RU2357307C1 - Способ упаковки отработанного ядерного топлива - Google Patents

Способ упаковки отработанного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2357307C1
RU2357307C1 RU2007129236/06A RU2007129236A RU2357307C1 RU 2357307 C1 RU2357307 C1 RU 2357307C1 RU 2007129236/06 A RU2007129236/06 A RU 2007129236/06A RU 2007129236 A RU2007129236 A RU 2007129236A RU 2357307 C1 RU2357307 C1 RU 2357307C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
filler
canister
nuclear fuel
case
snf
Prior art date
Application number
RU2007129236/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2007129236A (ru
Inventor
Александр Николаевич Щербина (RU)
Александр Николаевич Щербина
Александр Геннадьевич Кокорин (RU)
Александр Геннадьевич Кокорин
Сергей Иванович Юрков (RU)
Сергей Иванович Юрков
Наталья Владимировна Нагаева (RU)
Наталья Владимировна Нагаева
Тамара Евгеньевна Реутова (RU)
Тамара Евгеньевна Реутова
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина")
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина")
Priority to RU2007129236/06A priority Critical patent/RU2357307C1/ru
Publication of RU2007129236A publication Critical patent/RU2007129236A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2357307C1 publication Critical patent/RU2357307C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Packages (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для упаковки отработанного ядерного топлива (ОЯТ). ОЯТ загружают в вертикально расположенный пенал из коррозионно-стойкого металла, засыпают сыпучий мелкозернистый наполнитель в пенал через верхний край торца пенала. Перед засыпанием в пенал в наполнитель добавляют нейтронно-поглощающий материал и перемешивают до получения однородной массы. При использовании изобретения исключается возможность парового взрыва в процессе упаковки, уменьшается вероятность образования пустот в наполнителе, наполнителю придаются нейтронно-поглощающие свойства, решается задача повышения безопасности, надежности и экономичности способа упаковки поврежденного ОЯТ, долгое время хранившегося в воде и содержащего в своей конструкции воду. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Область техники
Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для упаковки неповрежденного и поврежденного отработанного ядерного топлива (ОЯТ).
Предшествующий уровень техники
После завершения технологического цикла ОЯТ, содержащееся в отработанных тепловыделяющих сборках (ОТВС), извлекают из активной зоны реактора, погружают в бассейн выдержки, охлаждают в воде до тех пор, пока величина остаточного энерговыделения не понизится до допустимого уровня. Затем ОТВС извлекают из бассейна, осушают, помещают несколько ОТВС в специальную конструкцию, фиксирующую их взаимное расположение, и загружают ее в транспортный упаковочный контейнер (ТУК), а затем везут либо на переработку, либо для долгосрочного сухого хранения. При этом обеспечивают безопасность транспортировки и хранения - требуемый уровень биологической защиты, ядерную и радиационную безопасность, прочность и герметичность конструкции. Особого внимания требуют к себе ОТВС с ОЯТ внутри, долгое время пролежавшие в бассейне. Стенки таких ОТВС хрупкие, способны при малейшей нагрузке разрушиться, что может привести к аварийной ситуации.
Известен способ упаковки содержащих ОЯТ кассет или ОТВС [Патент РФ №2152649, от 10.01.96, «Способ и устройство для хранения опасных отходов», кл. G21F 5/008, опубл. 10.07.2000, автор Георгии Ханс].
Способ заключается в размещении ОТВС в сосуде из металла, герметизации и заливке бетоном.
Способ является надежным для длительного хранения ОЯТ за счет создания дополнительного технического барьера безопасности между ОЯТ и окружающей средой, обеспечения удержания радиоактивных продуктов внутри пенала. Ослабляется излучение от ОЯТ, повышается эффективность охлаждения ОЯТ.
Недостатками способа являются его высокая стоимость и сложность процесса, невозможность транспортирования в собранном состоянии устройства к месту хранения из-за чрезмерно большого веса.
В качестве прототипа был выбран способ упаковки отработанного ядерного топлива [Патент РФ №2109355, от 26.04.96 «Способ упаковки отработанного ядерного топлива», опубл. 20.04.98, кл. G21F 5/005, авторы Иолтуховский А.Г., Велюханов В.П., Андрианов А.Н., Поляков А.С., Тебус В.Н., Брагин Г.П., Форстман В.А.]. Этот способ включает в себя загрузку ОЯТ, содержащегося в ОТВС с помощью дистанционирующих элементов в пенале из коррозионно-стойкого металла, заливку ОЯТ расплавленным легкоплавким металлом и проведение отверждения расплава. Загрузку ОЯТ осуществляют с заполнением большей части свободного пространства в пенале массивными элементами из легкоплавкого металла, а заливку ОЯТ осуществляют при расплавлении этих элементов непосредственно в пенале.
Однако температура плавления только легкоплавких вставок в пенале +123,5°С, а нагревать пенал с загруженным ОЯТ предполагается в печи до температуры +350°С. Для поврежденных ОТВС, содержащих ОЯТ, такое нагревание очень опасно. Оно влечет за собой дополнительные нагрузки на ОТВС и может их разрушить. Недостатком можно считать и слишком большой общий вес, получаемый при упаковке отработанного топлива. Образуется конструкция, в которой все пустоты заполнены свинцом без нейтронно-поглощающих материалов. При использовании такого способа упаковки топлива Белоярской АЭС потребуется около 2 м3 свинца для упаковки одной кассеты в пенал, и в результате вес одного пенала может достигнуть 30 т, тогда как грузоподъемность кранового оборудования ограничена величиной 15 т.
Кроме того, свинец и сплавы с низкой температурой плавления достаточно дорогостоящие материалы.
Раскрытие изобретения.
Задачей заявляемого технического решения является повышение безопасности, надежности и экономичности способа упаковки поврежденного ОЯТ, долгое время хранившегося в воде и содержащего в своей конструкции воду.
Технический результат заключается в использовании более дешевого наполнителя, обладающего под воздействием внешних сил текучестью в неограниченном объеме и монолитностью в ограниченном объеме при температуре, равной температуре окружающей среды.
Этот результат достигается тем, что в способе упаковки отработанного ядерного топлива, включающем загрузку в пенал, закрытие пенала и заполнение его наполнителем, согласно изобретению, после того, как отработанное ядерное топливо загрузили в пенал, в него засыпают сыпучий мелкозернистый наполнитель, фиксирующий топливо внутри пенала.
Засыпать наполнитель в полость пенала можно через верхний край торца пенала или через отверстие в крышке пенала после закрепления ее на торце пенала.
Наполнитель можно засыпать в пенал со скоростью, меньшей скорости прохождения наполнителя между внутренней стенкой пенала и ядерным топливом.
Заполнять пенал наполнителем можно до уровня верхнего торца.
В качестве наполнителя можно использовать керамзит, вермикулит, пеностекло или сухой кварцевый песок.
Для придания наполнителю нейтронно-поглощающих свойств в него перед засыпанием в пенал можно добавить нейтронно-поглощающий материал в виде порошка и перемешать до получения однородной массы.
При долгом хранении в воде кассет с ОЯТ, образуются коррозионные отверстия в трубах кассет, в которые попадает вода. Осушение поднятых со дна бассейна кассет - операция долговременная и дорогостоящая, связанная с выходом значительного количества радиоактивных газов в систему газоочистки или в окружающую среду. Кроме этого после осушения остается вероятность присутствия оставшейся воды, не высохшей через коррозионные отверстия. При заполнении пенала с расположенной в нем неосушенной кассетой, расплавленным металлом образуются пары воды, которые способны разорвать изнутри трубы кассеты, то есть разгерметизировать оболочки ОТВС, содержащие ОЯТ. Чтобы исключить этот паровой взрыв, необходимо подобрать наполнитель, имеющий температуру, соответствующую температуре ОЯТ. Предлагается неосушенные поврежденные кассеты засыпать наполнителем из зерен-гранул с температурой, близкой собственной температуре ОЯТ, что исключает возможность парового взрыва. При этом часть воды, оставшаяся в кассете после поднятия ее из бассейна выдержки, будет вытеснена наполнителем. Влага по капиллярам в сыпучем материале наполнителя со временем выйдет за его границы в виде пара.
Таким образом, отпадает необходимость осушения поврежденной кассеты с ОЯТ, долгое время хранившейся в бассейне выдержки, а значит, повышается безопасность предлагаемого способа упаковки поврежденного ОЯТ.
Общее количество урана в кассетах намного больше минимальной критической массы уран-водяной смеси. Если допустить выход ОЯТ из нескольких труб и его объединение в предполагаемой пустоте, то возможно возникновение самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР). В прототипе для исключения пустот поддерживаются высокие температуры и чистота используемых материалов, используются легкоплавкие вставки в пенале. Малейшие отклонения ведут к образованию пустот в наполнителе.
В предлагаемом способе засыпают наполнитель в пенал, не поддерживая температуру окружающей среды. Наполнитель, сохраняя свои сыпучие свойства, заполняет практически все свободное пространство пенала. Все это повышает надежность способа наполнения пенала с ОЯТ без пустот.
В прототипе после отвердевания наполнителя проводят разгерметизацию газовой полости, образовавшейся в пенале, заполняют ее расплавленным свинцом или легкоплавким металлом, с последующей герметизацией пенала. Однако в пенале при хранении влажного ОЯТ происходит радиолиз воды под действием радиации с образованием водорода, который, накапливаясь, создает повышенное давление внутри пенала, способное разрушить пенал.
В предлагаемом изобретении герметизацию пенала производить нет необходимости. Отсутствие герметизации обеспечивает выход образуемого водорода в атмосферу. Возможно установление штуцера на крышке пенала для сбрасывания давления образующегося водорода, а можно негерметично закрыть крышку пенала при упаковке ОТВС. За счет этого повышается надежность пенала с ОТВС после его засыпки наполнителем.
Свинец и сплавы с низкой температурой плавления достаточно дорогостоящие материалы. Цена свинца в настоящее время у разных производителей составляет 300÷600 руб./л (Internet, http://www.bankinfo.kz/rus/news), тогда как рассматриваемые известные сыпучие наполнители имеют цену 0,03-0,06 руб./л. Экономия на один пенал может достигать порядка 5 млн. рублей. Для большого объема стабилизируемого отработанного ядерного топлива вопрос стоимости становится достаточно важным. Стоимость материалов и работ предлагаемым способом в 5000 раз дешевле, чем в прототипе.
Кроме того, в прототипе необходимо дополнительно разогревать пенал с ОЯТ и наполнитель до достаточно высоких температур, что влечет дополнительные расходы на нагрев и использование жаропрочного оборудования. Экономичность предлагаемого способа объясняется отказом от создания цеха для заливки и размещения в нем оборудования, дешевизной используемого материала и отказом от дополнительного нагрева, так как наполнитель при засыпке имеет температуру, равную температуре окружающей среды.
Следует добавить, что для погрузочных работ и транспортировки пеналов с ОЯТ экономичнее, если они будут весить меньше. При использовании способа упаковки, описанном в прототипе, для топлива Белоярской АЭС потребуется приблизительно
2,5 м3 свинца на один пенал, и в результате масса одного пенала составит больше 30 т, тогда как грузоподъемность кранового оборудования ограничена величиной 15 т. По сравнению со свинцом, плотность наполнителя в рассматриваемом способе примерно в 5-20 раз меньше, а значит, при заполнении одного и того же объема он будет легче. При транспортировке не понадобятся дополнительные погрузочно-разгрузочные устройства, что повлечет экономию средств.
В заявляемом способе бор при необходимости можно размешать в материале - наполнителе до получения однородной массы, потому что плотности бора и наполнителя в предлагаемом способе соизмеримы. Это дополнительно повысит безопасность для людей, осуществляющих упаковку ОЯТ.
По прошествии длительного времени может возникнуть необходимость извлечь ОЯТ из пенала для его дальнейшей переработки. ОЯТ, упакованный способом, описанным в прототипе, потребуется нагреть до температуры плавления свинца, чтобы вылить наполнитель. Это требует дополнительных затрат энергии, сложной технологии. Для извлечения ОЯТ, упакованного предлагаемым способом, достаточно открыть крышку пенала, наклонить его, наполнитель высыплется из пенала вместе с упакованным в нем ОЯТ. Это повысит экономичность и безопасность извлечения ОЯТ.
Краткое описание чертежей.
На фиг.1 представлен пенал с размещенным внутри поврежденным ОЯТ, частично заполненный наполнителем.
На фиг.2 представлен вид сверху пенала с размещенным внутри поврежденным ОЯТ.
На фиг.3 представлена верхняя часть пенала, заполненного наполнителем и закрытого крышкой.
Варианты осуществления изобретения.
Как показано на фиг.1, установка для осуществления способа представляет собой пенал 1 с крышкой 2 (см. на фиг.3) и помещенной в него кассетой 3, состоящей из набора труб 4, содержащих ОЯТ 5 (см. на фиг.2). Взаиморасположение труб 4 в кассете 3 обеспечивается дистанционными решетками 6. В трубах 4 имеются сквозные коррозионные отверстия 7.
Перед тем как установить кассету 3 в вертикально стоящий пенал 1, ее извлекают из бассейна выдержки и дают стечь воде. В пенал 1 кассета 3 попадает влажной и с возможным содержанием воды внутри труб 4, попавшей туда через коррозионные отверстия 7 во время хранения в бассейне выдержки.
На безопасном расстоянии от пенала 1 в защищенном от радиации помещении подготавливают наполнитель 8 из зерен-гранул обтекаемой формы, диаметром зерен от 2 до 5 мм, например, просеянные вермикулит, керамзит или речной песок. При необходимости в наполнитель добавляют бор или его соединения и перемешивают до достижения равномерного распределения бора в наполнителе 8.
После загрузки кассеты 3 в пенал 1 засыпают наполнитель 8 в полость пенала 1 через верхний край торца пенала 1. Для повышения биологической защиты персонала можно закрыть пенал 1 сверху крышкой 2 (см. на фиг.3) с загрузочным отверстием 9 и подавать наполнитель 8 через загрузочное отверстие 9 в крышке 2 пенала 1.
Как показано на фиг.2, зерна-гранулы наполнителя 8 ссыпаются вниз между внутренней стенкой пенала 1 и кассетой 3 по свободному пространству 10. Свободное пространство 10 для прохода наполнителя 8 образовалось из-за того, что форма крышки кассеты 3 отличается от круглой формы поперечного сечения пенала 1. Падая на дистанционную решетку 6, наполнитель 8 просыпается в свободный зазор 11 (см. на фиг.1) между краем дистанционной решетки 6 и стенкой пенала 1. Наполнитель 8 засыпают в пенал 1 со скоростью, меньшей скорости прохождения наполнителя 8 между внутренней стенкой пенала 1 и кассетой 3. Если этого не придерживаться, то наполнитель 8 не будет успевать проходить в свободное пространство 10 и будет высыпаться из пенала 1.
Наполнитель 8 заполняет пространство между трубами 4 кассеты 3, располагаясь внутри пенала 1, как показано на фиг.1. При засыпке наполнителя 8 в пенале 1 образуются пустоты 12 под дистанционными решетками 6, куда наполнитель 8 не может проникнуть при засыпке.
При рассмотренных аналогичных способах пустоты, образованные в наполнителе ОЯТ опасны при упаковке тем, что в них с течением времени накапливается водород в результате радиолиза воды, оставшейся в кассете. Водород при высоком давлении способен разорвать герметично упакованный контейнер. Кроме этого водород взрывоопасен. В нашем случае полости не представляют описанной выше опасности. Так как наполнитель 8 сыпучий, то между гранулами имеются свободные микропространства, и образующийся водород способен выйти за пределы наполнителя 8 и покинуть пенал 1 через штуцер 13 в крышке 2 пенала 1. Кроме этого пустоты 12 несут опасность скапливания в них разрушающегося ОЯТ, которое способно накапливаться в объеме, необходимом для СЦР. В предлагаемом решении полости 12 самостоятельно заполняются наполнителем 8 в процессе транспортировки пенала с ОЯТ 5 на постоянное сухое хранение. При транспортировке пенал 1 с ОЯТ 5 приводят в горизонтальное положение, и наполнитель 8 заполняет воздушные полости 12.
Наполнитель 8 располагается между трубами 4 (фиг.3), сдавливает и укрепляет стенки с внешней стороны каждой трубы 4 в кассете 3 за счет внутреннего давления, создаваемого массой наполнителя 8. Остаточная влага на поверхности кассеты 3 поверхностно перераспределяется в наполнителе 8, частично увлажнив его. Это не мешает поступающему наполнителю 8 равномерно распределяться между трубами 4 в кассете 3. При этом отпадает необходимость осушать кассету 3, удаляя влагу с ее поверхности и из внутренней полости труб 4.
В рассматриваемом прототипе остаточная влага при заливке расплавленным металлом может взорваться. Исключив эту опасность, в предлагаемом варианте повышается безопасность способа упаковки ОЯТ 5. Кроме этого влага, оставшаяся внутри труб 4, с течением времени образует коррозионные отверстия 7 в стенках труб 4. Вода из труб 4 через эти отверстия 7 будет поступать в наполнитель 8, смачивая его, а наполнитель 8 будет ссыпаться в отверстия 7 и занимать освободившееся от воды пространство. Таким образом, исключается возможность создания пустот для СЦР.
Продолжают засыпать наполнитель 8 до верхнего края торца пенала 1. Верхняя поверхность наполнителя 8 выравнивается до единого уровня.
Крышку 2 пенала 1 устанавливают на верхний торец пенала 1 и прикрепляют к нему жестким разъемным соединением, например, болтовым. Если крышка 2 была установлена до начала засыпки наполнителя 8, то после засыпки закрывают загрузочное отверстие 9 в крышке 2.
При хранении ОЯТ 5 образуются радиоактивные аэрозоли, например, водород. При герметизации пенала с течением времени в нем будет расти внутреннее давление, способное повредить пенал. Для предотвращения этого предусмотрен штуцер 13, открывающийся при достижении внутреннего давления в пенале опасной величины. Можно совсем не герметизировать пенал. Негерметично закрытая крышка 2 даст возможность выходить водороду из пенала. В этом случае процесс выхода водорода из пенала будет неконтролируемым.
Для извлечения кассеты 3 с ОЯТ 5 из пенала 1 достаточно снять крышку 2 и высыпать наполнитель 7 вместе с кассетой 3 из пенала 1.
Промышленная применимость.
Изобретение относится к ядерным технологиям и может быть использовано для упаковки поврежденного и неповрежденного ОЯТ. При использовании изобретения исключается разгерметизация оболочек ОТВС, содержащих ОЯТ в процессе упаковки, исключается вероятность образования пустот в наполнителе, используются более дешевые материалы в качестве наполнителей, экономится тепловая энергия, наполнителю придаются нейтронно-поглощающие свойства. Конструкция с упакованным предлагаемым способом ОЯТ становится легче, чем в прототипе. Из приведенных вариантов выполнения способа вытекает реальность его применения в промышленности.

Claims (7)

1. Способ упаковки отработанного ядерного топлива, включающий его загрузку в пенал, закрытие пенала и заполнение его наполнителем, отличающийся тем, что после загрузки отработанного ядерного топлива в пенал в него засыпают сыпучий мелкозернистый наполнитель, фиксирующий топливо внутри пенала.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что засыпают наполнитель в полость пенала через верхний край торца пенала.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что засыпают наполнитель через отверстие в крышке после закрепления ее на торце пенала.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что наполнитель засыпают в пенал со скоростью, меньшей скорости прохождения наполнителя между внутренней стенкой пенала и ядерным топливом.
5. Способ по п.1, отличающийся тем, что заполняют пенал наполнителем до уровня верхнего торца пенала.
6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве наполнителя применяют керамзит, или вермикулит, или пеностекло, или песок.
7. Способ по п.1, отличающийся тем, что в наполнитель перед засыпанием в пенал добавляют нейтронно-поглощающий материал и перемешивают до получения однородной массы.
RU2007129236/06A 2007-07-30 2007-07-30 Способ упаковки отработанного ядерного топлива RU2357307C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007129236/06A RU2357307C1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Способ упаковки отработанного ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007129236/06A RU2357307C1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Способ упаковки отработанного ядерного топлива

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007129236A RU2007129236A (ru) 2009-02-10
RU2357307C1 true RU2357307C1 (ru) 2009-05-27

Family

ID=40546282

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007129236/06A RU2357307C1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Способ упаковки отработанного ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2357307C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2459294C1 (ru) * 2011-01-19 2012-08-20 Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Способ упаковки поврежденного отработавшего ядерного топлива
RU2759115C1 (ru) * 2021-02-12 2021-11-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2459294C1 (ru) * 2011-01-19 2012-08-20 Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Способ упаковки поврежденного отработавшего ядерного топлива
RU2759115C1 (ru) * 2021-02-12 2021-11-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2007129236A (ru) 2009-02-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107251153B (zh) 核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统
JP7039099B2 (ja) 核燃料デブリコンテナ
JPH06503885A (ja) 原子炉設備、その炉心コンテインメントおよび原子炉設備における非常冷却方法
US11430579B2 (en) Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy
JP6775062B1 (ja) 多孔柱状インサートを伴う核燃料デブリコンテナ
US3828197A (en) Radioactive waste storage
JP5377064B2 (ja) 炉心溶融物保持装置および原子力プラント
RU2357307C1 (ru) Способ упаковки отработанного ядерного топлива
KR20220134683A (ko) 핵폐기물 저장용 비환기형 캐스크
RU2084975C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
CA1175163A (en) Storage of irradiated fuel assemblies
RU2459294C1 (ru) Способ упаковки поврежденного отработавшего ядерного топлива
RU2109355C1 (ru) Способ упаковки отработавшего ядерного топлива
CA2919623C (en) Method for long-term storage of waste nuclear fuel
RU2169953C2 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
KR101278196B1 (ko) 수직공동을 이용한 용융된 원자로 연료봉을 처리하는 장치
RU2463677C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
RU2335816C1 (ru) Способ осушки отработавших тепловыделяющих сборок
RU2593273C1 (ru) Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
US20240233971A9 (en) Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy
US20240136080A1 (en) Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy
JP6878203B2 (ja) 炉心溶融物受け装置およびその設置方法、耐熱部品、ならびに原子力施設
JP7366265B2 (ja) ウラン含有核分裂性物質の輸送用輸送包装キット
RU2759115C1 (ru) Контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора
Cox et al. Management of legacy spent nuclear fuel wastes at the Chalk River Laboratories: operating experience and progress towards waste remediation

Legal Events

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

Effective date: 20120731