RU2656249C1 - Способ размещения отработавшего ядерного топлива - Google Patents
Способ размещения отработавшего ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2656249C1 RU2656249C1 RU2016130352A RU2016130352A RU2656249C1 RU 2656249 C1 RU2656249 C1 RU 2656249C1 RU 2016130352 A RU2016130352 A RU 2016130352A RU 2016130352 A RU2016130352 A RU 2016130352A RU 2656249 C1 RU2656249 C1 RU 2656249C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- reactor
- spent nuclear
- snf
- spent
- Prior art date
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 97
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 26
- 238000010276 construction Methods 0.000 claims abstract description 10
- 238000005553 drilling Methods 0.000 claims abstract description 9
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 11
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 4
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 101100533757 Caenorhabditis elegans snf-3 gene Proteins 0.000 description 6
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 3
- 101800004153 NPP 1 Proteins 0.000 description 2
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 2
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 1
- 239000011083 cement mortar Substances 0.000 description 1
- 239000004927 clay Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007639 printing Methods 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- -1 reactor 2 Proteins 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/32—Processing by incineration
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано на атомных электрических станциях (АЭС). Способ размещения ОЯТ включает бурение скважины для формирования шахты выдержки ОЯТ и размещение в ней контейнеров с кассетами с ОЯТ. Бурение скважины осуществляют под зданием реактора атомной электростанции. Шахту выдержки ОЯТ формируют из нижней части, сформированной из пробуренной скважины, и верхней части, которую формируют в здании реактора атомной электростанции. Бурение скважины и строительство шахты необходимой глубины для размещения и выдержки ОЯТ производят при строительстве атомной электростанции. Верхнюю часть шахты выдержки выполняют с возможностью перегрузки кассет с ОЯТ из реактора, после остановки реактора перегружают кассеты с ОЯТ из реактора в шахту выдержки, размещают их в контейнере, после чего контейнер опускают в нижнюю часть шахты выдержки. Изобретение позволяет повысить безопасность эксплуатации атомной электростанции. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности, к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано на атомных электрических станциях (АЭС).
Под отработавшим ядерным топливом понимаются извлеченные из ядерного реактора тепловыделяющие элементы, преимущественно в виде собранных в кассеты трубок, заполненных веществом, содержащим уран или плутоний. Особенностью отработавшего ядерного топлива является мощное остаточное тепловыделение и ионизирующее излучение за счет распада образовавшихся за время нахождения в реакторе нестабильных изотопов. Для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения отработавшее ядерное топливо необходимо несколько лет выдерживать в заполненном водой хранилище, после чего возможна транспортировка ОЯТ за пределы АЭС. Хранилище должно иметь объем, достаточный для размещения ОЯТ, образовавшегося за несколько лет работы реактора, иметь систему охлаждения и мощную радиационную защиту.
Известны следующие способы размещения ОЯТ на АЭС:
Известен способ размещения ОЯТ в приреакторном бассейне выдержки, представляющем собой железобетонную емкость преимущественно в форме параллелепипеда, примыкающую к шахте реактора и находящуюся в здании реактора [1].
Недостатком такого способа является ограничение по объему бассейна, не позволяющее размещать весь объем ОЯТ, образующегося за время эксплуатации АЭС. Кроме того, этот способ требует выделения значительного объема в здании реактора. Хранящиеся таким образом ОЯТ представляет опасность для эксплуатационного персонала АЭС ввиду высокой радиоактивности и потенциальную опасность при аварийных ситуациях на АЭС ввиду остаточного тепловыделения ОЯТ.
Также известен способ размещения ОЯТ в бассейне выдержки, вынесенном за пределы здания реактора [2].
Размещение ОЯТ в бассейне выдержки, вынесенном за пределы здания реактора усложняет технологию обращения с ядерным топливом, требует сооружения дополнительных зданий и предполагает перемещение высокоактивного ОЯТ на значительное расстояние, что увеличивает вероятность аварийных ситуаций.
Известен способ (ЗАЯВКА НА ИЗОБРЕТЕНИЕ №93041398 А от 18.08.1993, G21F 5/00, G21F 5/008, G21C 19/06) относящийся к области хранения отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками ТВЭЛ в приреакторных бассейнах, который может быть использован как на действующих АЭС, так и при проектировании новых АЭС. Сущностью изобретения является способ хранения отработавшего ядерного топлива с размещением его в пеналах, устанавливаемых в бассейнах с очищаемой и охлаждаемой водой. Способ предусматривает установку отработавшего ядерного топлива с герметичной оболочкой в пеналы, внутренняя полость которых сообщена с объемом воды бассейна ниже ее уровня, при этом одновременно с водой бассейна очищают и охлаждают воду пеналов. Дополнительно предлагается периодически изменять уровень воды в бассейне. Использование способа позволяет повысить надежность и безопасность хранения ОЯТ, предотвратить разгерметизацию ТВЭЛ в процессе хранения, снизить трудоемкость технологии хранения ОЯТ, снизить металлоемкость пеналов, понизить уровень ионизирующего воздействия на персонал, повысить общую экологическую безопасность на АЭС, понизить общее количество жидкости, испаряющейся из пеналов.
Недостатком способа является ограниченный объем приреакторного бассейна и опасность расплавления ОЯТ при аварийных ситуациях.
Ближайшим аналогом заявленного изобретения является способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива в скважинах (Патент РФ №2212720 С1 от 11.03.2002, G21F 9/34), включающий бурение скважины, ее обсадку сталебетонной крепью, размещение в ней корзин с пеналами с отработавшим ядерным топливом и закупоривание скважины, отличающийся тем, что бурят скважину большого диаметра 2,8÷3 м и глубиной до 100 м, обсаживают ее трехслойной сталебетонной крепью, состоящей из двух концентрически расположенных обечаек, выполненных из углеродистой стали, с заполнением пространства между ними бетоном, после обсадки скважины внешней обечайкой проводят тампонаж бентонитоцементным раствором, бетонируют дно скважины до размещения внутренней обечайки, корзины устанавливают на кронштейны, приваренные к внутренней обечайке, с плотным соединением одной корзины к другой, закрывают скважину колпаком, вокруг которого делают обваловку из глины, а вентиляцию закрытой скважины осуществляют при помощи воздухозаборных устройств.
Недостатком способа является удаленность скважины от здания реактора АЭС и, следовательно, невозможность прямой выгрузки ОЯТ из реактора.
Задача настоящего изобретения состоит в разработке способа размещения отработавшего ядерного топлива, обладающего высокой безопасностью и позволяющего обеспечить размещение всего ОЯТ, образовавшегося за период эксплуатации АЭС.
Технический результат, достигаемый при реализации разработанного способа, состоит в повышении безопасности эксплуатации атомной электрической станции за счет размещения ОЯТ под зданием реактора в шахте, верхняя часть которой примыкает к реактору, а нижняя расположена под зданием реактора и увеличении объема хранилища ОЯТ до размера, достаточного для размещения всего ОЯТ, образовавшегося за период эксплуатации АЭС.
Технический результат достигается тем, что в известном способе размещения отработавшего ядерного топлива, включающем бурение скважины для формирования шахты выдержки отработавшего ядерного топлива и размещение в ней корзин с кассетами с отработавшим ядерным топливом, бурение скважины осуществляют под зданием реактора атомной электростанции, шахту выдержки отработавшего ядерного топлива формируют из нижней части, сформированной из пробуренной скважины, и верхней части, которую формируют в здании реактора атомной электростанции, бурение скважины и строительство шахты необходимой глубины для размещения и выдержки отработавшего ядреного топлива производят при строительстве атомной электростанции, верхнюю часть шахты выдержки выполняют с возможностью перегрузки кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора, после остановки реактора перегружают кассеты с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки, размещают их в контейнере, после чего контейнер опускают в нижнюю часть шахты выдержки.
Целесообразно формировать шахту выдержки в едином корпусе.
Предпочтительно после формирования шахты выдержки заполнять ее обессоленной водой, а перед перегрузкой кассет с отработавшим топливом заполнять обессоленной водой также внутренний объем реактора и пространство, в котором производят перегрузку кассет.
Рекомендуется осуществлять перегрузку кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки с последующим размещением в контейнере перегрузочной машиной, расположенной над реактором и шахтой выдержки с возможностью перемещения между ними.
Целесообразно контейнеры с кассетами с отработавшим ядерным топливом выполнить с возможностью извлечения любой кассеты с отработавшим ядерным топливом.
Рекомендуется выбрать объем контейнера из расчета загрузки кассет, выгружаемых из реактора за одну топливную кампанию.
Предпочтительно выполнить шахту выдержки с глубиной, достаточной для размещения объема отработавшего ядерного топлива, образовавшегося за все время эксплуатации атомной электростанции.
Один из вариантов реализации способа приведен на Фиг. 1 и Фиг. 2, при этом использованы следующие обозначения: реакторное здание АЭС 1, реактор 2, шахта выдержки ОЯТ 3, кассета с ОЯТ 4, обессоленная вода 5, перегрузочная машина 6, контейнер 7.
На Фиг. 1 изображен вертикальный разрез реакторного здания АЭС 1, на котором показан реактор 2 с примыкающей к нему шахтой выдержки ОЯТ 3, заполненной обессоленной водой 5. Кассеты с ОЯТ 4 из реактора 2 извлекают перегрузочной машиной 6 и под слоем обессоленной воды 5 перемещают в контейнер 7, расположенный в верхней части шахты выдержки ОЯТ 3. Объем контейнера 7 выбирают из расчета загрузки всех кассет с ОЯТ 4, выгружаемых из реактора 2 за одну топливную кампанию.
На Фиг. 2 изображен горизонтальный разрез шахты выдержки ОЯТ 3 с размещенным в ней контейнером 7, заполненной кассетами с ОЯТ 4 и обессоленной водой 5. Внутри контейнера 7 имеется незаполненное пространство, что позволяет при любом заполнении шахты выдержки ОЯТ 3 при повороте вокруг своей оси контейнера 7 извлечь, в случае необходимости, любую кассету с ОЯТ 4.
Размещение ОЯТ производят следующим образом.
После остановки реактора 2 снимают крышку реактора. Затем повышают уровень обессоленной воды 5 в шахте выдержки ОЯТ 3 за счет поступления добавочной воды до тех пор, пока объем реактора 2 и объем шахты выдержки ОЯТ 3 не окажутся под общим слоем воды, достаточным для транспортировки под водой кассеты с ОЯТ 4. После этого устанавливают перегрузочную машину 6 над реактором 2. Затем с помощью перегрузочной машины 6 извлекает из реактора 2 кассету с ОЯТ 4. После этого посредством перегрузочной машины 6 под слоем обессоленной воды 5 перемещают кассету с ОЯТ 4 в верхнюю часть шахты 3, в которой установлен контейнер 7 и размещают кассету с ОЯТ 4 в контейнере 7. Затем таким же образом все кассеты с ОЯТ 4 извлекают из реактора 2 и размещают в контейнере 7. После этого контейнер 7 опускают в шахту 3. Глубину шахты выдержки ОЯТ 3 выбирают таким образом, чтобы обеспечить размещение всего ОЯТ, образовавшегося за время эксплуатации АЭС. Для современных АЭС время эксплуатации составляет 60 лет, а промежуток между перегрузками 1 год. Как правило, топливная кампания реактора продолжается 1÷1.5 года и предполагает перегрузку 1/3 топливных кассет, размещенных в реакторе. Таким образом, в шахте выдержки ОЯТ 3 необходимо разместить 60 контейнеров 7, заполненных кассетами с ОЯТ 4. Высота кассеты 4 составляет примерно 3.5 м. Ввиду этого высоту контейнера 7 предпочтительно выбрать также примерно 3.5 м. Контейнер должен обеспечивать размещение кассет с ОЯТ, образовавшихся за одну топливную кампанию (1÷1.5 года) с промежутком между кассетами, достаточным для циркуляции охлаждающей воды. Так же конструкция контейнера должна предусматривать узел крепления для перемещения контейнера грузоподъемным механизмом. За время эксплуатации АЭС образуется 60 контейнеров 7, заполненных кассетами с ОЯТ 4. Для размещения такого количества контейнеров 7 глубина шахты выдержки ОЯТ должна быть 250÷300 м. Сооружение железобетонной шахты такой глубины при строительстве АЭС не представляет проблемы для современной строительной технологии.
При этом большим преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является отсутствие необходимости периодического вывоза ОЯТ с действующей АЭС, что сопряжено с большими финансовыми, техническими и организационными проблемами, а также с риском. Кассеты с ОЯТ в шахте выдержки могут храниться до прекращения эксплуатации АЭС и вывозиться во время вывода АЭС из эксплуатации.
Другим преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является удаление кассет ОЯТ из обслуживаемой зоны АЭС, где они представляют значительную радиационную опасность.
Также преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является повышение безопасности эксплуатации АЭС за счет гарантированного заполнения водой объема шахты при любых аварийных режимах, так как аварии на Чернобыльской АЭС и на АЭС «Фукусима» показали, что в случае потери воды в приреакторных бассейнах выдержки за счет нарушения теплоотвода происходит разрушение кассет с ОЯТ и выброс радиоактивных веществ.
Предложенный способ размещения отработавшего ядерного топлива позволяет повысить безопасность эксплуатации АЭС и может быть применен на любых типах перспективных АЭС.
Список использованной литературы:
1. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.. Высшая школа, 1984
2. Андрюшин И.А., Юдин Ю.А. Обзор проблем обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, типография ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ", г. Саров, 2010
Claims (7)
1. Способ размещения отработавшего ядерного топлива, включающий бурение скважины для формирования шахты выдержки отработавшего ядерного топлива и размещение в ней контейнеров с кассетами с отработавшим ядерным топливом, отличающийся тем, что бурение скважины осуществляют под зданием реактора атомной электростанции, шахту выдержки отработавшего ядерного топлива формируют из нижней части, сформированной из пробуренной скважины, и верхней части, которую формируют в здании реактора атомной электростанции, бурение скважины и строительство шахты необходимой глубины для размещения и выдержки отработавшего ядерного топлива производят при строительстве атомной электростанции, верхнюю часть шахты выдержки выполняют с возможностью перегрузки кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора, после остановки реактора перегружают кассеты с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки, размещают их в контейнере, после чего контейнер опускают в нижнюю часть шахты выдержки.
2. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что шахту выдержки формируют в едином корпусе.
3. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что после формирования шахты выдержки ее заполняют обессоленной водой, а перед перегрузкой кассет с отработавшим топливом обессоленной водой также заполняют внутренний объем реактора и пространство, в котором производят перегрузку кассет.
4. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что перегрузку кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки с последующим размещением в контейнере осуществляют перегрузочной машиной, расположенной над реактором и шахтой выдержки с возможностью перемещения между ними.
5. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что контейнеры с кассетами с отработавшим ядерным топливом выполнены с возможностью извлечения любой кассеты с отработавшим ядерным топливом.
6. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что объем контейнеров выбирают из расчета загрузки кассет, выгружаемых из реактора за одну топливную кампанию.
7. Способ размещения отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что шахту выдержки выполняют с глубиной, достаточной для размещения объема отработавшего ядерного топлива, образовавшегося за все время эксплуатации атомной электростанции.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130352A RU2656249C1 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Способ размещения отработавшего ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130352A RU2656249C1 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Способ размещения отработавшего ядерного топлива |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2656249C1 true RU2656249C1 (ru) | 2018-06-04 |
Family
ID=62560261
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016130352A RU2656249C1 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Способ размещения отработавшего ядерного топлива |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2656249C1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2718305A1 (de) * | 1977-04-25 | 1978-11-02 | Kraftwerk Union Ag | Einrichtung zur vermeidung der kontamination eines brennelementlagerbeckens |
| US4847042A (en) * | 1982-09-01 | 1989-07-11 | Siemens Aktiengesellschaft | Apparatus for storing nuclear reactor fuel assemblies in a water pit |
| RU2121723C1 (ru) * | 1995-06-22 | 1998-11-10 | Монастырский Игорь Борисович | Способ захоронения радиоактивных отходов |
| RU2127003C1 (ru) * | 1996-06-14 | 1999-02-27 | Хаврошкин Олег Борисович | Способ захоронения отработанного ядерного топлива |
| RU2212720C1 (ru) * | 2002-03-11 | 2003-09-20 | Кедровский Олег Леонидович | Способ длительного хранения оят в скважинах большого диаметра с трехслойной сталебетонной обсадкой |
-
2016
- 2016-07-25 RU RU2016130352A patent/RU2656249C1/ru active IP Right Revival
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2718305A1 (de) * | 1977-04-25 | 1978-11-02 | Kraftwerk Union Ag | Einrichtung zur vermeidung der kontamination eines brennelementlagerbeckens |
| US4847042A (en) * | 1982-09-01 | 1989-07-11 | Siemens Aktiengesellschaft | Apparatus for storing nuclear reactor fuel assemblies in a water pit |
| RU2121723C1 (ru) * | 1995-06-22 | 1998-11-10 | Монастырский Игорь Борисович | Способ захоронения радиоактивных отходов |
| RU2127003C1 (ru) * | 1996-06-14 | 1999-02-27 | Хаврошкин Олег Борисович | Способ захоронения отработанного ядерного топлива |
| RU2212720C1 (ru) * | 2002-03-11 | 2003-09-20 | Кедровский Олег Леонидович | Способ длительного хранения оят в скважинах большого диаметра с трехслойной сталебетонной обсадкой |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Romanato | Advantages of dry hardened cask storage over wet storage for spent nuclear fuel | |
| RU2656249C1 (ru) | Способ размещения отработавшего ядерного топлива | |
| KR101046515B1 (ko) | 고준위폐기물 포장용기-완충재 일체화 모듈형 처분용기 및 그것을 이용한 고준위폐기물의 처분 시스템 | |
| JP2015049060A (ja) | 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置及び搬出方法 | |
| Morgan | The management of spent CANDU fuel | |
| KR20150007631A (ko) | 핵 폐기물 저장 장치 | |
| RU2550092C2 (ru) | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива | |
| Kang et al. | An Analysis of a Hypothetical Release of Cesium-137 from a Spent Fuel Pool Fire at Kori-3 in South Korea | |
| LT6740B (lt) | Branduolinio reaktoriaus grafito klojinio išmontavimo būdas | |
| RU2273067C1 (ru) | Хранилище отработанного ядерного топлива | |
| Rahman et al. | Innovative and conventional cementitious systems in nuclear industry—Safety aspect | |
| Ecker | Development of an assessment tool for spent fuel pool accident scenarios | |
| Bhattacharyya | Interim storage of spent nuclear fuel: an assessment of technologies and challenges | |
| Gaines et al. | Silo Storage for IVG. 1M Irradiated HEU | |
| Jung et al. | Current Status of Analysis Tool for CANDU Spent Fuel Pool Accident in Korea | |
| De Valkeneer et al. | Latest Developments About Spent Fuel Management in Belgium | |
| Kondratyev et al. | Spent fuel storage development in the USSR | |
| Kukkola | DECOMMISSION PLANS FOR LOVIISA 1 AND 2 UNITS IN FINLAND | |
| KR101282609B1 (ko) | 원자로와 그 내장품을 교체할 수 있는 가압경수형 원자로의 원전 시스템 | |
| Chiu et al. | Safe dry storage of intermediate-level waste at CRL | |
| Cox et al. | Management of legacy spent nuclear fuel wastes at the Chalk River Laboratories: operating experience and progress towards waste remediation | |
| Simmons | Storage and disposal of irradiated CANDU fuel | |
| Burclová et al. | Nuclear Regulatory Authority Requirements-First Phase of NPP A1 Decommissioning | |
| XA9642800 | MANAGEMENT AND STORAGE OF SPENT FUEL FROM CEA RESEARCH REACTORS | |
| Guenther et al. | Design concepts for facilitating the dismantling of PWR power plants |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180726 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20200110 |