RU2686457C1 - Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива - Google Patents
Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2686457C1 RU2686457C1 RU2018120857A RU2018120857A RU2686457C1 RU 2686457 C1 RU2686457 C1 RU 2686457C1 RU 2018120857 A RU2018120857 A RU 2018120857A RU 2018120857 A RU2018120857 A RU 2018120857A RU 2686457 C1 RU2686457 C1 RU 2686457C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- container
- nuclear fuel
- spent nuclear
- transportation
- Prior art date
Links
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
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
Abstract
Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов. Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает литой корпус с внутренней посадочной поверхностью под чехол и нейтронную защиту. Нейтронная защита выполнена в виде нейтронно-защитного барьера из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса, и образует сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Технический результат – повышение технологичности изготовления. 6 ил., 1 табл.
Description
Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.
Контейнеры для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготавливаемые из высокопрочного чугуна, имеют, как правило, цилиндрическую форму и значительные размеры. Внешний диаметр и высота могут доходить до нескольких метров, толщина стенок контейнера, может достигать нескольких десятков сантиметров, и обладают значительной массой, достигающей 120 и более тонн. Эти особенности конструкции требуют повышения технологичности контейнеров для снижения трудоемкости работ при их изготовлении и сборке. Как правило, контейнер состоит из внутренней и внешней оболочек, между которыми размещен нейтронно-защитный материал, для защиты окружающей среды и обслуживающего персонала от радиоактивного излучения, а также теплоотводящие элементы для предотвращения перегрева содержимого контейнера.
Известен контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов АЭС, содержащий двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, между которыми дополнительно введен секционированный промежуточный слой, в секциях которого выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты [Описание изобретения к патенту RU 2054205].
Недостатком известного контейнера является сложность изготовления и монтажа дополнительного промежуточного слоя, состоящего из секций, имеющих сквозные отверстия, заполняемые материалом нейтронной защиты.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов. Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью, выполненные в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены к наружной и внутренней цилиндрическим оболочкам корпуса с поджатием с помощью резьбовых элементов. Радиальные продольные листовые элементы имеют сквозные отверстия и/или прерывистые кромки с образованием выемок [Описание изобретения к патенту RU 2348085].
Недостатком известного контейнера является сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий металлические внутреннюю и наружную цилиндрические оболочки с днищами, полость между которыми заполнена тяжелым бетоном [Описание изобретения к патенту RU 2084975].
Недостатком известного контейнера является высокая трудоемкость заполнения полости между обечайками и арматурой тяжелым бетоном, а также недостаточная для высокоактивного топлива теплопроводность бетона.
Известна конструкция контейнера для хранения радиоактивных материалов (Radioactive material storage container) состоящего из двух соосных внутреннего и внешнего цилиндров, которые соединены между собой перемычками, выполняющими роль теплоотводящих элементов, образуемые при этом пространства заполнены нейтронно-поглощающим материалом. Перемычки к цилиндрам крепятся посредством сварного соединения [Описание изобретения к патенту JP 2008082906].
Недостатком известной конструкции контейнера является необходимость применения сварочной операции для соединения перемычек. Кроме того, возможно попадание быстрых нейтронов в окружающую среду через теплоотводящие элементы, соединяющие внешнюю и внутреннюю оболочки и проходящие сквозь нейтронно-поглощающий материал.
Известен контейнер ТУК 141 для топлива с повышенным выгоранием [Программа развития контейнерных технологий обращения с ОТВС российских АЭС, как инструмент унификации решений по длительному хранению ОЯТ, стр. 9. http://2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf; http://sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016.pdf] включающий корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом с внутренним объемом под чехол, чехол из нержавеющей и борированной сталей. В стенках корпуса на концентрических диаметрах в шахматном порядке, со смещением в радиальном и угловом направлениях, таким образом, что обеспечивается их перекрытие по радиальным линиям, выполнены путем механической обработки два ряда продольных глухих отверстий глубиной до 6 м. Данные отверстия заполнены стержнями из твердого нейтронно защитного материала (полиэтилена). Оставшиеся перемычки между отверстиями обеспечивают отвод тепла от чехла к наружной поверхности корпуса устройства.
Недостаток известного контейнера ТУК 141 для топлива с повышенным выгоранием заключается в сложности его изготовления, а именно в том, что отверстия для нейтронной защиты выполняются продольным глубоким сверлением корпуса со стороны дна. Отверстия выполняются в шахматном порядке и требуют высокой точности изготовления. Кроме того, повышение активности топлива приводит к необходимости увеличения диаметра отверстий и соответственно толщины стенки корпуса.
Технический результат предлагаемого корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в повышении технологичности изготовления.
Достигается технический результат тем, что в корпусе контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающем литой корпус с внутренним объемом под чехол, нейтронную защиту, в стенку литого корпуса влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса, образующий сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
На фиг. 1 показан общий вид совмещенный с разрезом корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 2 показано сечение А-А корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 3 показан вид Б корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 4 показан общий вид совмещенный с разрезом контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 5 показано сечение В-В корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 6 представлена литейная форма для изготовления отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
Корпус 1 контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполняют литым с внутренним объемом под чехол 7. В качестве материала для изготовления литого корпуса может быть использован, например, хорошо зарекомендовавший себя для этих целей высокопрочный чугун с шаровидным графитом. Чехол 7 устанавливают внутрь литого корпуса при эксплуатации контейнера. Чехол 7 служит для размещения тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом.
В стенку литого корпуса 1 влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса. Нейтронно-защитный барьер выполняют из чередующихся вставок 2, 3, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер установлен не по всей длине литого корпуса 1, обеспечивается целостность и прочность литого корпуса 1 за счет его монолитности в верхней части. Наличие перемычек металла между вставками 2, 3 на уровне донной части отливки корпуса обеспечивает прочность корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в его донной части.
В качестве нейтронно-защитного материала может быть использован графит, материал который нашел широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя нейтронов. Боросодержащий (борный) графит, графит с добавлением гадолиния, графит с добавками бора и гадолиния в общем объеме 0-10%.
В настоящее время преимущественное применение в качестве нейтронной защиты ТУК нашли твердые водородосодержащие материалы среди которых наибольшей концентрацией водорода обладают полиэтилен, полипропилен. Недостатком нейтронной защиты на основе полиэтилена и полипропилена является то, что при воздействии повышенных температур они размягчаются, изменяют свои геометрические параметры и подвергаются частичной деструкции с выделением газов и ростом давления в занимаемом ими объеме до величин, опасных для конструкции наружной оболочки ТУК. Кроме того, недостатком нейтронной защиты из полипропилена является то, что этот материал обладает намного более высоким, по сравнению с металлом коэффициентом температурного линейного расширения (больше в 10 раз) [Описание изобретения к патенту RU 2522580, заявлено 31.07.2012, опубликовано 20.07.2014].
Данные о длине свободного пробега быстрых нейтронов в различных материалах приведены в таблице 1 [Радиация. - Электронный ресурс. URL: http://portal.tpu.ru/SHARED/a/ALEXTPUFTF/uchebnye-mat/iinph/Tab1/radiation.pdf].
Сравнительный анализ нейтронной защиты из полиэтилена и графита показывает, что чистый графит в 1,7 раза хуже замедляет нейтроны по сравнению с полиэтиленом, но с учетом добавок к графиту в виде бора и гадолиния его нейтронно-защитные способности будут возрастать, уменьшая разницу в эффективности по сравнению с полиэтиленом. Кроме того графит обладает рядом преимуществ перед материалами с содержанием водорода.
К достоинствам графита относятся высокая прочность, хорошая податливость механической обработке, высокая теплопроводность и незначительное тепловое расширение. Графит имеет коэффициент теплопроводности существенно выше, чем у чугуна с шаровидным графитом из которого изготовлен корпус. Графит является хорошим проводником тепла, благодаря чему будет обеспечен улучшенный отвод тепла от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности.
Борный графит обладает хорошими нейтронно-поглощающими свойствами и малой остаточной активностью. Благодаря наличию бора борированный графит имеет более совершенную структуру, повышенную прочность, лучшую способность поглощать нейтроны. Борный графит приготовляют из смеси графита и какого-либо соединения бора (В4С, В203 и др.). Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз [Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс. URL: http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm].
В атомной технике гадолиний нашел применение для защиты от нейтронов, так как этот элемент обладает наивысшей способностью к захвату нейтронов из всех стабильных изотопов. Его сечение равно 46000 барн. Из всех изотопов гадолиния наивысшей способностью к захвату нейтронов обладает его изотоп гадолиний-157 (сечение захвата превышает 150000 барн) [Справочник химика. - Электронный ресурс. URL: http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/].
Работает предлагаемое изобретение следующим образом.
В корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива устанавливают чехол 7. Чехол может быть установлен по посадке с натягом; соединен за счет усадки металла при остывании отливки корпуса контейнера для чего чехол устанавливают в литейную форму в качестве стержня при изготовлении отливки корпуса контейнера или по любой другой технологии.
С наружной стороны на дно контейнера устанавливают крышку 9 под которую предварительно помещают нейтронно-защитный материал 8. В каналах чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, контейнер закрывают внутренней 6 и наружной 4 крышками, образующими два барьера герметичности, между крышками 6 и 4 размещают нейтронно-защитный материал 5.
Во время эксплуатации контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива тепло излучаемое тепловыделяющими сборками передается к внутренней поверхности контейнера под чехол и через нейтронно-защитный барьер к наружной поверхности корпуса и далее отводится в окружающую среду. При этом нейтронное излучение испускаемое тепловыделяющими сборками будет задерживаться нейтронно-защитным барьером, состоящим из вставок 2, 3, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Реализован корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива может быть следующим образом.
Собирают литейную форму. Для этого устанавливают поддон 14. На поддон 14 устанавливают стержень 13 формирующий внутренний объем под чехол отливки корпуса. На поддон 14 устанавливают нижний 15 и верхний 16 кокиль. На верхний 16 кокиль сверху устанавливают крышку 17 формы.
В литейную форму в качестве стержней устанавливают вставки 2, 3 из нейтронно-защитного материала, таким образом, чтобы сформировать сплошную стенку. Одним концом вставки 2, 3 выходят за пределы отливки корпуса и проходят через отверстия в крышке 17. Их фиксируют на нужном по высоте уровне, например, посредством шайб 11 и гаек 12. Сверху на крышку 17 устанавливают груз 10, предотвращающий всплытие вставок 2, 3 вследствие действия выталкивающей силы при заполнении литейной формы расплавом металла. Вставки 2, 3 имеют такую геометрическую форму, чтобы при установке их в литейную форму на уровне внутреннего объема под чехол они создавали сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Та часть вставок 2, 3 которая выходит за пределы внутреннего объема под чехол и проходит через отверстия в крышке 17 имеет утончение, обеспечивающее с одной стороны прочность вставок 2, 3 при нахождении их в подвешенном состоянии на крышке 17 и заполнении литейной формы расплавом металла, с другой - наличие свободного пространства между вставками 2, 3 на уровне донной части отливки корпуса для обеспечения возможности заполнения данного пространства расплавом металла и тем самым обеспечения прочности отливки.
Литейную форму заполняют расплавом металла, например, высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. По мере остывания расплава металла нейтронно-защитный барьер, образуемый вставками 2, 3 оказывается влитым в отливку корпуса.
Благодаря тому, что материал нейтронно-защитного барьера образует сплошную стенку на уровне соответствующем внутреннему объему под чехол, в верхней и донной частях отливки обеспечивается ее целостность и прочность. Через донную часть проходят лишь утонченные части вставок 2, 3, что обеспечивает наличие перемычек металла между ними и тем самым прочность отливки в ее донной части.
Температура плавления материала из которого выполнен нейтронно-защитный барьер выше температуры плавления материала корпуса гарантирует то, что при изготовлении отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива не произойдет расплавление материала из которого изготовлен нейтронно-защитный барьер.
Достоинства предлагаемого изобретения заключаются в следующем.
Благодаря тому, что в отливке корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива установлен нейтронно-защитный барьер из материала с коэффициентом теплопроводности большим, чем у материала корпуса обеспечивается улучшенный отвод тепла от внутренней посадочной поверхности под чехол к его наружной поверхности, что ведет к снижению риска возникновения неконтролируемых ядерных реакций в результате перегрева тепловыделяющих сборок, загруженных в чехол контейнера.
Обеспечивается высокая технологичность изготовления за счет того, что:
- исполнение нейтронно-защитного барьера при изготовлении отливки корпуса согласно предлагаемому изобретению позволяет отказаться от трудоемкой операции по сверлению глубоких (до 6 м) отверстий в стенке корпуса для размещения нейтронной защиты;
- благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер выполнен из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса обеспечивается возможность залитая нейтронно-защитного барьера расплавом металла при изготовлении отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и тем самым размещение его в стенке отливаемого корпуса на этапе изготовления отливки.
БИБЛИОГРАФИЯ
1. Описание изобретения к патенту RU 2054205.
2. Описание изобретения к патенту RU 2348085.
3. Описание изобретения к патенту RU 2084975.
4. Описание изобретения к патенту JP 2008082906.
5. Программа развития контейнерных технологий обращения с ОТВС российских АЭС, как инструмент унификации решений по длительному хранению ОЯТ, стр. 9. http://2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf; http://sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016.pdf.
6. Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс. URL: http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm.
7. Справочник химика. - Электронный ресурс. URL: http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/.
Claims (1)
- Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающий литой корпус с внутренним объемом под чехол, нейтронную защиту, отличающийся тем, что в стенку литого корпуса влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса, образующий сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018120857A RU2686457C1 (ru) | 2018-06-05 | 2018-06-05 | Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018120857A RU2686457C1 (ru) | 2018-06-05 | 2018-06-05 | Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2686457C1 true RU2686457C1 (ru) | 2019-04-26 |
Family
ID=66314615
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018120857A RU2686457C1 (ru) | 2018-06-05 | 2018-06-05 | Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2686457C1 (ru) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2213382C1 (ru) * | 2002-01-03 | 2003-09-27 | Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина | Контейнер для транспортирования и/или хранения отработавшего ядерного топлива |
| US20100230619A1 (en) * | 2007-12-12 | 2010-09-16 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Radioactive substance storage container, and method for manufacturing radioactive substance storage container |
| RU133963U1 (ru) * | 2013-06-10 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (ОАО НПО "ЦНИИТМАШ") | Корпус транспортно-упаковочного комплекта для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива |
| US8705683B2 (en) * | 2008-01-30 | 2014-04-22 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Recycled fuel assembly storage basket and recycled fuel assembly storage container |
-
2018
- 2018-06-05 RU RU2018120857A patent/RU2686457C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2213382C1 (ru) * | 2002-01-03 | 2003-09-27 | Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина | Контейнер для транспортирования и/или хранения отработавшего ядерного топлива |
| US20100230619A1 (en) * | 2007-12-12 | 2010-09-16 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Radioactive substance storage container, and method for manufacturing radioactive substance storage container |
| US8705683B2 (en) * | 2008-01-30 | 2014-04-22 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Recycled fuel assembly storage basket and recycled fuel assembly storage container |
| RU133963U1 (ru) * | 2013-06-10 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (ОАО НПО "ЦНИИТМАШ") | Корпус транспортно-упаковочного комплекта для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10438710B2 (en) | Systems and methods for dry storage and/or transport of consolidated nuclear spent fuel rods | |
| US20090069621A1 (en) | Method of removing radioactive materials from a submerged state and/or preparing spent nuclear fuel for dry storage | |
| US4868400A (en) | Ductile iron cask with encapsulated uranium, tungsten or other dense metal shielding | |
| RU2465662C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
| US4914306A (en) | Versatile composite radiation shield | |
| RU2707871C1 (ru) | Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
| EP3594964A1 (en) | Container for storing and transporting spent nuclear fuel | |
| RU2686457C1 (ru) | Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| US8822964B2 (en) | Radioactive substance storage container | |
| RU187096U1 (ru) | Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| RU2686476C1 (ru) | Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| JP2019158398A (ja) | 使用済み燃料収納容器 | |
| RU2711078C1 (ru) | Двухцелевой контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| KR102347712B1 (ko) | 높은 열전도 특성 및 자가밀봉 기능을 가지는 사용후핵연료 캐니스터 | |
| RU2510721C1 (ru) | Контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива | |
| Loukusa et al. | Feasibility of KBS-3 spent fuel disposal concept for Norwegian spent fuel | |
| RU2479876C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
| RU133963U1 (ru) | Корпус транспортно-упаковочного комплекта для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| JP2007033242A (ja) | 使用済み燃料収納容器 | |
| JP4398929B2 (ja) | 使用済燃料収納容器 | |
| RU109314U1 (ru) | Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов | |
| JP6526586B2 (ja) | 放射性物質収納用バスケットおよび放射性物質収納容器 | |
| CA2919623C (en) | Method for long-term storage of waste nuclear fuel | |
| RU122200U1 (ru) | Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактвных материалов | |
| Ko et al. | Design Features of an OASIS-32D Metal Cask for both Transport and Storage of SNF |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200606 |