RU2510087C1 - Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 - Google Patents

Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 Download PDF

Info

Publication number
RU2510087C1
RU2510087C1 RU2012137981/07A RU2012137981A RU2510087C1 RU 2510087 C1 RU2510087 C1 RU 2510087C1 RU 2012137981/07 A RU2012137981/07 A RU 2012137981/07A RU 2012137981 A RU2012137981 A RU 2012137981A RU 2510087 C1 RU2510087 C1 RU 2510087C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
cells
sfa
housing
case
vver
Prior art date
Application number
RU2012137981/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2012137981A (ru
Inventor
Пётр Михайлович Гаврилов
Вадим Альбертович Кравченко
Борис Николаевич Бараков
Юрий Вячеславович Гамза
Юрий Сергеевич Ильиных
Наталия Павловна Шафрова
Александр Иванович Винников
Николай Иванович Русаков
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
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 "Горно-химический комбинат" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
Priority to RU2012137981/07A priority Critical patent/RU2510087C1/ru
Publication of RU2012137981A publication Critical patent/RU2012137981A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2510087C1 publication Critical patent/RU2510087C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС. Пенал для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 содержит корпус с установленными внутри него разделительными перегородками, образующими ячейки, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленные внутри корпуса вертикальные стойки и центральную трубу. Вертикальные стойки и центральная труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек. Вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС. В двух других противолежащих ячейках углы между разделительными перегородками равны углу между несмежными гранями ОТВС. В этих двух ячейках разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС. Технический результат - увеличение коэффициента полезной загрузки пенала и сечения ячеек для создания возможности установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности, к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.
Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является существенной частью любого ядерного топливного цикла. Это может быть временное хранение до переработки отработавшего ядерного топлива, либо достаточно длительное хранение до захоронения топлива в могильниках. Суммарные объемы отработавшего топлива, подлежащего хранению, непрерывно возрастают из-за значительно меньших производственных возможностей перерабатывающих заводов. Растет не только объем хранящегося топлива, но и увеличиваются предполагаемые сроки хранения, поскольку задача захоронения отработавшего ядерного топлива не решена ни в одной стране.
Основу ядерно-энергетического парка России составляют реакторы ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Для реакторов типов ВВЭР и РБМК принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000 будет перерабатываться на Опытно-демонстрационном центре и заводе РТ-2 после их ввода в эксплуатацию. Согласно «Стратегии развития атомной энергетики в первой половине XXI века» создание завода РТ-2 запланировано на 2025-2030 гг., а создание Опытно-демонстрационного центра в 2015 г. На площадке завода РТ-2 существует «мокрое» хранилище для ОТВС реакторов ВВЭР-1000, которые хранятся в водонаполненном бассейне, так называемом «мокром» хранилище и строится для их хранения до переработки «сухое» хранилище. На «сухое» хранилище поступают ОТВС после длительного хранения в «мокром» хранилище и ОТВС с АЭС, транспортируемые в защитном контейнере. ОТВС в камере комплектации пеналов устанавливаются в корпуса пеналов, которые затем герметизируются крышками с клапаном на сварке, и после вакуумирования пеналы заполняются через клапаны азотно-гелиевой смесью под избыточным давлением, клапаны герметизируются сваркой, а затем пеналы устанавливаются в гнезда хранения в два этажа. ОТВС реакторов ВВЭР-1000 изготавливались двух типов: серийные (бесчехловые) и несерийные (чехловые). Оба типа ОТВС имеют шестигранное сечение с той лишь разницей, что расстояние между их параллельными гранями («размер под ключ») серийных ОТВС составляет 234 мм, а несерийных ОТВС - 238 мм.
Из уровня техники известен герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива (см. патент РФ №2435239, МПК G21C 19/06, 2010), содержащий корпус, установленную внутри корпуса решетку и крышку.
Корпус образован цилиндрической обечайкой, на верхнем утолщенном конце которой выполнена расточка для установки и последующей приварки крышки, и глухим днищем с амортизатором. В корпусе на верхнем утолщенном конце выполнена внутренняя кольцевая канавка.
Крышка представляет собой диск, в центральной утолщенной части которого установлен грибок, в котором установлен замок с возможностью до выполнения сварного шва соединения крышки с корпусом пенала удерживать корпус пенала введением в кольцевую канавку замыкающих стержней, установленных в направляющих на внутренней поверхности крышки при совмещении свариваемых кромок центрального грибка и стержня-заглушки. В центральном грибке крышки установлен клапан для откачки и заполнения пенала средой хранения и контроля герметичности и управляющий им стержень-заглушку.
Решетка служит для размещения ампул в пенале и предотвращения неконтролируемого самопроизвольного перемещения их при транспортировании и хранении, которые осуществляются в вертикальном положении. Решетка выполнена в виде набора дисков с соосными отверстиями, образующими ячейки для размещения отработавших тепловыделяющих сборок. Диски закреплены на вертикальных стойках на определенных расстояниях друг от друга, рассчитываемых по формуле, что позволяет осуществлять установку ампул с допускаемой непрямолинейностью.
Загрузка ампул с пучками твэлов в известный пенал осуществляется следующим образом.
С установленного в гнездо загрузки пенала снимается крышка. Ампулы с пучками твэлов электромеханическим некопирующим мостовым манипулятором по одной извлекаются из чехла и устанавливаются в ячейки решетки. После полной загрузки пенала ампулами с пучками твэлов крышка устанавливается на корпус пенала. Далее крышка сваривается с корпусом, управляющей стержнем-заглушкой открывается клапан, через который осуществляется вакуумирование и заполнение пенала азотно-гелиевой смесью с избыточным давлением, после чего клапан закрывается. Герметизация клапана осуществляется последующей сваркой кромок стержня-заглушки и торца грибка крышки.
Известен пенал для ОЯТ ВВЭР-1000, содержащий корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими 3 ячейки, в которые устанавливаются ОТВС, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом. Внутри корпуса установлена центральная труба, а к днищу корпуса присоединен амортизатор (смотри «Исходные требования на разработку пенала для ОЯТ ВВЭР-1000, инв. №10-05345, разработки ОАО «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий», г. Санкт-Петербург), который выбран в качестве прототипа.
Работа с известным пеналом осуществляется следующим образом.
Порожний пенал с присоединенной крышкой к корпусу устройством для сцепления крышки с корпусом манипулятором втягивается в камеру комплектации пеналов (ККП) «сухого» хранилища и загружается в гнездо установки герметизации пеналов, где с него снимается крышка. Манипулятором поочередно три ОТВС извлекаются из гнезда сушки и устанавливаются в ячейки пенала. На заполненный пенал устанавливается крышка и производится приварка крышки пенала к корпусу пенала. Заваренный пенал переставляется в гнездо сушки. Клапанное устройство пенала стыкуется с установкой вакуумной сушки, после завершения которой пенал заполняется смесью азота и гелия при атмосферном давлении. Затем клапанное устройство пенала герметизируется сваркой. Загерметизированный пенал переставляется в гнездо контроля герметичности, где герметичность проверяется гелиевым течеискателем. В случае негерметичности на дефектный участок сварного шва накладывается повторный сварной шов. После контроля герметичности герметичный загруженный пенал из ККП транспортируется с помощью передаточной машины пеналов и перегрузочной машины к гнезду хранения пеналов, в котором они устанавливаются в два яруса.
К недостаткам известного пенала следует отнести недостаточно высокий коэффициент полезной загрузки пенала.
Технический результат, который может быть получен при осуществлении изобретения, заключается в увеличении коэффициента полезной загрузки пенала и сечения ячеек для создания возможности установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.
Для достижения указанного технического результата в пенале для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, содержащем корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими ячейки, в которые устанавливаются отработавшие тепловыделяющие сборки, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленную внутри корпуса по оси центральную трубу и вертикальные стойки, вертикальные стойки и центральная труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, причем вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках - углу между несмежными гранями ОТВС, причем в последних разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийных ОТВС.
В частном случае, вертикальные стойки в нижней части присоединены на сварке к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу.
Учитывая особые условия эксплуатации, разделительные перегородки могут быть выполнены из борсодержащей стали, а их длина и толщина определена исходя из условий ядерной безопасности.
Соединение вертикальных стоек и центральной трубы разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, позволяют создать без изменения геометрических размеров пенала 4 ячейки и установить в них 4 ОТВС, увеличив, тем самым, коэффициент полезной загрузки пенала.
Размещение вертикальных стоек по периметру корпуса таким образом, чтобы углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равнялись углу между смежными гранями ОТВС, позволили фиксировать ОТВС в этих ячейках по двум смежным граням и подвинуть ОТВС к центральной оси корпуса, увеличивая сечение этих ячеек, создав тем самым возможность установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.
Размещение вертикальных стоек по периметру корпуса таким образом, чтобы углы между разделительными перегородками в двух других противолежащих ячейках равнялись углу между несмежными гранями ОТВС, соединение в них разделительных перегородок вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийных ОТВС, позволили зафиксировать ОТВС по трем смежным граням, и также сдвинуть ОТВС к центральной оси корпуса за счет параллельного расположения граней смежных ОТВС, и увеличить сечение ячеек, создав тем самым возможность установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.
Присоединение вертикальных стоек на сварке в нижней части к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу, позволили упростить технологию изготовления пенала за счет первоначальной сборки узла, состоящего из вертикальных стоек, кольца, центральной трубы и разделительных перегородок, последующей установки собранного узла в корпус пенала и его фиксации в корпусе приваркой косынок к вертикальным стойкам и корпусу пенала.
Выполнение разделительных перегородок из борсодержащей стали с длиной и толщиной, определяемыми исходя из условий ядерной безопасности, позволяет обеспечить безопасное размещение и хранение ОТВС в пенале.
Предлагаемый пенал для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 иллюстрируется чертежами, представленными на фиг.1 и фиг.2.
На фиг.1 показан пенал по разрезу А-А на фиг.2; на фиг.2 - сечение Б-Б на фиг.1.
Предлагаемый пенал (см. фиг.1) содержит корпус 1 с плоским днищем 2, к которому присоединен амортизатор 3 и крышка 4, снабженная грибком 5, в котором установлены устройство 6 для сцепления крышки 4 с корпусом 1 и клапанное устройство 7 для сушки вакуумом и заполнения пенала азотно-гелиевой смесью. Для управления устройством 6 и клапанным устройством 7 служит стержень-заглушка 8, при нажатии на которую устройство 6 и клапанное устройство 7 открываются. Внутри корпуса 1 установлены 4 вертикальные стойки 9, в нижней части присоединенные к кольцу 10. По оси корпуса 1 установлена центральная труба 11, соединенная разделительными перегородками 12 с вертикальными стойками 9. Вертикальные стойки 9 размещены по периметру корпуса таким образом, что углы α между разделительными перегородками 12 в двух противолежащих ячейках 13 равнялись углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках 14 - углу β, равному углу между несмежными гранями ОТВС. Разделительные перегородки 12 в ячейках 14 соединены вертикальными пластинами 15 с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС. В верхней части вертикальные стойки 9 присоединены посредством косынок 16 к корпусу 1 на сварке.
В качестве материала для разделительных перегородок 12 может применяться борированная сталь, а их длина и толщина определяется исходя из условий ядерной безопасности.
Предлагаемый пенал эксплуатируется следующим образом.
Порожний пенал с присоединенной крышкой 4 к корпусу 1 устройством 6 для сцепления крышки 4 с корпусом 1 манипулятором втягивается в камеру комплектации пеналов (ККП) и опускается в гнездо установки герметизации пеналов, где крышка 4 специальным захватом, обеспечивающим нажатие на стержень - заглушку 8, снимается с корпуса 1. Манипулятором поочередно четыре ОТВС извлекаются из гнезда сушки и устанавливаются в ячейки 13 и 14 пенала, образованные разделительными перегородками 12 и корпусом 1. На корпус 1 загруженного пенала устанавливается крышка 4 и их кромки соединяются дистанционно на сварке. Далее загруженный пенал переставляется в гнездо сушки. Клапанное устройство 7 пенала стыкуется с установкой вакуумной сушки, после завершения которой пенал заполняется смесью азота и гелия при атмосферном давлении. Затем клапанное устройство 7 пенала герметизируется путем заварки кромок грибка 5 и стержня заглушки 8. Загерметизированный пенал переставляется в гнездо контроля герметичности, где герметичность проверяется гелиевым течеискателем. В случае негерметичности на дефектный участок сварного шва накладывается повторный сварной шов. После контроля герметичности загруженный пенал из ККП транспортируется с помощью передаточной машины пеналов и перегрузочной машины в «сухое» хранилище, где устанавливаются в гнездо хранения пеналов в два яруса.
Предлагаемое техническое решение позволяет увеличить коэффициент полезной загрузки пенала на 25% и обеспечить загрузку в него серийных и несерийных ОТВС.

Claims (3)

1. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000, содержащий корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими ячейки, в которые устанавливаются отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС), крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленную внутри корпуса по оси несущую трубу и вертикальные стойки, отличающийся тем, что вертикальные стойки и несущая труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, причем вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках - углу между несмежными гранями ОТВС, причем в последних разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС.
2. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по п.1, отличающийся тем, что вертикальные стойки в нижней части присоединены на сварке к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу.
3. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по п.1, отличающийся тем, что разделительные перегородки выполнены из борсодержащей стали, а их длина и толщина определяется исходя из условий ядерной безопасности.
RU2012137981/07A 2012-09-05 2012-09-05 Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 RU2510087C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012137981/07A RU2510087C1 (ru) 2012-09-05 2012-09-05 Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012137981/07A RU2510087C1 (ru) 2012-09-05 2012-09-05 Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012137981A RU2012137981A (ru) 2014-03-10
RU2510087C1 true RU2510087C1 (ru) 2014-03-20

Family

ID=50191586

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012137981/07A RU2510087C1 (ru) 2012-09-05 2012-09-05 Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2510087C1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2630217C1 (ru) * 2016-11-29 2017-09-06 Федеральное государственное унитарное предприятие "Предприятие по обращению с радиоактивными отходами "РосРАО"" Устройство для хранения пеналов с твердыми радиоактивными отходами
RU2642853C1 (ru) * 2017-02-10 2018-01-29 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
RU2679007C1 (ru) * 2018-01-29 2019-02-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0978848B1 (de) * 1998-08-01 2002-06-05 GNB Gesellschaft für Nuklear-Behälter mbH Verfahren zur Beladung eines Lagerbehälters und Lagerbehälter zur Durchführung des Verfahrens
RU2372678C1 (ru) * 2008-10-31 2009-11-10 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива
US8039824B2 (en) * 2007-05-25 2011-10-18 Olle Grinder Canister for final repository of spent nuclear fuel
RU2435239C1 (ru) * 2010-07-15 2011-11-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0978848B1 (de) * 1998-08-01 2002-06-05 GNB Gesellschaft für Nuklear-Behälter mbH Verfahren zur Beladung eines Lagerbehälters und Lagerbehälter zur Durchführung des Verfahrens
US8039824B2 (en) * 2007-05-25 2011-10-18 Olle Grinder Canister for final repository of spent nuclear fuel
RU2372678C1 (ru) * 2008-10-31 2009-11-10 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива
RU2435239C1 (ru) * 2010-07-15 2011-11-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2630217C1 (ru) * 2016-11-29 2017-09-06 Федеральное государственное унитарное предприятие "Предприятие по обращению с радиоактивными отходами "РосРАО"" Устройство для хранения пеналов с твердыми радиоактивными отходами
RU2642853C1 (ru) * 2017-02-10 2018-01-29 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
RU2679007C1 (ru) * 2018-01-29 2019-02-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000

Also Published As

Publication number Publication date
RU2012137981A (ru) 2014-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9865363B2 (en) Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor
AU2011212810B2 (en) Modular nuclear fission waste conversion reactor
CN101465167A (zh) 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备
US20100067644A1 (en) Thorium-based nuclear reactor and method
RU2510087C1 (ru) Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000
RU2435239C1 (ru) Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива
RU2490734C1 (ru) Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора рбмк-1000 и устройства для его осуществления
US20120201340A1 (en) System and Method for Integration of Wet and Dry Nuclear Fuel Storage
RU2364964C1 (ru) Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
US10923239B2 (en) Moving an entire nuclear reactor core as a unitary structure
CN113270219A (zh) 一种采用模块式吊篮的乏燃料贮存和运输容器
US9202601B2 (en) Methods and apparatus for suppressing tritium permeation during tritium production
RU2468454C1 (ru) Пенал для отработавшего ядерного топлива ввэр-1000
RU152485U1 (ru) Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000
RU2491665C1 (ru) Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора рбмк-1000 и устройства для его осуществления
RU2562055C2 (ru) Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000
RU2462775C1 (ru) Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива (варианты)
EP3977486B1 (en) Pressure-containing silo for a pressurised water reactor nuclear power plant
RU2453007C1 (ru) Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ввэр-1000
RU2331943C1 (ru) Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ввэр-1000
WO2022081039A1 (ru) Чехол транспортного упаковочного комплекта для облученных тепловыделяющих сборок
RU2518159C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения ядерного топлива
RU2781467C1 (ru) Пенал для ремонта тепловыделяющих сборок ввэр
RU159364U1 (ru) Решетка пенала хранения отработавшего ядерного топлива
RU2500045C1 (ru) Герметичный пенал хранения ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов