RU2154864C1 - Method for removing defective spent fuel assemblies - Google Patents

Method for removing defective spent fuel assemblies Download PDF

Info

Publication number
RU2154864C1
RU2154864C1 RU99117049/02A RU99117049A RU2154864C1 RU 2154864 C1 RU2154864 C1 RU 2154864C1 RU 99117049/02 A RU99117049/02 A RU 99117049/02A RU 99117049 A RU99117049 A RU 99117049A RU 2154864 C1 RU2154864 C1 RU 2154864C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
tube plate
plate
defective
case
boxes
Prior art date
Application number
RU99117049/02A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Н.И. Александров
В.К. Булыгин
В.Н. Коваленко
В.А. Никитенко
Original Assignee
Центральный научно-исследовательский институт технологии судостроения
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 Центральный научно-исследовательский институт технологии судостроения filed Critical Центральный научно-исследовательский институт технологии судостроения
Priority to RU99117049/02A priority Critical patent/RU2154864C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2154864C1 publication Critical patent/RU2154864C1/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: method for removing spent fuel assemblies from floating depot storage tank involves removal of safety plugs from filler holes of storage tank turning plate; while the latter is turned, open filler hole is brought in alignment with boxes accommodating fuel assemblies. Boxes proper are mounted in tube plate of tank via through bushings whose flanges are welded to tube plate and to boxes. Boxes holding defective fuel assemblies are detected and removed through filler hole. To this end, annular drilling is made in tube plate and in bushing flange around box through mentioned hole; inner diameter of drilling should be slightly greater than outer diameter of bushing and its depth is to be greater than welding penetration in tube plate. Then box is gripped through auxiliary slots on its top and extracted together with spent fuel assembly and bushing. Procedure does not require removal of turning plate and removal of defective fuel assembly held in box without disturbing its integrity. EFFECT: reduced emission of radioactive products into environment. 4 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами, и может быть использовано при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), находящихся во временных хранилищах. The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to methods for radioactive waste management, and can be used to dismantle defective spent fuel assemblies (SFA) located in temporary storage facilities.

В настоящее время во временных хранилищах отработавшего ядерного топлива, размещенных, например, на плавучих технических базах (ПТБ), находится большое количество ОТВС, подлежащих демонтажу для их дальнейшей утилизации. Currently, in the temporary storage facilities for spent nuclear fuel located, for example, at floating technical bases (PTB), there are a large number of SFAs that must be dismantled for their further disposal.

По различным технологическим причинам многие ОТВС, находящиеся в специальных пеналах и чехлах, повреждены (изогнуты или застряли в пеналах) и из хранилища штатным способом не извлекаются. Поэтому использование традиционных способов обращения с отработавшим ядерным топливом, включающих захват ОТВС, втягивание ее в перегрузочный контейнер и дальнейшее транспортирование на переработку, не обеспечивает демонтаж дефектных ОТВС. Это явление связано с тем, что при длительном хранении в ОТВС появляются различные дефекты: нарушение герметичности оболочек топливных элементов, распухание оболочек ОТВС, коррозия узлов крепления ОТВС в хранилище, механическое разрушение и изменение положения ОТВС. Вытягивание ОТВС с подобными дефектами приводит к их разрушению и неконтролируемому выделению в окружающую среду радиоактивных веществ и снижает радиационную безопасность для обслуживающего персонала и окружающей среды. For various technological reasons, many SFAs located in special cases and cases are damaged (bent or stuck in cases) and are not removed from the storage in a regular way. Therefore, the use of traditional methods for handling spent nuclear fuel, including the capture of SFAs, drawing it into a transfer container and further transportation for reprocessing, does not ensure the dismantling of defective SFAs. This phenomenon is due to the fact that during long-term storage in the SFA various defects appear: a violation of the tightness of the shells of the fuel elements, swelling of the SFA shells, corrosion of the attachment points of the SFA in the storage, mechanical destruction and repositioning of the SFA. Extraction of SFAs with similar defects leads to their destruction and uncontrolled release of radioactive substances into the environment and reduces radiation safety for staff and the environment.

Известны способ и устройство для извлечения деформированного топливного стержня из корпуса блока для поддержания давления водо-водяного реактора (патент США N 5139732, G 21 C 17/17, 1992 ), позволяющие производить дистанционно управляемое разрезание топливного стержня внутри упомянутого корпуса. Удаление частей расчлененного стержня производят через люк доступа, а, по меньшей мере, одну часть стержня удаляют выдергиванием за конец, расположенный снаружи проходной гильзы. A known method and device for extracting a deformed fuel rod from the casing of the block to maintain the pressure of the pressurized water reactor (US patent N 5139732, G 21 C 17/17, 1992), allowing for remotely controlled cutting of the fuel rod inside the casing. The parts of the dismembered rod are removed through the access hatch, and at least one part of the rod is removed by pulling at the end located outside the passage sleeve.

Однако описанный способ предназначен для демонтажа стержней, установленных в дистанционирующих решетках, и не может быть применен для топливных элементов, расположенных в индивидуальных пеналах. Кроме того, расчленение топливных стержней может привести к выходу радиоактивных продуктов в окружающую среду и снизить радиационную безопасность. However, the described method is intended for the dismantling of rods installed in the spacer grids, and cannot be applied to fuel cells located in individual canisters. In addition, dismemberment of fuel rods can lead to the release of radioactive products into the environment and reduce radiation safety.

Известен способ демонтажа дефектных ОТВС, расположенных в индивидуальных пеналах в хранилищах ПТБ. Этот способ является наиболее близким к заявляемому и описан в статье "Плавучее хранилище "Лепсе" (журнал "Атомная техника за рубежом", 1997, N 3, с. 20-21). There is a method of dismantling defective SFA located in individual canisters in the storage facilities of the PTB. This method is the closest to the claimed one and is described in the article "Lepse Floating Storage" (Nuclear Technology Abroad Magazine, 1997, N 3, pp. 20-21).

Согласно упомянутому способу удаляют защитную пробку загрузочного отверстия поворотной плиты, вращая поворотную плиту, центрируют это отверстие относительно пенала с ОТВС, оценивают состояние верхних частей ОТВС. В дальнейшем, по одному из вариантов, удаляют поворотную плиту для обеспечения доступа к ОТВС и затем пеналы удаляют целиком с помощью дистанционно управляемых средств демонтажа. According to the aforementioned method, the protective plug of the loading hole of the rotary plate is removed by rotating the rotary plate, the hole is centered relative to the case with the SFA, the condition of the upper parts of the SFA is evaluated. Further, according to one of the options, the rotary plate is removed to provide access to the SFA, and then the canisters are removed entirely using remotely controlled dismantling means.

Описанный способ предусматривает извлечение пеналов после удаления поворотной плиты, которая имеет большие габариты и массу. Удаление ее трудоемко и потребует значительных трудозатрат. Кроме того, после удаления поворотной плиты открывается доступ ко всем ОТВС, в том числе с различными дефектами. При этом возможен выход в окружающую среду радиоактивных продуктов. Для поддержания радиационной безопасности требуется максимально быстрое удаление всех пеналов с дефектными ОТВС, что не всегда возможно, и использование дистанционных средств демонтажа. The described method involves the removal of pencil cases after removing the rotary plate, which has large dimensions and weight. Removing it is time consuming and will require considerable labor. In addition, after removing the turntable, access to all SFAs, including those with various defects, is opened. In this case, the release of radioactive products into the environment is possible. To maintain radiation safety, it is required to remove as quickly as possible all the canisters with defective SFA, which is not always possible, and the use of remote dismantling tools.

Задачей настоящего изобретения является создание эффективного и безопасного способа демонтажа дефектных ОТВС из хранилищ ПТБ. An object of the present invention is to provide an efficient and safe method for dismantling defective SFAs from a storage facility.

Техническим результатом при осуществлении изобретения является уменьшение выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при перегрузке дефектных ОТВС из временных хранилищ в контейнер за счет исключения операции удаления поворотной плиты и обеспечение удаления пенала с дефектной ОТВС целиком, без нарушения его целостности. The technical result in the implementation of the invention is to reduce the release of radioactive products into the environment during the transshipment of defective SFAs from temporary storage facilities to the container by eliminating the operation of removing the rotary plate and ensuring the removal of the entire case from the defective SFA without violating its integrity.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе демонтажа дефектных ОТВС из временных хранилищ, расположенных на ПТБ, удаляют защитную пробку загрузочного отверстия поворотной плиты, стыкующегося с дефектной ОТВС, а затем, вращая поворотную плиту, центрируют это отверстие относительно пенала с дефектной ОТВС и удаляют эту ОТВС вместе с пеналом через загрузочное отверстие. Однако удалению пенала будет препятствовать сварка, которой он приварен к проходной втулке, а втулка - к трубной доске. Поэтому для удаления пенала вырезают через загрузочное отверстие в теле трубной доски и во фланце проходной втулки кольцеобразную проточку, внутренний диаметр которой незначительно больше наружного диаметра проходной втулки. Превышение внутреннего диаметра проточки над наружным диаметром проходной втулки необходимо для предотвращения провала пенала с ОТВС внутрь бака хранилища после проведения операции проточки. Глубина этой проточки должна превышать провар в трубной доске. The specified technical result is achieved due to the fact that in the proposed method for dismantling defective SFAs from temporary storage facilities located on the PTB, the protective plug of the loading hole of the rotary plate that is joined to the defective SFA is removed, and then, rotating the rotary plate, center this hole relative to the case with the defective SFA and remove this SFA together with the pencil case through the loading hole. However, the removal of the pencil case will be hindered by welding, which it is welded to the bushing, and the sleeve to the tube plate. Therefore, to remove the case, an annular groove is cut out through the loading hole in the body of the tube plate and in the flange of the bushing, the inner diameter of which is slightly larger than the outer diameter of the bushing. The excess of the inner diameter of the groove over the outer diameter of the bushing is necessary to prevent the failure of the canister with the SFA inside the storage tank after the grooving operation. The depth of this groove should exceed the penetration in the tube plate.

После этого захватывают пенал за технологические пазы, имеющиеся в его верхней части, и извлекают пенал с дефектной ОТВС через упомянутое загрузочное отверстие и далее проводят штатные операции по утилизации этой ОТВС. After that, a pencil case is grabbed by the technological grooves located in its upper part, and a pencil case with a defective SFA is removed through the aforementioned loading hole, and then regular operations are carried out to dispose of this SFA.

Операция вырезания кольцевой проточки, захват и извлечение пенала через загрузочное отверстие позволяет осуществлять демонтаж дефектных ОТВС из временных хранилищ без нарушения целостности пеналов и без удаления поворотной плиты. The operation of cutting an annular groove, capturing and removing a canister through a loading hole allows the dismantling of defective SFAs from temporary storage without violating the integrity of the canisters and without removing the turntable.

Исключение операции удаления поворотной плиты существенно упрощает способ, так как в этом случае не требуется применения мощных грузоподъемных устройств. The exclusion of the operation of removing the rotary plate greatly simplifies the method, since in this case the use of powerful lifting devices is not required.

Кроме того, при извлечении одной дефектной ОТВС через загрузочное отверстие все остальные пеналы с ОТВС закрыты поворотной плитой, что значительно уменьшает выход радиоактивных продуктов и тем самым гарантирует радиационную и экологическую безопасность техпроцесса демонтажа ОТВС. In addition, when removing one defective SFA through the loading hole, all other canisters with SFA are closed by a rotary plate, which significantly reduces the yield of radioactive products and thereby guarantees the radiation and environmental safety of the SFA dismantling process.

Изобретение поясняется следующими чертежами:
фиг. 1 - общий вид хранилища;
фиг. 2 - разрез хранилища по А-А;
фиг. 3 - схема вырезки кольцеобразной проточки;
фиг. 4 - установка базового контейнера и захват пенала.The invention is illustrated by the following drawings:
FIG. 1 - general view of the storage;
FIG. 2 - section of the storage along AA;
FIG. 3 is a diagram of a notch annular groove;
FIG. 4 - installation of the base container and the capture of the pencil case.

Хранилище состоит из следующих основных частей (фиг. 1): бака 1, трубной доски 2, поворотной плиты 3, защитной пробки 4, загрузочного отверстия 5 в поворотной плите 3, пенала 6, в котором установлена ОТВС 7, проходной втулки 8. Фланец втулки 8 приварен к трубной доске 2 и к пеналу 6, содержащему ОТВС 7. Для установки в определенном положении поворотной плиты 2 имеется фиксатор 9. The storage consists of the following main parts (Fig. 1): tank 1, tube plate 2, rotary plate 3, protective plug 4, loading hole 5 in the rotary plate 3, pencil case 6, in which the SFA 7 is installed, passage bush 8. Flange of the bush 8 is welded to the tube plate 2 and to the canister 6 containing the SFA 7. For installation in a certain position of the rotary plate 2 there is a latch 9.

Все пеналы в трубной доске расположены по концентрическим окружностям (фиг. 2). Для каждой окружности предусмотрено по одному загрузочному отверстию 5, закрытому защитной пробкой 4. All cases in the tube plate are located on concentric circles (Fig. 2). For each circumference, one loading hole 5 is provided, closed by a protective plug 4.

Предлагаемый способ может быть осуществлен следующим образом. The proposed method can be implemented as follows.

Из загрузочного отверстия 5, стыкующегося с дефектной ОТВС 7, извлекают защитную пробку 4. Вращением поворотной плиты 3 центрируют загрузочное отверстие 5 относительно пенала 6 с дефектной ОТВС 7. Проверка этого совмещения может быть осуществлена с помощью калибра. В установленном положении поворотную плиту закрепляют фиксатором 9. A protective plug 4 is removed from the loading hole 5, which is joined with the defective SFA 7. By rotation of the rotary plate 3, the loading hole 5 is centered relative to the case 6 with the defective SFA 7. This alignment can be checked using a gauge. In the installed position, the rotary plate is fixed with a latch 9.

Затем вырезают кольцевую проточку. Операция вырезания может быть произведена, например, посредством кольцевого сверла 10, закрепленного в шпиндельном блоке 11 (фиг. 3). Вращение шпиндельного блока 11 обеспечивает силовой блок, представляющий собой электродвигатель с механизмами подачи и привода шпинделя (на чертеже не показаны). При этом корпус шпиндельного блока 11, проходя через загрузочное отверстие 5, выполняет роль калибра для центрирования относительно него кольцевого сверла 10. Устанавливают режущий инструмент и опускают его в зону проточки через загрузочное отверстие 5. An annular groove is then cut out. The cutting operation can be performed, for example, by means of an annular drill 10 fixed in the spindle block 11 (Fig. 3). The rotation of the spindle unit 11 provides a power unit, which is an electric motor with feed mechanisms and spindle drive (not shown). In this case, the housing of the spindle unit 11, passing through the loading hole 5, acts as a caliber to center the ring drill 10 relative to it. Install the cutting tool and lower it into the groove zone through the loading hole 5.

Вырезание кольцеобразной проточки 12 в теле трубной доски 2 и фланца проходной втулки 8 производят таким образом, чтобы внутренний диаметр проточки незначительно превышал наружный диаметр втулки 8 для предотвращения провала пенала 6 в бак 1 хранилища. Глубина проточки должна превышать глубину провара в трубной доске 2. Глубину провара определяют известным способом. The cutting of the annular groove 12 in the body of the tube plate 2 and the flange of the bushing 8 is carried out so that the inner diameter of the groove is slightly greater than the outer diameter of the sleeve 8 to prevent the failure of the canister 6 in the storage tank 1. The depth of the groove should exceed the depth of penetration in the tube plate 2. The depth of penetration is determined in a known manner.

Таким образом, после проточки пенал 6 удерживается в прежнем положении за счет оставшейся части фланца, опирающейся на перемычку между кольцевой проточкой 12 и проходной втулкой 8. Металл, вырезаемый из кольцевой проточки 12, обозначен двойной штриховкой (фиг. 3). Thus, after the groove, the canister 6 is held in place due to the remaining part of the flange resting on the jumper between the annular groove 12 and the bushing 8. The metal cut from the annular groove 12 is indicated by double hatching (Fig. 3).

Извлечение пенала 6 производят следующим образом. В загрузочное отверстие 5 поворотной плиты 3 устанавливают штатное оборудование: поддон 13 и устанавливаемый на нем контейнер 14. Поддон 13 является центрирующим устройством для контейнера 14. Зажимом 15 контейнера 14 захватывают пенал 6 с дефектной ОТВС 7 за технологические пазы, имеющиеся в его верхней части, и с помощью привода контейнера 14 втягивают пенал 6 вместе с проходной втулкой 8 в контейнер 14 через загрузочное отверстие 5. Ходовая посадка, по которой установлена проходная втулка 8 в трубной доске, не препятствует вытягиванию пенала 6 в контейнер 14. Removing the pencil case 6 is as follows. The standard equipment is installed in the loading hole 5 of the rotary plate 3: the pallet 13 and the container 14 mounted on it. The pallet 13 is a centering device for the container 14. Clamp 15 of the container 14 captures the case 6 with the defective SFA 7 for the technological grooves in its upper part, and using the drive of the container 14, draw the case 6 together with the bushing 8 into the container 14 through the loading hole 5. The landing, along which the bushing 8 is installed in the tube plate, does not prevent the case 6 from being pulled into the end Tainer 14.

В случае образования окалины между проходной втулкой 8 и трубной доской 2, когда с помощью зажима 15 контейнера 14 извлечь пенал 6 не удается, производят отрыв пенала 6 от трубной доски 2 с помощью гидравлического домкрата, снабженного захватом. In the case of the formation of scale between the bushing 8 and the tube plate 2, when using the clamp 15 of the container 14 it is not possible to remove the case 6, the case 6 is torn off from the tube plate 2 by means of a hydraulic jack equipped with a grip.

Домкрат устанавливают также в загрузочное отверстие 5. Захват домкрата зацепляет пенал 6 за технологические пазы в его верхней части. В домкрате создают гидравлическое давление, поршень домкрата, связанный с захватом, перемещается вверх, при этом происходит отрыв пенала 6 от трубной доски 2. The jack is also installed in the loading hole 5. The grip of the jack engages the pencil case 6 for the technological grooves in its upper part. Hydraulic pressure is created in the jack, the piston of the jack associated with the gripper moves upward, while the canister 6 is torn off from the tube plate 2.

При большом количестве дефектных ОТВС в хранилище или необходимости удаления из хранилища всех ОТВС работу по их демонтажу производят циклами. Вначале, вращая и фиксируя поворотную плиту 3, по очереди вырезают кольцевые проточки 12 вокруг каждого пенала 6 с ОТВС 7. Затем, также вращая и фиксируя поворотную плиту 3, производят, при необходимости, отрыв пеналов с помощью гидравлического домкрата с захватом и затем извлекают пеналы втягиванием их в штатные контейнеры. With a large number of defective SFAs in the repository or the need to remove all SFAs from the repository, the work of dismantling them is performed in cycles. First, by rotating and fixing the rotary plate 3, annular grooves 12 are cut in turn around each canister 6 with SFA 7. Then, by rotating and fixing the rotary plate 3 as well, if necessary, the canisters are torn off with a hydraulic jack with a gripper and then the canisters are removed pulling them into regular containers.

Claims (1)

Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок из хранилища плавучей технической базы, при котором поочередно удаляют защитные пробки из загрузочных отверстий поворотной плиты, установленной на баке хранилища, поворачивая плиту, последовательно совмещают открытое загрузочное отверстие с пеналами, в которых находятся сборки, а сами пеналы установлены в трубной доске бака через проходные втулки, причем фланцы втулок прикреплены сваркой к трубной доске и пеналам, определяют пеналы с дефектными сборками и удаляют их, отличающийся тем, что удаление пеналов производят через загрузочное отверстие, для чего в трубной доске и фланце втулки вокруг пенала через упомянутое отверстие вырезают кольцеобразную проточку с внутренним диаметром, немного превышающим наружный диаметр проходной втулки, и глубиной, превышающей провар в трубной доске, пенал захватывают за технологические пазы, в его верхней части и извлекают вместе с отработавшей сборкой и втулкой. A method for dismantling defective spent fuel assemblies from the storage of a floating technical base, in which the protective plugs are successively removed from the loading holes of the rotary plate installed on the storage tank, turning the plate, the open loading hole is sequentially combined with the canisters in which the assemblies are located, and the canisters themselves are installed in the tube plate of the tank through the bushings, and the flanges of the bushings are welded to the tube plate and the canisters, the canisters with defective assemblies are detected and removed, ex In this case, the removal of the cases is carried out through the loading hole, for which an annular groove with an inner diameter slightly larger than the outer diameter of the passage sleeve and a depth exceeding the penetration in the tube board is cut out through the tube plate and the flange of the sleeve around the case, and the case is seized by technological grooves, in its upper part, and are removed together with the spent assembly and the sleeve.
RU99117049/02A 1999-08-04 1999-08-04 Method for removing defective spent fuel assemblies RU2154864C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) 1999-08-04 1999-08-04 Method for removing defective spent fuel assemblies

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) 1999-08-04 1999-08-04 Method for removing defective spent fuel assemblies

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2154864C1 true RU2154864C1 (en) 2000-08-20

Family

ID=20223503

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) 1999-08-04 1999-08-04 Method for removing defective spent fuel assemblies

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2154864C1 (en)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2501104C1 (en) * 2012-10-30 2013-12-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Apparatus for cutting casing with spent nuclear fuel in storage cell
RU2619581C1 (en) * 2016-03-04 2017-05-17 Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" Method for dismantling the cover of the steam generator of a nuclear energy installation
RU2695808C1 (en) * 2018-12-24 2019-07-29 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies
RU2713916C1 (en) * 2019-05-27 2020-02-11 Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies
RU2739902C1 (en) * 2020-06-16 2020-12-29 Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods
RU2772524C1 (en) * 2021-09-27 2022-05-23 Общество с ограниченной ответственностью «Александра-Плюс» Method for extracting spent fuel assemblies stuck in the cells of the cover

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Атомная техника за рубежом. - Атомная энергия, 1997, N 3, с.21, 22. *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2501104C1 (en) * 2012-10-30 2013-12-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Apparatus for cutting casing with spent nuclear fuel in storage cell
RU2619581C1 (en) * 2016-03-04 2017-05-17 Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" Method for dismantling the cover of the steam generator of a nuclear energy installation
RU2695808C1 (en) * 2018-12-24 2019-07-29 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies
RU2713916C1 (en) * 2019-05-27 2020-02-11 Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies
RU2739902C1 (en) * 2020-06-16 2020-12-29 Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods
RU2772524C1 (en) * 2021-09-27 2022-05-23 Общество с ограниченной ответственностью «Александра-Плюс» Method for extracting spent fuel assemblies stuck in the cells of the cover

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4522780A (en) Removal and replacement of fuel rods in nuclear fuel assembly
US4656734A (en) Apparatus for replacement of guide pins of a guiding tube forming part of the top internal equipment of a pressurized water nuclear reactor
US3838289A (en) Radioactive waste filter removal system
RU2154864C1 (en) Method for removing defective spent fuel assemblies
JP2013242322A (en) Device for transportation of nuclear fuel and method for loading/unloading the device
US4428903A (en) Fuel rod fission gas crimping arrangement and method
RU2253158C1 (en) Method for dismounting spent defective fuel assemblies
US5087411A (en) Device and process for underwater recovery and elimination of radioactive waste
RU2287194C1 (en) Method for dismounting defective spent fuel assemblies
JP2007248186A (en) Fixing structure of cask
CN109727697B (en) High-radioactivity waste receiving device
RU2353009C2 (en) Method of pipes extraction and associated device
KR102595144B1 (en) Systems and methods for volume reduction of nuclear reactor components
US20210296017A1 (en) Method of removing nuclear power plant radioactivation structure
JPS643105Y2 (en)
RU2695808C1 (en) Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies
RU2400847C1 (en) Method for removing caissons from storage warehouse of nuclear process service vessels with defective sfa off-normally arranged in them
JPH1020086A (en) Radioactive waste disposing container
RU2739902C1 (en) Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods
RU2080665C1 (en) Method for laying out two-beam fuel assembly of nuclear reactor and layout device which implements said method
RU2713916C1 (en) Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies
JP6230964B2 (en) Fuel debris retrieval device and fuel debris retrieval method
KR101946633B1 (en) Jig for charging nuclear fuel rod
Painter et al. Design and operation of a dry spent fuel storage installation
Boya et al. Treatment of Uranium Slugs at the CEA Marcoule site–12026

Legal Events

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

Effective date: 20080805