位于分离壳9下部的窗口11流动至可去除单元8位置区域的入口,从而关闭自然循环回路。由分离壳9的高度和共晶铅-铋合金的平均温度差产生的动态压力,以及因此,在自然循环回路的上下区段处的密度来提供共晶铅-铋合金的所需流速。为了监测共晶铅-铋合金3的温度,并且因此,监测乏燃料后余热的水平,该罐设置有传感器12和13,这些传感器监测定位在可去除单元8位置区域的入口和出口处的共晶铅-铋合金的温度,并且因此,通过特殊通道14和15。

Claims (12)

1.一种用于长期存储乏燃料的方法,包括:在不拆卸作为可去除单元的一部分的活性区的情况下先从反应器排放全部乏燃料,然后将其放置在冷却存储罐中,所述冷却存储罐预先放置在具有冷却系统的矿中并且填充有共晶液体铅-铋合金,其中,当其中作为所述可去除单元的一部分的所述乏燃料在所述共晶铅-铋合金的水平面下方出现时,所述冷却存储罐的构造提供自然循环条件,维持所述共晶铅-铋合金的液态并且监测其温度,以在存储周期期间将作为所述可去除单元的一部分的所述乏燃料的余热通过所述冷却存储罐的壳体去除至所述矿而不超过所述共晶铅-铋合金的容许温度,直到作为所述可去除单元的一部分的所述乏燃料的余热减少到所需水平,之后,在由于大气的自然循环去除所述乏燃料的余热期间,在不超过所述共晶铅-铋合金的容许温度的情况下,将所述冷却存储罐从所述矿中去除并放入现场桶内,直到所述共晶铅-铋合金在其中固化,然后,将所述冷却存储罐在不采取附加的热量去除措施的情况下从现场包装容器重新装载到桶中,并且输送至用于长期存储或加工其内部包含的所述乏燃料的区,之后,作为所述可去除单元的一部分的所述乏燃料从所述冷却存储罐排放到特殊地点的长期存储罐中,或者在处理所述乏燃料的企业内用于拆卸作为所述可去除单元的一部分的所述活性区,其中,借助于加热系统使所述共晶铅-铋合金预先变为液态。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于所述矿的所述冷却系统包括环形罐,所述环形罐放置在混凝土矿内部并填充有循环水以通过空气间隙将热量从所述冷却存储罐壁去除至所述环形罐。
3.根据权利要求1所述的方法,其特征在于所述共晶铅-铋合金的所述液态借助于加热系统来保持。
4.根据权利要求3所述的方法,其特征在于所述加热系统能够构建在所述冷却存储罐的构造中,或者能够表示与所述环形罐集成的独立的可运输或固定的装置。
5.根据权利要求1所述的方法,其特征在于钢筋混凝土容器能够用作现场包装容器,所述钢筋混凝土容器的柱形主体在其自然循环期间具有用于使大气穿过的顶部窗口和底部窗口。
6.根据权利要求1所述的方法,其特征在于由工业级的铅和铋制成的铅-铋合金用作所述冷却存储罐中的所述共晶铅-铋合金。
7.一种冷却存储罐,其包括填充有所需水平的共晶铅-铋合金的壳体、保护性移位器塞、所述移位器塞的密封装置、位于所述冷却存储罐内部的用于防止乏燃料上浮的装置,其特征在于位于所述冷却存储罐内部的乏燃料是活性区,所述活性区是作为整体从所述反应器排放而无需拆卸的可去除单元的一部分,所述移位器塞的直径小于所述可去除单元的直径,并且在所述冷却存储罐壳体与包含所述移位器塞和所述可去除单元的区之间还存在分离壳,所述分离壳具有所需高度并且在所述冷却存储罐壳体之间形成下降环形通道,以形成所述共晶铅-铋合金的自然循环回路,并且在将所述可去除单元和所述移位器塞浸没到所述冷却存储罐中并且升高所述铅-铋共晶合金的水平之后,通过所述冷却存储罐壳体将热量传递至环境中,直到所述共晶铅-铋合金的热上升流开始溢出到所述下降环形通道中,其中,所述分离壳体的下部具有窗口,经冷却的铅-铋合金通过所述窗口进入所述可去除单元区的入口,从而封闭所述共晶铅-铋合金在所述冷却存储罐中的自然循环回路。
8.根据权利要求7所述的罐,其特征在于它还能够包含加热系统。
9.根据权利要求7所述的罐,其特征在于如果所述移位器塞具有正浮力,则所述罐能够还包含机械千斤顶或可去除的负载以在所述冷却和储存罐内将所述移位器塞浸没到其正常位置中。
10.根据权利要求7所述的罐,其特征在于所述冷却存储罐壳体的外表面还能够设置有翅片以增加散热速率。
11.根据权利要求7所述的罐,其特征在于还包含用于监测所述共晶铅-铋合金的温度的传感器,所述传感器通过所述可去除单元位置区的入口和出口处的特殊通道来定位。
12.根据权利要求3所述的罐,其特征在于将由工业级铅和铋制成的铅-铋合金用作所述冷却存储罐中的所述共晶铅-铋合金。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113289968A (zh) * 2021-04-07 2021-08-24 岭东核电有限公司 乏燃料组件的处理设备及方法

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112657931B (zh) * 2020-12-18 2022-10-11 岭东核电有限公司 乏燃料上铅铋合金的清洗方法
CN113130108B (zh) * 2021-03-05 2023-11-24 安徽中科超核科技有限公司 基于可凝固流体包容放射性物质的凝固运输装置及方法

Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1446016A (en) * 1973-07-24 1976-08-11 Europ Pour Le Traitement Chimi Method for the conditioning of high level radioactive wastes for their safe storage and disposal
DE2524169A1 (de) * 1975-05-31 1976-12-23 Europaeische Ges Fuer Die Chem Hochradioaktiven abfall enthaltende koerper und verfahren zu ihrer herstellung
EP0062831A1 (de) * 1981-04-11 1982-10-20 Nukem GmbH Behälter zur Langzeitlagerung von radioaktiven Stoffen (II)
JP2001108793A (ja) * 1999-10-13 2001-04-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 鉛ビスマス共晶合金の純化方法および純化装置
US20030194345A1 (en) * 2002-04-15 2003-10-16 Bechtel Bwxt Idaho, Llc High temperature cooling system and method
RU2273901C2 (ru) * 2001-10-05 2006-04-10 Валентин Николаевич Долгов Подземная атомная электростанция
RU2004135140A (ru) * 2004-12-01 2006-05-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроени " (RU) Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов
JP2006275730A (ja) * 2005-03-29 2006-10-12 Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd キャスクの構造
RU2348085C1 (ru) * 2007-07-09 2009-02-27 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
KR20100035731A (ko) * 2008-09-29 2010-04-07 서울대학교산학협력단 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로
RU109314U1 (ru) * 2011-05-12 2011-10-10 Общество с ограниченной ответственностью "ЭлектроЛаб" (ООО "ЭлектроЛаб") Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов
RU2459297C1 (ru) * 2011-07-11 2012-08-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Способ очистки и дезактивации контурного оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем
US20140177775A1 (en) * 2012-12-26 2014-06-26 Eric Paul LOEWEN Cooling systems for spent nuclear fuel, casks including the cooling systems, and methods for cooling spent nuclear fuel
CN105556615A (zh) * 2013-07-31 2016-05-04 阿科姆工程合资(控股)公司 一种长期储存废核燃料的方法

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3962587A (en) * 1974-06-25 1976-06-08 Nuclear Fuel Services, Inc. Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies
DE19619432A1 (de) * 1996-05-14 1997-11-20 Gnb Gmbh Abschirmbehälter aus Metall für den Transport und/oder die Lagerung von neutronenstrahlenden Gegenständen der Kerntechnik
RU2231837C1 (ru) * 2003-04-17 2004-06-27 Клюев Олег Александрович Конвекционно-охлаждаемый контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива

Patent Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1446016A (en) * 1973-07-24 1976-08-11 Europ Pour Le Traitement Chimi Method for the conditioning of high level radioactive wastes for their safe storage and disposal
DE2524169A1 (de) * 1975-05-31 1976-12-23 Europaeische Ges Fuer Die Chem Hochradioaktiven abfall enthaltende koerper und verfahren zu ihrer herstellung
EP0062831A1 (de) * 1981-04-11 1982-10-20 Nukem GmbH Behälter zur Langzeitlagerung von radioaktiven Stoffen (II)
JP2001108793A (ja) * 1999-10-13 2001-04-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 鉛ビスマス共晶合金の純化方法および純化装置
RU2273901C2 (ru) * 2001-10-05 2006-04-10 Валентин Николаевич Долгов Подземная атомная электростанция
US20030194345A1 (en) * 2002-04-15 2003-10-16 Bechtel Bwxt Idaho, Llc High temperature cooling system and method
RU2004135140A (ru) * 2004-12-01 2006-05-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроени " (RU) Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов
JP2006275730A (ja) * 2005-03-29 2006-10-12 Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd キャスクの構造
RU2348085C1 (ru) * 2007-07-09 2009-02-27 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
KR20100035731A (ko) * 2008-09-29 2010-04-07 서울대학교산학협력단 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로
RU109314U1 (ru) * 2011-05-12 2011-10-10 Общество с ограниченной ответственностью "ЭлектроЛаб" (ООО "ЭлектроЛаб") Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов
RU2459297C1 (ru) * 2011-07-11 2012-08-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Способ очистки и дезактивации контурного оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем
US20140177775A1 (en) * 2012-12-26 2014-06-26 Eric Paul LOEWEN Cooling systems for spent nuclear fuel, casks including the cooling systems, and methods for cooling spent nuclear fuel
CN105556615A (zh) * 2013-07-31 2016-05-04 阿科姆工程合资(控股)公司 一种长期储存废核燃料的方法
US20160163406A1 (en) * 2013-07-31 2016-06-09 Joint Stock Company "Akme-Engineering" Method for long-term storage of waste nuclear fuel

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
CHI YOUNG HAN ET AL.: ""Fuel loading flexibility considerations in the design of Pb-Bi cooled reactor for TRU transmutation: Critical versus subcritical"", 《 TRANSACTIONS OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY》 *
JUNGMIN KANG: ""Proliferation resistance of PEACER system"", 《PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY》 *
孙亚平: ""熔盐堆含氟放射性废物磷酸盐固化方案及固化体性能研究"", 《中国博士学位论文全文数据库 工程科技Ⅱ辑》 *
董晓雨: ""钍基熔盐堆氟化物燃料高温水解研究"", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库 工程科技Ⅱ辑》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113289968A (zh) * 2021-04-07 2021-08-24 岭东核电有限公司 乏燃料组件的处理设备及方法
CN113289968B (zh) * 2021-04-07 2022-04-12 岭东核电有限公司 乏燃料组件的处理设备及方法

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