RU2109355C1 - Method for packing spent nuclear fuel - Google Patents

Method for packing spent nuclear fuel Download PDF

Info

Publication number
RU2109355C1
RU2109355C1 RU96108565A RU96108565A RU2109355C1 RU 2109355 C1 RU2109355 C1 RU 2109355C1 RU 96108565 A RU96108565 A RU 96108565A RU 96108565 A RU96108565 A RU 96108565A RU 2109355 C1 RU2109355 C1 RU 2109355C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
snf
elements
melt
fuel
Prior art date
Application number
RU96108565A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU96108565A (en
Inventor
А.Г. Иолтуховский
В.П. Велюханов
А.Н. Андрианов
А.С. Поляков
В.Н. Тебус
Г.П. Брагин
В.А. Форстман
Original Assignee
Государственный научный центр РФ "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара"
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 Государственный научный центр РФ "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" filed Critical Государственный научный центр РФ "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара"
Priority to RU96108565A priority Critical patent/RU2109355C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2109355C1 publication Critical patent/RU2109355C1/en
Publication of RU96108565A publication Critical patent/RU96108565A/en

Links

Images

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: method includes charging container made of corrosion-resistant material with spent fuel by means of remote-operated parts, welding top cover to container, heating the container, potting spent fuel in molten low-melting metal, and hardening the melt. Spent fuel is placed in container so that most part of free space is filled with solid low-melting metal parts. Fuel is potted in these parts melted directly inside container. EFFECT: reduced escape of radioactive materials from spent fuel during its packing. 7 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для упаковки отработавшего ядерного топлива с целью его транспортировки и/или длительного хранения. The invention relates to nuclear technology and can be used for packaging spent nuclear fuel for transportation and / or long-term storage.

Известен способ хранения кассет, содержащих отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) в приреакторных бассейнах выдержки под слоем воды. There is a method of storing cassettes containing spent nuclear fuel (hereinafter referred to as SNF) in pre-reactor holding pools under a layer of water.

Недостатком способа является высокая вероятность выхода радионуклидов вследствие относительно высокой скорости коррозии элементов конструкции кассет и оболочек твэлов в воде. Поэтому длительность хранения ОЯТ по этому способу не может превышать несколько десятков лет с момента извлечения кассет из ядерного реактора [1]. The disadvantage of this method is the high probability of radionuclide release due to the relatively high corrosion rate of structural elements of cassettes and cladding of fuel rods in water. Therefore, the duration of spent fuel storage by this method cannot exceed several tens of years from the moment of removing the cartridges from a nuclear reactor [1].

Известен способ сухого хранения ОЯТ путем размещения его (после выдержки в течении нескольких лет в воде) в толстостенных бетонных или металлических контейнерах, заполненных инертным газом [2]. There is a method of dry storage of spent nuclear fuel by placing it (after holding it for several years in water) in thick-walled concrete or metal containers filled with inert gas [2].

Недостатком способа является недостаточно эффективный теплоотвод от поверхности конструктивных элементов кассет, высокая температура их разогрева и, вследствие этого, относительно высокая скорость коррозии оболочек твэлов. Поэтому способ не позволяет обеспечить надежное хранение ОЯТ в течение длительного времени (более 100 лет) и не позволяет предотвратить выделение радионуклидов из ОЯТ. Кроме того, реализация способа в большинстве случаев возможна только при осуществлении принудительной вентиляции контейнера, что дополнительно снижает надежность хранения ОЯТ. The disadvantage of this method is the insufficiently effective heat removal from the surface of the structural elements of the cassettes, the high temperature of their heating and, as a result, the relatively high corrosion rate of the cladding of the fuel rods. Therefore, the method does not allow for reliable storage of SNF for a long time (more than 100 years) and does not prevent the release of radionuclides from SNF. In addition, the implementation of the method in most cases is possible only with the implementation of forced ventilation of the container, which further reduces the reliability of storage of spent fuel.

Известен способ упаковки содержащих ОЯТ кассет или связок твэлов путем размещения их с помощью дистанционирующих элементов в тонкостенном контейнере из коррозионностойкого металла, приварки к контейнеру верхней крышки с отверстиями для заливки расплавленного металла и вентиляции, разогрева контейнера с ОЯТ, заливки в контейнер через верхнее отверстие расплавленного свинца или легкоплавкого сплава на основе свинца, проведение отверждения расплава в контейнере, заварка отверстий в верхней крышке и проведение операции текущего и окончательного контроля герметичности контейнера с ОЯТ [3, 4]. Этот способ является наиболее близким к изобретению по достигаемому результату и по технической сущности. A known method of packaging SNF-containing cassettes or bundles of fuel rods by placing them using spacer elements in a thin-walled container made of corrosion-resistant metal, welding to the container a top cover with holes for pouring molten metal and ventilation, heating the container with SNF, pouring it into the container through the top hole of molten lead or a low-melting lead-based alloy, melt curing in a container, welding holes in the top cover and conducting current and window operations atelnogo control container sealing SNF [3, 4]. This method is the closest to the invention in terms of the result achieved and the technical nature.

Достоинством способа является повышение надежности длительного хранения ОЯТ за счет создания дополнительного высокоэффективного коррозионного барьера между ОЯТ и окружающей средой, обеспечения удержания радиоактивных продуктов внутри контейнера, ослабление излучения от ОЯТ, повышения эффективности охлаждения ОЯТ, а также возможности использования способа не только для долговременного хранения, но и для транспортировки ОЯТ. The advantage of the method is to increase the reliability of long-term storage of SNF by creating an additional highly effective corrosion barrier between SNF and the environment, ensuring the retention of radioactive products inside the container, attenuating radiation from SNF, increasing the cooling efficiency of SNF, as well as the possibility of using the method not only for long-term storage, but and for transportation of spent nuclear fuel.

Недостатками способа являются высокая вероятность разгерметизации оболочек твэлов при нагреве их в процессе заливки расплавом или в процессе подготовки к заливке и выхода значительного количества радиоактивных газов в систему газоочистки или в окружающую среду, а также многостадийность и сложность проведения процесса заливки контейнера. The disadvantages of the method are the high probability of depressurization of the cladding of the fuel rods when they are heated during the process of pouring with melt or in the process of preparing for pouring and the release of a significant amount of radioactive gases into the gas treatment system or into the environment, as well as the multi-stage and complexity of the process of filling the container.

Целью изобретения является снижение вероятности разгерметизации оболочек твэлов и снижение выхода радиоактивных веществ из ОЯТ при осуществлении его упаковки. The aim of the invention is to reduce the likelihood of depressurization of the cladding of fuel rods and reduce the release of radioactive substances from spent nuclear fuel during packaging.

Поставленная цель достигается тем, что в известном способе упаковки ОЯТ (включающем загрузку содержащих ОЯТ топливных кассет и/или связок твэлов с помощью дистанционирующих приспособлений в контейнере из коррозионностойкого металла, приварки к контейнеру верхней крышки, разогрева контейнера с ОЯТ, заливку ОЯТ расплавленным металлом, проведение отверждения расплава в контейнере и герметизацию контейнера с ОЯТ) при загрузке контейнера в него дополнительно помещают массивные элементы из легкоплавкого металла, а заливку ОЯТ расплавленным металлом осуществляют путем расплавления этих массивных элементов при их нагреве в контейнере. This goal is achieved by the fact that in the known method of packing SNF (including loading SNF-containing fuel cassettes and / or bundles of fuel rods using spacers in a container made of corrosion-resistant metal, welding the top cover to the container, heating the container with SNF, pouring the SNF with molten metal, solidification of the melt in the container and sealing the container with spent fuel) when loading the container, massive elements of low-melting metal are additionally placed in it, and the filling of spent fuel is molten m metal is performed by melting of massive elements when they are heated in the container.

По одному из частных вариантов способа поставленная цель достигается также тем, что расплавление массивных элементов в контейнере осуществляют после приварки крышки и полной герметизации контейнера. In one particular variant of the method, the goal is also achieved by the fact that the melting of the massive elements in the container is carried out after welding the lid and completely sealing the container.

По другому частному варианту способа в контейнере размещают дополнительный материал, выполненный из металла более легкоплавкого, чем металл массивных элементов, а заливку ОЯТ осуществляют при расплавлении этого дополнительного материала. В этом варианте выполнения способа дополнительный материал может быть размещен в нижней части контейнера, а расплавление дополнительного элемента и поступление расплава в газовые полости в зоне размещения ОЯТ в контейнере сопровождается перемещением массивных элементов и ОЯТ сверху вниз. В этом варианте выполнения способа объем дополнительного элемента выбирается равным или большим, чем суммарный объем газовых полостей в зоне размещения ОЯТ в контейнере. По этому же варианту способа после расплавления дополнительного элемента и заливки ОЯТ проводят расплавление массивных элементов и гомогенизацию расплава. According to another particular variant of the method, additional material is placed in the container, made of metal more fusible than the metal of massive elements, and SNF is filled when this additional material is melted. In this embodiment of the method, additional material can be placed in the lower part of the container, and the melting of the additional element and the melt entering the gas cavities in the SNF placement zone in the container is accompanied by the movement of massive elements and SNF from top to bottom. In this embodiment of the method, the volume of the additional element is chosen equal to or greater than the total volume of gas cavities in the spent fuel storage area in the container. According to the same variant of the method, after the additional element is melted and SNF is filled, the massive elements are melted and the melt is homogenized.

По другому частному варианту способа после отверждения расплава проводят разгерметизацию газовой полости в верхней части контейнера и заполнение ее расплавленным свинцом или сплавом на его основе. In another particular embodiment of the method, after the melt has solidified, the gas cavity is depressurized in the upper part of the container and filled with molten lead or an alloy based on it.

По другому частному варианту способа в верхней части контейнера размещают геттер для поглощения радиоактивных и/или химически активных газов. In another particular embodiment of the method, a getter is placed in the upper part of the container to absorb radioactive and / or chemically active gases.

Сущность изобретения состоит в том, что заливку ОЯТ расплавленным металлом осуществляют путем расплавления предварительно помещенных в контейнер массивных элементов из легкоплавкого металла, например из свинца или сплава на его основе. При этом возникает возможность провести заливку при минимальном выходе радиоактивных элементов из ОЯТ и при привареной крышке контейнера, т.е. без выброса радиоактивных веществ в окружающую среду. Для обеспечения полной заливки ОЯТ объем массивных элементов, загружаемых в контейнер, выбирают с учетом полной заливки ОЯТ и заполнения всех зазоров и полостей в зоне размещения ОЯТ внутри контейнера. При использовании дополнительного элемента, размещенного в нижней части контейнера и выполненного из более легкоплавкого, чем основные блоки материала, возникает возможность существенно снизить температуру заливки ОЯТ и за счет этого еще более уменьшить раскрытие поврежденных оболочек и выход радиоактивных веществ за пределы ОЯТ и в объем контейнера. The essence of the invention lies in the fact that the filling of spent nuclear fuel with molten metal is carried out by melting previously placed in the container massive elements of low-melting metal, for example, lead or an alloy based on it. In this case, it becomes possible to carry out the filling with a minimum release of radioactive elements from the spent nuclear fuel and with the welded lid of the container, i.e. without release of radioactive substances into the environment. To ensure full filling of the spent fuel, the volume of massive elements loaded into the container is selected taking into account the full filling of spent fuel and filling all the gaps and cavities in the spent fuel storage area inside the container. When using an additional element located in the lower part of the container and made of fusible than the main blocks of material, it becomes possible to significantly reduce the pouring temperature of SNF and thereby further reduce the opening of damaged shells and the release of radioactive substances outside the SNF and into the volume of the container.

На фиг. 1 приведен продольный разрез снаряженного контейнера с заваренной крышкой перед его нагревом для расплавления блоков из свинца или сплава на его основе; на фиг. 2 - продольный разрез контейнера после расплавления блоков и заливки ОЯТ; на фиг. 3 - продольный разрез снаряженного контейнера с заваренной крышкой перед его нагревом для расплавления дополнительного элемента, размещенного в нижней части контейнера; на фиг. 4 - продольный разрез контейнера после расплавления дополнительного элемента и заливки ОЯТ. In FIG. 1 shows a longitudinal section of an equipped container with a sealed lid before heating to melt blocks of lead or an alloy based on it; in FIG. 2 is a longitudinal section of the container after the blocks are melted and SNF is filled; in FIG. 3 is a longitudinal section through an equipped container with a sealed lid before heating to melt an additional element located in the lower part of the container; in FIG. 4 is a longitudinal section of the container after the additional element is melted and SNF is filled.

Пример 1. В контейнер, состоящий (см. фиг. 1) из цилиндрической обечайки 1 и приваренной к ней донной части 2, загружают ОЯТ 3 в виде связок твэлов и массивные элементы 4 и 5, выполненные, соответственно, в виде слитка цилиндрической формы 4 с полостями для размещения ОЯТ и крепежно- цинтрирующих элементов 7 и донной плиты 5. Контейнер 1 и 2 выполнен из коррозионностойкого сплава 06X18H10T, а массивные элементы 4 и 5 выполнены из свинца марки C2, который содержит не менее 99,9% Pb и имеет температуру плавления 327,4oC. Загрузку и размещение ОЯТ 3 и элементов 4 и 5 в контейнере 1 и 2 проводят с помощью конструктивных элементов, выполненных, соответственно, в виде опорной плиты 6 и центрирующе-крепежных элементов 7. После загрузки ОЯТ и массивных элементов в контейнер, его герметизируют путем приварки к нему крышки 8, выполненной из коррозионностойкого сплава. Контейнер помещают в нагревательную печь и проводят разогрев его поверхности до температуры 350oC. В процессе нагрева массивных элементов 4 и 5 происходит их плавление и заполнение расплавом металла газовых полостей и зазоров 9, а также заливка расплавом зазоров между элементами ОЯТ. Элементы ОЯТ удерживаются от всплытия с помощью фиксаторов (не показаны). После окончания плавления и заливки расплавом ОЯТ, контейнер охлаждают и проводят кристаллизацию расплава с формированием в верхней части контейнера газовой полости (см. фиг. 1). В газовой полости может быть размещен геттер для поглощения агрессивных и радиоактивных газов (не показан).Example 1. In a container consisting (see Fig. 1) of a cylindrical shell 1 and a bottom part 2 welded to it, SNF 3 is loaded in the form of bundles of fuel rods and massive elements 4 and 5, respectively made in the form of an ingot of cylindrical shape 4 with cavities for accommodating SNF and fastening and cating elements 7 and the bottom plate 5. The container 1 and 2 is made of 06X18H10T corrosion-resistant alloy, and the massive elements 4 and 5 are made of lead grade C2, which contains at least 99.9% Pb and has a temperature melting 327,4 o C. The batch placement of SNF and 3 and elements 4 and 5 to tainer 1 and 2 is carried out by using structural elements made, respectively, in the form of a baseplate 6 and tsentriruyusche-fasteners 7. After loading the SNF and solid elements in the container, it is sealed by welding a cover 8 to it, made of a corrosion resistant alloy. The container is placed in a heating furnace and its surface is heated to a temperature of 350 o C. In the process of heating the massive elements 4 and 5, they melt and fill the metal cavities and gaps 9 with the metal melt, as well as fill the gaps between the SNF elements with the melt. SNF elements are prevented from floating by means of clamps (not shown). After melting and pouring the spent fuel with the melt, the container is cooled and the melt crystallizes to form a gas cavity in the upper part of the container (see Fig. 1). A getter can be placed in the gas cavity to absorb aggressive and radioactive gases (not shown).

Пример 2. В контейнер, состоящий (см. фиг. 2) из цилиндрической обечайки 1 и приваренной к ней донной части 2, загружают ОЯТ 3 в виде связок твэлов и массивные элементы 4 и 5. Массивный элемент 4 выполнен в виде слитка цилиндрической формы 4 с полостями для размещения ОЯТ 3 и крепежно- центрирующих элементов 7. Элемент 5 выполнен в виде донной плитки 5, над которой размещается дополнительный элемент 6, выполненный из более легкоплавкого, чем массивные элементы металла. Объем дополнительного элемента выбирается таким, чтобы при его расплавлении можно было заполнить все газовые полости в зоне размещения ОЯТ в контейнере. Контейнер 1 и 2 выполнен из коррозионностойкого сплава 06X18H10T, массивные элементы 4 и 5 выполнены из свинца марки C2 (содержит не менее 99,9% Pb и имеет температуру плавления 327,4oC), а дополнительный элемент 6 выполнен из сплава легкоплавкой эвтектики 44,5%Pb - 55,5%Bi с температурой плавления 123,5oC. Загрузку и размещение ОЯТ 3, элементов 4, 5 и 6 в контейнер 1 и 2 проводят с помощью конструктивных элементов, выполненных, соответственно, в виде опорной плиты 7 и центрирующе-крепежных элементов 8. После загрузки ОЯТ и массивных элементов 4, 5 и дополнительного элемента в контейнер, его герметизируют путем приварки к нему крышки 9, выполненной из коррозионностойкого сплава. Контейнер помещают в нагревательную печь и проводят разогрев его поверхности до температуры приблизительно 130oC. В процессе нагрева дополнительного элемента 6 происходит его плавление и заполнение расплавом металла газовых полостей и зазоров 10 и 11, а также заливка расплавом зазоров между элементами ОЯТ. В процессе расплавления дополнительного элемента и перетекания образовавшегося расплава в газовые полости 10 и 11 происходит перемещение ОЯТ 3 и массивных элементов 4 сверху-вниз. Элементы ОЯТ удерживаются от всплытия специальными фиксаторами, которые не показаны на фиг. 2, 3, 4. После окончания плавления и заливки расплавом ОЯТ, контейнер охлаждают и проводят кристаллизацию расплава с формированием в верхней части контейнера газовой полости (см. фиг. 4). В газовой полости может быть размещен геттер для поглощения агрессивных и радиоактивных газов (не показан).Example 2. In a container consisting (see Fig. 2) of a cylindrical shell 1 and a bottom part 2 welded to it, SNF 3 is loaded in the form of bundles of fuel rods and massive elements 4 and 5. The massive element 4 is made in the form of an ingot of cylindrical shape 4 with cavities for accommodating SNF 3 and mounting-centering elements 7. Element 5 is made in the form of a bottom tile 5, over which an additional element 6 is made, made of a more fusible than massive metal elements. The volume of the additional element is selected so that when it is melted, it is possible to fill all the gas cavities in the SNF storage area in the container. The container 1 and 2 is made of 06X18H10T corrosion-resistant alloy, the massive elements 4 and 5 are made of C2 grade lead (contains at least 99.9% Pb and has a melting point of 327.4 o C), and the additional element 6 is made of a low-melting eutectic alloy 44 5% Pb - 55.5% Bi with a melting point of 123.5 o C. Download and placement of spent fuel 3, elements 4, 5 and 6 in the container 1 and 2 is carried out using structural elements made, respectively, in the form of a base plate 7 and centering-fastening elements 8. After loading SNF and massive elements 4, 5 and additional element in that the container is sealed by welding it thereto lid 9 made of a corrosion resistant alloy. The container is placed in a heating furnace and its surface is heated to a temperature of approximately 130 o C. In the process of heating the additional element 6, it melts and fills the metal cavities and gaps 10 and 11, as well as fills the gaps between the SNF elements with the melt. In the process of melting an additional element and overflowing of the formed melt into the gas cavities 10 and 11, SNF 3 and massive elements 4 are moved from top to bottom. SNF elements are kept from surfacing by special clamps, which are not shown in FIG. 2, 3, 4. After melting and pouring the spent fuel with the melt, the container is cooled and the melt crystallizes to form a gas cavity in the upper part of the container (see Fig. 4). A getter can be placed in the gas cavity to absorb aggressive and radioactive gases (not shown).

Пример 3. Проводят загрузку ОЯТ 3 и массивных элементов 4 и 5 в контейнер как в примере 1 (см. фиг. 1). Приваривают к контейнеру крышку, снабженную герметизированным патрубком. Проводят заливку расплавом ОЯТ как в примере 1 и кристаллизацию расплава. После окончания кристаллизации расплава патрубок подключают к системе газоочистки и проводят его разгерметизацию, а затем через этот патрубок проводят заливку расплавленным свинцом газовой полости 10 (см. фиг. 2). После полного или частичного заполнения полости 10 расплавом проводят его кристаллизацию и герметизацию патрубка. Example 3. SNF 3 and massive elements 4 and 5 are loaded into the container as in example 1 (see Fig. 1). A lid equipped with a sealed pipe is welded to the container. Spent SNF melt pouring as in Example 1 and melt crystallization. After the crystallization of the melt, the pipe is connected to the gas treatment system and its depressurization is carried out, and then the gas cavity 10 is filled with molten lead through this pipe (see Fig. 2). After full or partial filling of the cavity 10 with the melt, its crystallization and sealing of the nozzle are carried out.

Использование предложенного способа позволяет повысить надежность длительного хранения ОЯТ за счет создания дополнительного высокоэффективного коррозионного барьера между ОЯТ и окружающей средой, обеспечить удержание радиоактивных продуктов внутри контейнера, ослабить излучение от ОЯТ, повысить эффективность охлаждение ОЯТ, а также позволяет использовать способ не только для долговременного хранения, но и для транспортировки ОЯТ. Кроме того, способ позволяет существенно снизить вероятность разгерметизации оболочек твэлов при нагреве их в процессе заливки расплавом или в процессе подготовки к заливке и выхода значительного количества радиоактивных газов в систему газоочистки или в окружающую среду. Способ позволяет также существенно упростить технологический процесс заливки ОЯТ расплавом. Using the proposed method allows to increase the reliability of long-term storage of spent nuclear fuel by creating an additional highly effective corrosion barrier between spent nuclear fuel and the environment, to ensure the retention of radioactive products inside the container, to reduce radiation from spent nuclear fuel, to increase the cooling efficiency of spent nuclear fuel, and also allows to use the method not only for long-term storage, but also for transportation of spent nuclear fuel. In addition, the method can significantly reduce the likelihood of depressurization of the cladding of the fuel rods when they are heated in the process of pouring with melt or in the process of preparation for pouring and the release of a significant amount of radioactive gases into the gas treatment system or into the environment. The method also allows to significantly simplify the technological process of filling SNF with a melt.

Источники информации
1. Тихонов Н. С. и др. О состоянии работ по хранению отработавшего топлива. Вторая межотраслевая конференция по проблеме хранения и транспортировки обработавшего ядерного топлива. Ленинград, октябрь 1990 г., с. 23-26.Sources of information
1. Tikhonov N. S. et al. On the status of spent fuel storage. The second intersectoral conference on the problem of storage and transportation of processed nuclear fuel. Leningrad, October 1990, p. 23-26.

2. Nuclear Europe Worldscan, N 3,4 - 1990, p.36. 2. Nuclear Europe Worldscan, N 3.4 - 1990, p. 36.

3. Second interim assessment of the Canad. conceptfor Nucl.fuel waste disposal, AECL-8373-2, 1984. 3. Second interim assessment of the Canad. conceptfor Nucl.fuel waste disposal, AECL-8373-2, 1984.

4. International Symposium on Sptnt Fuel Storage Safety Engineering and Environmental Aspects. Velyukhanov V.P., Ioltukhovsky A.G., Polykov A.C. and others. Concept of long-term safe storage of RBMK Leaky Spent Fuel in Metal Matrix. Vienna, 10-14 October, 1994. 4. International Symposium on Sptnt Fuel Storage Safety Engineering and Environmental Aspects. Velyukhanov V.P., Ioltukhovsky A.G., Polykov A.C. and others. Concept of long-term safe storage of RBMK Leaky Spent Fuel in Metal Matrix. Vienna, October 10-14, 1994.

Claims (7)

1. Способ упаковки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий его загрузку с помощью дистанционирующих элементов в контейнер из коррозионностойкого металла, приварку к контейнеру верхней крышки, разогрев контейнера, заливку ОЯТ расплавленным легкплавким металлом и проведение отверждения расплава, отличающийся тем, что загрузку ОЯТ осуществляют с заполнением большей части свободного пространства в контейнере массивными элементами из легкоплавкого металла, а заливку ОЯТ осуществляют при расплавлении этих элементов непосредственно в контейнере. 1. A method of packaging spent nuclear fuel (SNF), including loading it with the help of spacer elements into a container made of corrosion-resistant metal, welding the top cap to the container, heating the container, pouring the spent nuclear fuel with molten low-melting metal, and carrying out the solidification of the melt, characterized in that the SNF is loaded with filling most of the free space in the container with massive elements of low-melting metal, and the SNF is filled when these elements are melted directly but in the container. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве легкоплавкого металла для массивных элементов используют свинец или сплав на его основе. 2. The method according to claim 1, characterized in that lead or an alloy based on it is used as a low-melting metal for massive elements. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в верхней части контейнера размещен геттер для поглощения радиоактивных и/или химически активных газов. 3. The method according to p. 1, characterized in that in the upper part of the container there is a getter for absorbing radioactive and / or chemically active gases. 4. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в нижней части контейнера размещен дополнительный элемент, выполненный из более легкоплавкого металла чем металл массивных элементов, а заливку ОЯТ осуществляют при расплавлении этого дополнительного элемента и заполнении образовавшимся расплавом газовых полостей между отработавшим ядерным топливом и массивными элементами. 4. The method according to claim 1 or 2, characterized in that in the lower part of the container there is an additional element made of a more fusible metal than the metal of massive elements, and SNF is filled when this additional element is melted and the gas cavities between the spent nuclear melt are filled fuel and massive elements. 5. Способ по п.4, отличающийся тем, что объем дополнительного элемента выбирается равным или большим, чем объем газовых полостей в контейнере в зоне размещения ОЯТ. 5. The method according to claim 4, characterized in that the volume of the additional element is chosen equal to or greater than the volume of gas cavities in the container in the SNF placement zone. 6. Способ по п.4 или 5, отличающийся тем, что после расплавления дополнительных элементов и заливки полученным расплавом ОЯТ проводят расплавление и массивных элементов и гомогенизацию расплава. 6. The method according to claim 4 or 5, characterized in that after melting the additional elements and pouring the spent fuel with the melt, the massive elements are also melted and the melt is homogenized. 7. Способ по п.4, отличающийся тем, что массивные элементы выполнены из свинца, а дополнительный элемент из сплава на его основе. 7. The method according to claim 4, characterized in that the massive elements are made of lead, and an additional element of an alloy based on it.
RU96108565A 1996-04-26 1996-04-26 Method for packing spent nuclear fuel RU2109355C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96108565A RU2109355C1 (en) 1996-04-26 1996-04-26 Method for packing spent nuclear fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96108565A RU2109355C1 (en) 1996-04-26 1996-04-26 Method for packing spent nuclear fuel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2109355C1 true RU2109355C1 (en) 1998-04-20
RU96108565A RU96108565A (en) 1998-07-27

Family

ID=20180022

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96108565A RU2109355C1 (en) 1996-04-26 1996-04-26 Method for packing spent nuclear fuel

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2109355C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2459294C1 (en) * 2011-01-19 2012-08-20 Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Method of damaged dead nuclear fuel
US11430579B2 (en) * 2017-02-27 2022-08-30 Charles W. Pennington Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Second interim assessment of the Canad. concept for Nucl. fucl waste disposal AE CL - 8373-2, 1984, p. 37. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2459294C1 (en) * 2011-01-19 2012-08-20 Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Method of damaged dead nuclear fuel
US11430579B2 (en) * 2017-02-27 2022-08-30 Charles W. Pennington Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4229316A (en) Device for the storage or disposal of radioactive wastes
GB2091477A (en) Container Arrangement for Radioactive Waste
US4404129A (en) Sequestering of radioactive waste
JPH06201879A (en) Melting reactor-core holding mechanism for light water reactor
RU2109355C1 (en) Method for packing spent nuclear fuel
RU2113023C1 (en) Method for packing spent nuclear fuel
US6485404B1 (en) Advanced vitrification system improvements
CA1175163A (en) Storage of irradiated fuel assemblies
RU2357307C1 (en) Packing method of spent nuclear fuel
USH152H (en) Radioactive waste disposal package
US7368091B2 (en) Cesium and strontium capsule disposal package
US6660972B1 (en) Container for storing hazardous material and a method of enclosing hazardous material in a concrete container body
JPH10153696A (en) Disposal vessel of high level radioactive waste
JP2883672B2 (en) Methods and equipment for solidification, storage and disposal of high-level radioactive waste
RU2459294C1 (en) Method of damaged dead nuclear fuel
RU96108565A (en) METHOD FOR PACKING WASTE NUCLEAR FUEL
RU2550092C2 (en) Method for prolonged storage of spent nuclear fuel
Ojovan et al. Long-term safe storage and disposal of spent sealed radioactive sources in borehole type repositories
JPS6025760B2 (en) Method of forming radioactive waste waste
SU986217A1 (en) Composition for hardening highly radioactive waste and method of obtaining same
RU2273069C2 (en) Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources
RU2031461C1 (en) Process of preparation of piece radioactive waste for storage
EP1103983B1 (en) Method for transporting, stacking and storing radioactive material, shielding shells for radioactive material and process for the production of this shell
Brüning et al. The MONOLITH Container: A New Development for Transportation and Storage of Reactor Vessel Equipment and Reactor Vessel Parts
JPH0829597A (en) Containing method of radioactive contaminant and container therefor

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20070427