RU153580U1 - SPARE NUCLEAR FUEL COVER - Google Patents

SPARE NUCLEAR FUEL COVER Download PDF

Info

Publication number
RU153580U1
RU153580U1 RU2015102501/07U RU2015102501U RU153580U1 RU 153580 U1 RU153580 U1 RU 153580U1 RU 2015102501/07 U RU2015102501/07 U RU 2015102501/07U RU 2015102501 U RU2015102501 U RU 2015102501U RU 153580 U1 RU153580 U1 RU 153580U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
aluminum
cover
elements
segments
spent
Prior art date
Application number
RU2015102501/07U
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Михаил Владимирович Радченко
Анатолий Андреевич Зубков
Анатолий Никифорович Поддубный
Николай Александрович Науменко
Анна Сергеевна Черникова
Original Assignee
Акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (АО "ИЦЯК")
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 Акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (АО "ИЦЯК") filed Critical Акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (АО "ИЦЯК")
Priority to RU2015102501/07U priority Critical patent/RU153580U1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU153580U1 publication Critical patent/RU153580U1/en

Links

Images

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. Чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней чередующимися дистанционирующими элементами, выполненными из материала с высокой теплопроводностью - алюминия в виде диска с центральной втулкой и дистанционирующими элементами, выполненными из нержавеющей стали, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что дистанционирующие элементы из алюминия выполнены из отдельных сегментов, скрепленных между собой замковыми соединениями по внутреннему и наружному диаметрам.2. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что замковое соединение выполнено в виде соединения "выступ-паз".3. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что сегменты дистанционирующих элементов из алюминия изготовлены методом точного литья, или штамповкой, или вырезкой из листового проката гидроабразивным методом.1. A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to the base of a central strut with alternating spacing elements located on it made of a material with high thermal conductivity - aluminum in the form of a disk with a central sleeve and spacer elements made of stainless steel, and pipes for placement of spent fuel assemblies, characterized in that the spacer elements of aluminum are made of separate segments, fastened together by a lock compounds of the inner and outer diametram.2. A cover according to claim 1, characterized in that the locking connection is made in the form of a protrusion-groove connection. 3. A cover according to claim 1, characterized in that the segments of the spacing elements are made of aluminum by precision casting, or by stamping, or by cutting from sheet metal by the hydroabrasive method.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС), преимущественно реакторов ВВЭР-1000, исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) и может быть использовано для размещения в контейнере при их транспортировании и/или хранении,,The utility model relates to nuclear energy, to devices for handling spent nuclear fuel (SNF) of nuclear power plants (NPPs), mainly VVER-1000 reactors, research reactors (IR) and ship installations in the form of spent fuel assemblies (FAs) and can be used for placement in a container during their transportation and / or storage,

Поскольку при транспортировании и хранении отработавших ТВС имеется опасность возникновения неконтролируемой самопроизвольной цепной реакции деления ядер, которая сопровождается выделением значительной энергии вплоть до возникновения теплового взрыва, обращение с радиоактивными материалами, имеющими высокое остаточное тепловыделение, предъявляет повышенные требования к предотвращению перегрева и обеспечению эффективного отвода тепла.Since during the transportation and storage of spent fuel assemblies there is a risk of an uncontrolled spontaneous chain reaction of fission of nuclei, which is accompanied by the release of significant energy up to the occurrence of a thermal explosion, the handling of radioactive materials having a high residual heat release places high demands on the prevention of overheating and ensuring efficient heat dissipation.

Отвод тепла, генерируемого внутри упаковочного контейнера для тепловыделяющего радиоактивного материала, осуществляют на основе естественных физических процессов переноса тепла, таких как естественная конвекция, лучистый теплообмен, теплопроводность элементов конструкции и другое.The heat generated inside the packaging container for the heat-generating radioactive material is removed based on natural physical processes of heat transfer, such as natural convection, radiant heat transfer, thermal conductivity of structural elements and more.

Размещение и транспортирование отработавшего ядерного топлива в виде ТВС осуществляют в чехле, установленном в транспортном контейнере.The placement and transportation of spent nuclear fuel in the form of fuel assemblies is carried out in a case installed in a transport container.

Известен чехол для отработавших сборок ядерного реактора по патенту SU 1445449, G21C 19/07, опубл. 1995.12.10, содержащий основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку с устройством под захват, дистанционирующие элементы в виде решетки и концевую деталь, закрепленную на центральной стойке, имеющие гнезда в виде открытых пазов U-образной формы, и установленные в гнездах трубчатые каналы для отработавших сборок, снабженные закрепленными в верхней части фланцами с грузозахватными устройствами, а каждый паз концевой детали снабжен поворотным затвором.Known cover for spent assemblies of a nuclear reactor according to patent SU 1445449, G21C 19/07, publ. 1995.12.10, comprising a base with sockets, a central rack fixed to the base with a grip device, lattice spacers and an end piece mounted on a central rack, having sockets in the form of open U-shaped grooves, and tubular channels installed in the sockets for spent assemblies equipped with flanges fixed to the upper part with load gripping devices, and each groove of the end part is equipped with a rotary shutter.

Известен чехол для отработавшего ядерного топлива по патенту RU №78979, G21F 5/012, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, выполненными из пластин с высокой теплопроводностью и снабженными отверстиями, образующими каналы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок и разделительные теплопроводящие вставки, установленные на центральной стойке между дистанционирующими элементами и жестко связывающие их в осевом направлении.Known cover for spent nuclear fuel according to patent RU No. 78979, G21F 5/012, containing a base fixed to the base of the Central rack with spacing elements located on it made of plates with high thermal conductivity and provided with holes that form channels for accommodating spent fuel assemblies and heat-separating inserts mounted on a central rack between the spacing elements and rigidly connecting them in the axial direction.

Недостатком известного чехла является ограничение по допустимым механическим нагрузкам на чехол из-за незначительных прочностных характеристик пластин, выполненных из материалов с высокой теплопроводностью, например, алюминия.A disadvantage of the known cover is the restriction on permissible mechanical loads on the cover due to the insignificant strength characteristics of the plates made of materials with high thermal conductivity, for example, aluminum.

Известен чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 РФ №1653456 опубл. 1996.12.10, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, дистанционирующие элементы в виде перегородок, которые имеют отверстия под установку двенадцати шестигранных труб для размещения в них отработавших тепловыделяющих сборок, а оси труб расположены в точках с определенными значениями полярных координат.Known case for the placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor of the Russian Federation No. 1653456 publ. 1996.12.10, made of stainless steel and containing a central pipe, spacer elements in the form of partitions, which have openings for installing twelve hexagonal pipes to accommodate spent fuel assemblies in them, and the pipe axes are located at points with certain polar coordinates.

Недостатком известного чехла является ограничение по допустимой тепловой нагрузке на конструкцию упаковки из-за недостаточно эффективного отвода тепла.A disadvantage of the known cover is the restriction on the allowable thermal load on the package design due to insufficient heat removal.

Чехол контейнера для транспортирования ОЯТ должен обладать следующими основными функциями:The container cover for SNF transportation should have the following main functions:

- механической прочности, обеспечивающей сохранение целостности геометрической формы в нормальных и аварийных условиях перевозки, что обеспечивает сохранение контроля над критичностью массы ядерного материала в этих условиях;- mechanical strength, ensuring the preservation of the integrity of the geometric shape in normal and emergency conditions of transportation, which ensures the preservation of control over the criticality of the mass of nuclear material in these conditions;

- рассеяния тепла, создаваемого материалами, размещенными в чехле.- heat dissipation created by materials placed in the case.

Тепло, генерируемое в ТВЭЛах отработавших ТВС, передается корпусу контейнера, за счет теплопроводности элементов конструкции чехла (дистанционирующие элементы в виде дисков), где, в свою очередь, отводится к наружной поверхности корпуса и в атмосферу.The heat generated in the fuel elements of spent fuel assemblies is transferred to the container body due to the thermal conductivity of the structural elements of the cover (spacer elements in the form of disks), where, in turn, it is removed to the outer surface of the housing and to the atmosphere.

Для эффективного отвода тепла рационально использовать в чехле элементы из материала хорошо проводящего тепло, например алюминий, медь и сплавы алюминия и меди, вместе с элементами из конструкционного материала (нержавеющей стали) для обеспечения механической прочности. То есть, например, изготавливают дистанционирующие перегородки с одинаковыми геометрическими размерами и формой из разных материалов и размещают их попеременно по длине чехла с целью создания последовательности компонентов, каждый из которых выполняет, по меньшей мере, одну из указанных функций.To effectively remove heat, it is rational to use elements from a material that conducts heat well, such as aluminum, copper and alloys of aluminum and copper, together with elements from a structural material (stainless steel) to provide mechanical strength. That is, for example, spacers with the same geometric dimensions and shape are made of different materials and placed alternately along the length of the cover in order to create a sequence of components, each of which performs at least one of these functions.

Наиболее близким техническим решением к заявляемому является патент на полезную модель №140520, оп. 10.05.2014 «Чехол для отработавшего ядерного топлива», содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, при этом на центральной стойке расположены чередующиеся дистанционирующие элементы в виде диска с центральной втулкой и наружной обечайкой, выполненные из материала с высокой теплопроводностью и дистанционирующие элементы выполненные из нержавеющей стали. Трубы из боросодержащей стали, обеспечивающие ядерную безопасность, установлены в каналы, образованные, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих элементах.The closest technical solution to the claimed is a patent for utility model No. 140520, op. 05/10/2014 A “cover for spent nuclear fuel”, comprising a base fixed to a base of a central strut with spacing elements located thereon, and pipes for accommodating spent fuel assemblies, with alternating spacing elements in the form of a disk with a central hub and located on the central strut outer shell made of material with high thermal conductivity and spacers made of stainless steel. Nuclear safety tubes made of boron-containing steel are installed in channels formed by round or hexagonal holes in the spacer elements.

Дистанционирующие теплоотводящие элементы с высокой теплопроводностью имеют сложную конфигурацию - в них должны быть выполнены, шесть или более шестигранных или круглых отверстий с высокой точностью под установку шестигранных труб для ТВС, изготавливаются они из алюминия, и составляют сегодня значительный объем затрат при изготовлении чехла, т.к. изготавливаются из цельного куска кованного алюминия, с последующей механической обработкой, при которой отходы составляют более 80% металла. В настоящее время нет других технологий изготовления, позволяющих ликвидировать указанные недостатки.Remote heat-removing elements with high thermal conductivity have a complex configuration - they must have six or more hexagonal or round holes with high accuracy for the installation of hexagonal pipes for fuel assemblies, they are made of aluminum, and today they make up a significant amount of costs in the manufacture of a cover, t. to. made from a single piece of forged aluminum, followed by machining, in which the waste makes up more than 80% of the metal. Currently, there are no other manufacturing technologies to eliminate these shortcomings.

В целях значительного снижения стоимости изготовления этого элемента, снижения расхода металла, трудоемкости изготовления, сокращения времени изготовления и повышения технологичности предлагается изменить конструкцию указанного дистанционирующего элемента, что позволит использовать более современные малоотходные технологии.In order to significantly reduce the manufacturing cost of this element, reduce metal consumption, manufacturing complexity, reduce manufacturing time and improve manufacturability, it is proposed to change the design of the specified spacing element, which will allow the use of more modern low-waste technologies.

Таким образом, техническим результатом является снижение расхода металла, трудоемкости изготовления и снижения стоимости изготовления чехла при сохранении эффективного отвода тепла от отработавших ТВС.Thus, the technical result is to reduce metal consumption, the complexity of manufacturing and reduce the cost of manufacturing a cover while maintaining effective heat removal from spent fuel assemblies.

Указанный технический результат достигается тем, что предложен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней чередующимися дистанционирующими элементами, выполненными из материала с высокой теплопроводностью - алюминия в виде диска с центральной втулкой, и дистанционирующими элементами, выполненными из нержавеющей стали, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, при этом дистанционирующие элементы из алюминия выполнены из отдельных сегментов, скрепленных между собой замковыми соединениями по внутреннему и наружному диаметру.The specified technical result is achieved by the fact that the proposed cover for spent nuclear fuel, containing a base fixed to the base of the Central rack with alternating spacing elements located on it made of a material with high thermal conductivity - aluminum in the form of a disk with a Central sleeve, and spacing elements made stainless steel, and pipes for the placement of spent fuel assemblies, while the spacer elements of aluminum are made of nyh segments fastened together interlocks the inner and outer diameter.

При этом замковое соединение выполнено в виде соединения «выступ-паз».In this case, the locking connection is made in the form of a protrusion-groove connection.

При этом сегменты дистанционирующих элементов из алюминия выполнены методом точного литья, или штамповкой, или вырезкой из листового проката гидроабразивным методом.In this case, the segments of the spacing elements are made of aluminum by precision casting, or by stamping, or by cutting from sheet metal by the hydroabrasive method.

Сущность полезной модели поясняется чертежом.The essence of the utility model is illustrated in the drawing.

На фигуре 1 изображен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание 1, центральную стойку 2, чередующиеся дистанционирующие элементы 3 выполненные из материала с высокой теплопроводностью - алюминия и дистанционирующие элементы 4, выполненые в виде дисков из нержавеющей стали, борсодержащие трубы 5 для отработавших ТВС, установленные в отверстия дистанционирующих элементов. Дистанционирующие элементы 3 и 4 установлены на центральной стойке 2.The figure 1 shows a cover for spent nuclear fuel containing a base 1, a central rack 2, alternating spacers 3 made of a material with high thermal conductivity - aluminum and spacers 4 made in the form of stainless steel disks, boron tubes 5 for spent fuel assemblies, installed in the holes of the distance elements. The distance elements 3 and 4 are mounted on the central rack 2.

Элементы чехла 4 выполненные из нержавеющей стали обеспечивают механическую прочность конструкции.The elements of the cover 4 made of stainless steel provide mechanical strength.

В каналы, образованные, например, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих элементах 3 и 4 устанавливаются трубы из боросодержащей стали для обеспечения ядерной безопасности. Центральная стойка 2 чехла может быть снабжена устройством под захват.Pipes made of boron-containing steel are installed in the channels formed, for example, by round or hexagonal holes in the spacers 3 and 4 to ensure nuclear safety. The central rack 2 of the cover can be equipped with a device for capture.

На фигуре 2 изображен дистанционирующий элемент 3 выполненный из материала с высокой теплопроводностью из алюминия и представляющий собой диск переменной толщины с центральной втулкой.The figure 2 shows the spacer element 3 made of a material with high thermal conductivity of aluminum and representing a disk of variable thickness with a Central sleeve.

Конструктивно втулка обеспечивает установку диска на центральную стойку, а функционально предназначена для теплопередачи в осевом направлении, т.е. вдоль центральной стойки.Structurally, the sleeve provides the installation of the disk on the Central rack, and functionally designed for heat transfer in the axial direction, i.e. along the central pillar.

На фиг. 3-5 показан дистанционирующий элемент 3 из алюминия, представляющий собой диск, состоящий из отдельных сегментов 6 (фиг. 4), соединенных между собой замковыми соединениями (фиг. 5) по наружному и внутреннему диаметру. Как вариант конкретного выполнения показан дистанционирующий элемент 3, выполненный из 6 сегментов с шестиугольными отверстиями для размещения шестигранных боросодержащих труб для ТВС.In FIG. 3-5, a spacer element 3 of aluminum is shown, which is a disk consisting of individual segments 6 (Fig. 4), interconnected by locking joints (Fig. 5) along the outer and inner diameters. As a specific embodiment, a spacer element 3 is shown, made of 6 segments with hexagonal holes for accommodating hexagonal boron tubes for fuel assemblies.

Сегменты 6, соединенны между собой замковыми соединениями, которые можно выполнить в виде соединения «выступ-паз».Segments 6 are interconnected by locking joints, which can be made in the form of a protrusion-groove connection.

Отдельные сегменты дистанционирующего алюминиевого диска позволяют изготовить их с более высокой точностью, чем в прототипе, например,Separate segments of the spacing aluminum disk allow them to be made with higher accuracy than in the prototype, for example,

- литьем под высоким или низким давлением;- injection molding under high or low pressure;

- горячей штамповкой;- hot stamping;

- вырезкой заготовки детали из листового проката гидроабразивным способом.- cutting blanks of parts from sheet metal by a hydroabrasive method.

Подготовленные составные сегменты диска требуют минимальной последующей механической обработки собранного диска.Prepared composite disc segments require minimal subsequent machining of the assembled disc.

Сборка готовых сегментов 6 производится с помощью замковых соединений по наружному и внутреннему диаметрам каждого сегмента. Как вариант показано соединение выступ-паз. Т.е., выступ, выполненный на наружном и внутреннем диметре предыдущего сегмента входит в паз последующего сегмента. Собранный элемент-диск устанавливается на центральной стойке 2.The assembly of the finished segments 6 is carried out using lock joints on the outer and inner diameters of each segment. As an option, the protrusion-groove connection is shown. That is, a protrusion made on the outer and inner diameter of the previous segment is included in the groove of the subsequent segment. The assembled disk element is mounted on the central rack 2.

По предварительной оценке, стоимость изготовления дистанционирующего теплоотводящего диска из алюминия АК 8 ТОСТ 190073-85 предложенной конструкции методом литья под давлением должна снизится в 1,5-2 раза по сравнению с прототипом - цельным диском из поковки аналогичного размера.According to preliminary estimates, the cost of manufacturing an AK 8 TOST 190073-85 aluminum spacer heat sink disk of the proposed design by injection molding should be reduced by 1.5-2 times compared with the prototype - a solid forged disk of a similar size.

Таким образом, предложенное конструктивное выполнение дистанционирующего элемента из материала с высокой теплопроводностью для чехла для отработавших ТВС позволит сократить количество металла, расширить технологические возможности изготовления, при этом сохранить эффективность отвода тепла.Thus, the proposed design of the spacer element from a material with high thermal conductivity for the case for spent fuel assemblies will reduce the amount of metal, expand the technological capabilities of manufacturing, while maintaining the efficiency of heat dissipation.

Claims (3)

1. Чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней чередующимися дистанционирующими элементами, выполненными из материала с высокой теплопроводностью - алюминия в виде диска с центральной втулкой и дистанционирующими элементами, выполненными из нержавеющей стали, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что дистанционирующие элементы из алюминия выполнены из отдельных сегментов, скрепленных между собой замковыми соединениями по внутреннему и наружному диаметрам.1. A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to the base of a central strut with alternating spacing elements located on it made of a material with high thermal conductivity - aluminum in the form of a disk with a central sleeve and spacer elements made of stainless steel, and pipes for placement of spent fuel assemblies, characterized in that the spacer elements of aluminum are made of separate segments, fastened together by a lock compounds of the inner and outer diameters. 2. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что замковое соединение выполнено в виде соединения "выступ-паз".2. A case according to claim 1, characterized in that the locking connection is made in the form of a protrusion-groove connection. 3. Чехол по п. 1, отличающийся тем, что сегменты дистанционирующих элементов из алюминия изготовлены методом точного литья, или штамповкой, или вырезкой из листового проката гидроабразивным методом.
Figure 00000001
3. The case according to claim 1, characterized in that the segments of the spacing elements are made of aluminum by precision casting, or by stamping, or by cutting from sheet metal by the hydroabrasive method.
Figure 00000001
RU2015102501/07U 2015-01-27 2015-01-27 SPARE NUCLEAR FUEL COVER RU153580U1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015102501/07U RU153580U1 (en) 2015-01-27 2015-01-27 SPARE NUCLEAR FUEL COVER

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015102501/07U RU153580U1 (en) 2015-01-27 2015-01-27 SPARE NUCLEAR FUEL COVER

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU153580U1 true RU153580U1 (en) 2015-07-27

Family

ID=53762861

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015102501/07U RU153580U1 (en) 2015-01-27 2015-01-27 SPARE NUCLEAR FUEL COVER

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU153580U1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2642853C1 (en) * 2017-02-10 2018-01-29 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Container case for transportation and storage of spent nuclear fuel
RU2707504C1 (en) * 2019-06-11 2019-11-27 Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ") Transportation packaging container case for spent fuel assemblies
RU2773730C1 (en) * 2020-12-25 2022-06-08 Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова» (АО «ОКБМ Африкантов») Cover for placing, storing and transporting spent fuel assemblies

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2642853C1 (en) * 2017-02-10 2018-01-29 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Container case for transportation and storage of spent nuclear fuel
RU2707504C1 (en) * 2019-06-11 2019-11-27 Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ") Transportation packaging container case for spent fuel assemblies
WO2020251384A1 (en) * 2019-06-11 2020-12-17 Акционерное Общество "Федеральный Центр Ядерной И Радиационной Безопасности" Shell for a transportation container for spent fuel assemblies
RU2773730C1 (en) * 2020-12-25 2022-06-08 Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова» (АО «ОКБМ Африкантов») Cover for placing, storing and transporting spent fuel assemblies

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8548112B2 (en) Spent fuel basket, apparatus and method using the same for storing high level radioactive waste
RU2642853C1 (en) Container case for transportation and storage of spent nuclear fuel
JP2924916B2 (en) Basket for transporting spent nuclear fuel and a cask containing this basket
WO2015085241A1 (en) Slimm-scalable liquid metal cooled small modular reactor
RU2593388C1 (en) Cover for placing and storing of spent fuel assemblies of vver-1000 reactor
RU153580U1 (en) SPARE NUCLEAR FUEL COVER
WO2021133952A3 (en) Low power, fast spectrum molten fuel reactor
RU140520U1 (en) SPARE NUCLEAR FUEL COVER
RU2453006C1 (en) Container to transport spent nuclear fuel
RU75496U1 (en) TRANSPORT PACKAGING KIT FOR TRANSPORT AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL
RU2686476C1 (en) Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage
RU2453007C1 (en) Jacket to install and store spent fuel assemblies of reactor vver-1000
RU143978U1 (en) THERMONUCLEAR REACTOR FORM
RU2707868C1 (en) Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies
RU171956U1 (en) BIMETALLIC BODY CASE
JP2006170795A (en) Radioactive material storage vessel, and radioactive material storage method
RU2707503C1 (en) Container cover for transportation and storage of spent nuclear fuel of pressurized water nuclear reactor
RU122200U1 (en) CONTAINER FOR TRANSPORTATION, STORAGE AND DISPOSAL OF RADIOACTIVE MATERIALS
RU187096U1 (en) CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL
RU2642449C1 (en) Container for tp with casing from high-strength spheroidal graphite cast iron
RU2458417C1 (en) Cover for spent fuel assemblies
WO2022081039A1 (en) Basket of a transportation packaging system for spent fuel assemblies
RU2463677C1 (en) Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors
RU171909U1 (en) TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER
RU2711078C1 (en) Dual-purpose container for transportation and storage of spent nuclear fuel