SE433144B - DEVICE FOR STORING EXCELLENT NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS AND SETTING TO OPERATE THIS DEVICE - Google Patents
DEVICE FOR STORING EXCELLENT NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS AND SETTING TO OPERATE THIS DEVICEInfo
- Publication number
- SE433144B SE433144B SE7811884A SE7811884A SE433144B SE 433144 B SE433144 B SE 433144B SE 7811884 A SE7811884 A SE 7811884A SE 7811884 A SE7811884 A SE 7811884A SE 433144 B SE433144 B SE 433144B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel elements
- dry storage
- dry
- basin
- gas
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 44
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 15
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 12
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 claims description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 5
- 239000002775 capsule Substances 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 claims description 3
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 claims description 3
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 claims description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 3
- 239000000112 cooling gas Substances 0.000 description 3
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 230000001464 adherent effect Effects 0.000 description 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 1
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 description 1
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Drying Of Solid Materials (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Description
15 20 25 30 35 no' 7811884-1 2 avklingningsbassänger i enlighet med vad som är praxis inom reaktortekníken förses med redundanta drift-, mät- och övervak- ningssystem, vilket med tiden skulle leda till ett utomordentligt stort och dyrbart tekniskt uppbåd. Dessutom skulle genom bort- förande av eftersönderfallsvärmet och rening av bassängvattnet förbruka betydande mängder elektrisk energi och alstra svagt radioaktivt avfall. 15 20 25 30 35 no '7811884-1 2 decay basins in accordance with practice in reactor technology are equipped with redundant operating, measuring and monitoring systems, which over time would lead to an extraordinarily large and expensive technical array. In addition, by removing the decomposition heat and purifying the pool water, it would consume significant amounts of electrical energy and generate weak radioactive waste.
Till grund för uppfinningen ligger uppgiften att möjliggöra lagring av i ökad utsträckning alstrade utbrända kärnreaktor- bränsleelement utan ökning av antalet och/eller omfånget av existerande vattenfyllda avklingningsbassänger.The invention is based on the object of enabling storage of increasingly generated spent nuclear reactor fuel elements to be stored without increasing the number and / or extent of existing water-filled decay basins.
För lösandet av denna uppgift är en anordning av det inled- ningsvis nämnda slaget kännetecknad av att bassängen är koordine- rad med en torkningsanordning för torkning av de ur denna bassäng uttagna bestrålade bränsleelementen och en avskärmad torrlag- ringskammare med ett torrlagringsutrymme för långtidslagring av de bestrålade bränsleelementen, vilken pà insidan är försedd med en uppbärande struktur för de bestrålade bränsleelementen och uppvisar en torrlagringsutrymmet gastätt omslutande strålninge- skärm med en strålnings- och gastätt förslutbar insättnings- och uttagningsöppning, varjämte i strålningsskärmen kylrör med ett kylmedel är inbäddade._ Med en sådan anordning kan en accelererad genomgång av ur en kärnreaktor uttagna bestrålade bränsleelement uppnås med de redan existerande vattenfyllda avklingningsbassängerna. Den tid de utbrända bränsleelementen befinner sig i avklingningsbassängerna kan förkortas ned till en tiondel av det hittillsvarande värdet.To solve this task, a device of the kind mentioned in the introduction is characterized in that the basin is coordinated with a drying device for drying the irradiated fuel elements taken out of this basin and a shielded dry storage chamber with a dry storage space for the long-term storage of the the fuel elements, which on the inside are provided with a supporting structure for the irradiated fuel elements and have a dry storage space gas-tight enclosing radiation screen with a radiation- and gas-tight closable insertion and withdrawal opening, and in the radiation screen a cooling tube with a cooling means is provided. device, an accelerated passage of irradiated fuel elements taken out of a nuclear reactor can be achieved with the already existing water-filled decay basins. The time the burned-out fuel elements are in the decay basins can be shortened down to one tenth of the current value.
För långtidsförvaringen av de utbrända bränsleelementen används torrlagringskammaren, i vilken det reducerade återstående efter- sönderfallsvärmet kan bortföras genom strålning och genom konvek- tion i den i torrlagringskammarens torrlagringsutrymme inneslutna gasvolymen uteslutande inne i torrlagringskamrarna utan att att de utbrända bränsleelementens integritet störes. Torrlagrings- kamrarna kan vid plötsligt, till följd av ökad alstring av ut- brända bränsleelement uppkommande behov när så erfordras betyd- ligt snabbare och med mindre uppbåd, d.v.s. med lägre kostnader, åstadkommas resp. utökas och kan drivas enklare och störninga- säkrare än ytterligare vattenfyllda avklingningsbassänger.For the long-term storage of the burned-out fuel elements, the dry storage chamber is used, in which the reduced residual decomposition heat can be removed by radiation and by convection in the gas volume enclosed in the dry storage chamber of the dry storage chamber exclusively inside the dry storage chambers without disturbing the fuel elements. The dry storage chambers can, when suddenly, as a result of increased generation of burned-out fuel elements, arise when required much faster and with less accumulation, i.e. with lower costs, are achieved resp. expandable and can be operated simpler and more disturbance-safe than additional water-filled decay basins.
Speciellt har de utbrända bränsleelementen i torrlagrings- kammaren ingen som helst kontakt med den omgivande luften, så att 10 15 20 25 30 35 H0 _radíoaktiva partiklar ej kan komma ut i omgivningen. 781188lr~1 3 det utan användning av dyrbara filteranordningar är säkerställt att från de utbrända bränsleelementen eventuellt avsöndrade Vidare kan avgivníngen av radioaktiva partiklar från de utbrända bränsleele- menten i torrlagringskamrarna speciellt effektivt övervakas.In particular, the burned-out fuel elements in the dry storage chamber have no contact at all with the ambient air, so that radioactive particles cannot escape into the environment. 781188lr ~ 1 3 it is ensured without the use of expensive filter devices that any emitted from the burned-out fuel elements can be further emitted. Furthermore, the release of radioactive particles from the burned-out fuel elements in the dry storage chambers can be monitored particularly effectively.
Slutligen kan tack vare värmebortföringen genom kylmedlet i de i torrlagringskammarens strålningsskärm inbäddade kylrören en stor mängd utbrända bränsleelement lagras i en enda torrlagringskam- mare utan att värmeaokumulering uppstår, så att endast ett be- gränsat uppbàd av struktur- och avskärmningsmaterial erfordras för torrlagringskammaren.Finally, thanks to the heat dissipation through the coolant in the cooling tubes embedded in the radiation shield of the dry storage chamber, a large amount of burned fuel elements can be stored in a single dry storage chamber without heat accumulation, so that only a limited supply of structural and shielding shielding material.
Anordningen enligt uppfinningen drives med fördel så att de ur kärnreaktorn uttagna bränsleelementen lagras i vattenbassänger för minskning av deras eftersönderfallseffekt till ett värde tom tillåter torr kylning och därefter torkas i torkanordningen och slutligen undanlagras i torrlagringskammaren.The device according to the invention is advantageously operated so that the fuel elements removed from the nuclear reactor are stored in water basins to reduce their decay effect to a value even allowing dry cooling and then dried in the drying device and finally stored in the dry storage chamber.
Genom franska offentliggjorda patentansökningen 2 276 66N är visserligen en lagringsanordning för utbrända bränsleelement från en natriumkyld snabb bridreaktor känd, vilken uppvisar en torr- lagringskammare för behållare vari ett utbränt bränsleelement befinner sig i ett natriumbad, medelst vilket bränsleelementen kyls. Denna lagringsanordning uppvisar dock ingen särskild med kylmedel fylld avklingningsbassäng för de ur bridreaktorn uttagna utbrända bränsleelementen, utan sådana utbrända bränsleelement förlagras först under en tid av ungefär 9 månader i själva brid- reaktorn i närheten av dennas biologiska skärm där dess efter- sönderfallsvärme får avklinga till dess att de under 1 till 3 månader undanlagras isen av nämnda natriumbehållare i torrlag- ríngskammaren och i anslutning därtill tillsammans med natrium- behållarna i en särskild transportbehållare, som uppvisar en biologisk skärm och utåt ledande kanaler för kylgas, transporte- ras till upparbetningsanläggningen. Bridreaktorns biologiska skärm uppvisar ett styrrör i vilket ett bränsleelement med behål- lare efter utbränning kan dras in och där det kan kylas. Torr- lagringskammaren har visserligen en strâlningsskärm med inbäddade kylslangar, men denna strålningsskärm omsluter ej torrlagrings- utrymmet gastätt, utan i torrlagringsutrymmet kyls behållaren med det utbrända bränsleelementen genom tvångsgenomspolning med gas, vilken strömmar utifrån genom torrlagringskammaren och åter strömmar ut samt före utloppet måste genomgå dyrbara fílteran- 10 15 j skrider, så att efter en viss tidpunkt Vattenkylning i enlighet med 20 25 35 40 78118844 e H läggningar, då det skall säkerställas att från de utbrända brânsleelementen härrörande radioaktiva partiklar ej kommer ut.- En konvektionscírkulation kan ej komma till stånd i torrlag- - ringskammaren. I Från en kärnreaktor uttagna utbrända bränsleelement 2 lagras först i en vattenfylld avklingningsbassäng, som för detta ändamål är försedd med en ej_visad inre bärande struk- tur, vilken på grund av sin geometriska form och/eller medelst ínlagrade absorberande material med säkerhet förhindrar att de lagrade bränsleelementen kan nå en kritisk nivå. Vattnet i bas- sängen är på ej visat sätt försett med reningsanordningar och kyl- anordningar. Härigenom bortföres de i början mycket stora efter- -sönderfallsvärmemängderna, vilka i förekommande fall även kan an- vändas för andra tekniska ändamål. Detta avgivna efter-sönderfalls- värme från bränsleelementen avtar allteftersom lagringstiden fort- uppfinningen ej längre erfordras. j Det bör här observeras att bränsleelementen 2 även kan vara försedda med s.k. lagerhylsor resp. -kapslar när de placeras i la- gerbassängen 4. Efter det att efter-sönderfallsvärmet avklingat till ett genom torrkylning bortförbart värde uttages bränsleelementen ge- nom fjärrmanövrering, exempelvis medelst krananläggningen 8/81 eller med en ej visad manipuleringsanläggníng, ett i taget, från lagerbas- sängen 4 och insättes i torkanordningen 5. Genom det resterande efter-sönderfallsvärmet samt medelst via ledningen 52 tillförda och genom ledningen 53 bortförda gaser, exempelvis luft eller kväve, torkas bränsleelementen så att vidhäftande bassängvatten bortföres.Although French patent application 2 276 66N is disclosed, a storage device for burnt-out fuel elements from a sodium-cooled fast bridge reactor is known, which has a dry storage chamber for containers in which a burnt-out fuel element is located in a sodium bath, by means of which the fuel elements are cooled. However, this storage device does not have a special coolant-filled decay basin for the spent fuel elements removed from the bridge reactor, but such burned-out fuel elements are only stored for a period of approximately 9 months in the bridge reactor itself near its biological screen where its decomposition heat is allowed to decay. until they are deposited for 1 to 3 months in the ice of said sodium container in the dry storage chamber and in connection therewith together with the sodium containers in a special transport container, which has a biological screen and outwardly leading channels for cooling gas, are transported to the reprocessing plant. The biological shield of the bridging reactor has a guide tube in which a fuel element with a container can be drawn in after burning out and where it can be cooled. Although the dry storage chamber has a radiation shield with embedded cooling hoses, this radiation shield does not enclose the dry storage space gas-tight, but in the dry storage space the container is cooled with the burned-out fuel elements by forced flushing with gas, which flows out through the dry spout. filtering, so that after a certain time water cooling in accordance with the conditions, then it must be ensured that radioactive particles originating from the burned fuel elements do not come out.- A convection circulation can not take place in the dry storage chamber. Burnt-out fuel elements 2 taken from a nuclear reactor are first stored in a water-filled decay basin, which for this purpose is provided with an internal bearing structure (not shown) which, due to its geometric shape and / or by means of embedded absorbent materials, reliably prevents the stored the fuel elements can reach a critical level. The water in the base bed is equipped with purification devices and cooling devices in a manner not shown. As a result, the initially very large amounts of decomposition heat are removed, which can also be used for other technical purposes. This emitted post-decomposition heat from the fuel elements decreases as the storage time of the invention is no longer required. It should be noted here that the fuel elements 2 can also be provided with so-called bearing sleeves resp. capsules when placed in the storage pool 4. After the after-decomposition heat has dissipated to a value removable by dry cooling, the fuel elements are removed by remote control, for example by means of the crane system 8/81 or with a manipulation system (not shown), one at a time, from the storage base the bed 4 and is inserted into the drying device 5. By means of the remaining post-decomposition heat and by means of gases supplied via the line 52 and removed by the line 53, for example air or nitrogen, the fuel elements are dried so that adherent pool water is removed.
Därefter uttages de efter avtagande av locket 51 från detta torkrum 5 och föres likaledes genom fjärrmanövrering till en utåt avgränsad förpackningsstation 6. Där insättas de i hylsor 3 vilka gastätt tillslutes medelst ett lock 31. Det inre utrymmet fylles lämpligen med en inert gas. Därpå föres de sålunda förpackade bränsleelementen 2 fortfarande medelst fjärrmanövrering in i torrlagret 7. Där insät- tes hylsorna 3 med de insatta bränsleelementen 2 i en bärande struk- tur 35 som kan vara uppbyggd på samma sätt som den i bränsleelement- -lagringsbassängen H befintliga. Denna struktur har till uppgift att mekaniskt hålla fast de insatta bränsleelementhylsorna 3 och att förhindra att anordningen blir kritisk. När även efter-sönderfalls- värmet från dessa insatta bränsleelement har blivit så ringa att ingen vattenkylning längre erfordras, år deras Padi0êkfíVê Strålniflg 10 115 20 25 m 35 UO 7811884-1 § dock fortfarande så avsevärd att torrlagerrummet måste omges med en strålningsavskärmning 71. I denna skärm är kylrör 72 inbäddade, ge- nom vilka ett kylmedel strömmar via anslutningsstutsarna 78 och 7§.Thereafter, after removing the lid 51, they are removed from this drying chamber 5 and likewise moved by remote operation to an outwardly delimited packaging station 6. There they are inserted into sleeves 3 which are gas-tightly closed by means of a lid 31. The inner space is suitably filled with an inert gas. Then the fuel elements 2 thus packaged are still moved by remote operation into the dry storage 7. There the sleeves 3 with the inserted fuel elements 2 are inserted in a supporting structure 35 which can be built in the same way as the one in the fuel element storage basin H. The purpose of this structure is to mechanically hold the inserted fuel element sleeves 3 and to prevent the device from becoming critical. However, when even the post-decomposition heat from these inserted fuel elements has become so low that no water cooling is required anymore, their Padi0êkfíVê Radiation 10 10 20 20 25 m 35 UO 7811884-1 § is still so significant that the dry storage room must be surrounded by a radiation shield 71. I this screen, cooling pipes 72 are embedded, through which a coolant flows via the connection sockets 78 and 7§.
Genom i torrlagrets inre uppkommande naturliga konvektion upptas I värmet från bränsleelementen och detta avges till avskärmningen 71.Due to the natural convection occurring in the interior of the dry layer, the heat from the fuel elements is absorbed and this is given off to the shield 71.
Avskärmningens 71 innervägg kan därvid vara försedd med ytförstoran- de element, exempelvis flänsar och liknande, så att värmeövergången underlättas. ' Dessutom kan via ledningen 76 en kylgas införas i lagerrummet och åter bortföras genom ledningen 77. Dessa värmebärare, sålunda cantingen det genom kylslangarna 72 strömmande kylmediet eller denna kylgas, kan vidare utnyttjas för uppvärmning av torkanordningen 5, så att endast en del därav måste släppas ut och där eventuellt även' kan användas såsom processvärme.The inner wall of the shield 71 can then be provided with surface-enlarging elements, for example flanges and the like, so that the heat transfer is facilitated. In addition, via line 76 a cooling gas can be introduced into the storage space and again removed through line 77. These heat carriers, thus canting the cooling medium flowing through the cooling hoses 72 or this cooling gas, can further be used for heating the drying device 5, so that only a part thereof must be released out and where possibly also 'can be used as process heat.
För införandet av bränsleelementen i torrlagret kan exempelvis 'slussar vara anordnade eller också, såsom visas i figuren, ett dub- 'belvridlock 74/73 av det slag som är välkänt inom kärnkraftverkstek- niken. Pâ detta lock 73 kan även dessutom en fläkt 75 vara anordnad för förbättrad cirkulation av gasvolymen och därmed förbättrad kyl- ning av bränsleelementhylsorna 3.For the introduction of the fuel elements into the dry storage, locks can for instance be provided or also, as shown in the figure, a double rotary cover 74/73 of the kind well known in the nuclear power plant technique. In addition, a fan 75 can also be arranged on this cover 73 for improved circulation of the gas volume and thereby improved cooling of the fuel element sleeves 3.
Tillslutningen av denna torrlagerbehållare 7 måste självfallet vara gastätt utförd, och strálningsavskärmningen 71 är även försedd med ett yttre tätningsskikt för att förhindra yttre kontamination genom eventuellt skadade hylsor 3.The closure of this dry storage container 7 must of course be made gas-tight, and the radiation shield 71 is also provided with an outer sealing layer to prevent external contamination by any damaged sleeves 3.
Givetvis är även detta torrlager och självfallet även mel- lanstationen för genomförande av sättet enligt uppfinningen för- sedda med övervakningsanordningen av i och för sig känt slag, så att eventuellt uppträdande störningar i god tid kan upptäckas och åtgärdas.Of course, this dry storage and of course also the intermediate station for carrying out the method according to the invention are provided with the monitoring device of a per se known type, so that any disturbances occurring can be detected and remedied in good time.
Självfallet är även andra konstruktiva utföringsmöjligheter tänkbara. Exempelvis kan det yttre tätningsskiktet och avskärm- ningen vara så anordnade att det från bränsleelementet med natur- lig konvektion till ytterstrukturen förda värmet medelst värme- ledning föres genom dessa och bortföres genom naturlig konvektion.Of course, other constructive execution possibilities are also conceivable. For example, the outer sealing layer and the shield can be arranged such that the heat transferred from the fuel element with natural convection to the outer structure by means of heat conduction is passed through them and removed by natural convection.
Claims (7)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2753034A DE2753034C2 (en) | 1977-11-28 | 1977-11-28 | Equipment for the storage of spent nuclear reactor fuel elements and methods for the operation of this equipment |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE7811884L SE7811884L (en) | 1979-05-29 |
| SE433144B true SE433144B (en) | 1984-05-07 |
Family
ID=6024810
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE7811884A SE433144B (en) | 1977-11-28 | 1978-11-17 | DEVICE FOR STORING EXCELLENT NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS AND SETTING TO OPERATE THIS DEVICE |
Country Status (12)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS54116599A (en) |
| AR (1) | AR218945A1 (en) |
| AT (1) | AT365841B (en) |
| BR (1) | BR7807768A (en) |
| CA (1) | CA1175163A (en) |
| CH (1) | CH636722A5 (en) |
| DE (1) | DE2753034C2 (en) |
| ES (1) | ES475479A1 (en) |
| FR (1) | FR2410339A1 (en) |
| GB (1) | GB2009484B (en) |
| IT (1) | IT1100293B (en) |
| SE (1) | SE433144B (en) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2928051A1 (en) * | 1977-11-28 | 1981-01-29 | Kraftwerk Union Ag | Dry store for nuclear fuel elements - cooled by heat pipes through radiation screen exposed to natural cooling draught |
| DE2919797C2 (en) * | 1979-05-16 | 1984-02-16 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Storage facility for the storage of spent fuel |
| DE2929467C2 (en) * | 1979-07-20 | 1985-04-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Storage building for spent nuclear reactor fuel elements |
| EP0028442A3 (en) * | 1979-10-31 | 1981-10-21 | The English Electric Company Limited | Storage arrangements for nuclear fuel elements |
| DE3017767C2 (en) * | 1980-05-09 | 1984-11-15 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Protective container for the transport, storage and radiation shielding of fuel element containers loaded with spent reactor fuel elements |
| FR2502829B1 (en) * | 1981-03-30 | 1988-05-13 | English Electric Co Ltd | NUCLEAR FUEL STORAGE SYSTEM |
| US4800062A (en) * | 1987-02-23 | 1989-01-24 | Nuclear Packaging, Inc. | On-site concrete cask storage system for spent nuclear fuel |
| CN106782713B (en) * | 2017-01-05 | 2019-05-24 | 中国原子能科学研究院 | Passive spent fuel cooling storage device |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3375169A (en) * | 1966-08-23 | 1968-03-26 | Atomic Power Dev Ass Inc | Method for minimizing corrosion of reactor elements |
| CH490725A (en) * | 1967-04-21 | 1970-05-15 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear reactor fuel reloading facility |
| DE1639396B2 (en) * | 1968-01-27 | 1972-11-23 | Siemens AG, 1000 Berlin u. 8000 München | DEVICE FOR STORING FUEL ELEMENTS IN A COATING BASIN OF A NUCLEAR REACTOR |
| DE2258741B2 (en) * | 1972-11-30 | 1975-09-04 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Nuclear reactor plant |
| DE2259669A1 (en) * | 1972-12-06 | 1974-06-12 | Licentia Gmbh | Irradiated fuel storage facility - with transversely mounted beams supporting fuel elements giving economic construction |
| US3910006A (en) * | 1973-06-07 | 1975-10-07 | Westinghouse Electric Corp | Fuel element handling arrangement and method |
| BE802637A (en) * | 1973-07-20 | 1973-11-16 | Centre Etd Energie Nucleaire | PROCESS FOR DEACTIVATION OF SODIUM AND / OR STORAGE OF IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENTS |
| IT1015376B (en) * | 1974-06-25 | 1977-05-10 | Agip Nucleare Sp | EQUIPMENT FOR THE TRANSFER OF FUEL ELEMENTS WITH HIGH RESIDUAL POWER |
-
1977
- 1977-11-28 DE DE2753034A patent/DE2753034C2/en not_active Expired
-
1978
- 1978-10-02 AT AT0708478A patent/AT365841B/en not_active IP Right Cessation
- 1978-10-23 CH CH1092678A patent/CH636722A5/en not_active IP Right Cessation
- 1978-11-17 SE SE7811884A patent/SE433144B/en not_active IP Right Cessation
- 1978-11-22 AR AR274528A patent/AR218945A1/en active
- 1978-11-22 IT IT30050/78A patent/IT1100293B/en active
- 1978-11-23 GB GB7845707A patent/GB2009484B/en not_active Expired
- 1978-11-27 FR FR7833481A patent/FR2410339A1/en active Granted
- 1978-11-27 BR BR7807768A patent/BR7807768A/en unknown
- 1978-11-28 CA CA000317031A patent/CA1175163A/en not_active Expired
- 1978-11-28 JP JP14706878A patent/JPS54116599A/en active Pending
- 1978-11-28 ES ES475479A patent/ES475479A1/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BR7807768A (en) | 1979-06-26 |
| IT7830050A0 (en) | 1978-11-22 |
| CA1175163A (en) | 1984-09-25 |
| GB2009484A (en) | 1979-06-13 |
| SE7811884L (en) | 1979-05-29 |
| JPS54116599A (en) | 1979-09-10 |
| FR2410339A1 (en) | 1979-06-22 |
| GB2009484B (en) | 1982-05-12 |
| DE2753034A1 (en) | 1979-05-31 |
| DE2753034C2 (en) | 1986-10-09 |
| ES475479A1 (en) | 1979-11-01 |
| AR218945A1 (en) | 1980-07-15 |
| FR2410339B1 (en) | 1982-05-07 |
| AT365841B (en) | 1982-02-25 |
| CH636722A5 (en) | 1983-06-15 |
| ATA708478A (en) | 1981-06-15 |
| IT1100293B (en) | 1985-09-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101000883B1 (en) | Method and apparatus for drying high level waste based on dew point temperature measurement | |
| US2863815A (en) | Nuclear reactor | |
| KR950008095B1 (en) | Dry Storage of Heat Dissipating Materials | |
| US3058897A (en) | Reactor | |
| US9793021B2 (en) | Transfer cask system having passive cooling | |
| RU2549369C2 (en) | Modular reactor for converting nuclear fission wastes | |
| JPS61275693A (en) | Nuclear reactor and operation thereof | |
| JP4840627B2 (en) | Corrosion mitigation system for liquid metal reactors with passive decay heat removal system | |
| KR20170031219A (en) | A source of electricity derived from a spent fuel cask | |
| KR20180128472A (en) | Inter-module fuel shuffling | |
| US4959193A (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US20140177775A1 (en) | Cooling systems for spent nuclear fuel, casks including the cooling systems, and methods for cooling spent nuclear fuel | |
| SE441875B (en) | DEVICE FOR STORAGE OF RADIOACTIVE MATERIALS | |
| CN105009443A (en) | Source of electricity derived from spent fuel cask | |
| SE433144B (en) | DEVICE FOR STORING EXCELLENT NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS AND SETTING TO OPERATE THIS DEVICE | |
| US4832903A (en) | Dry storage arrangements for nuclear fuel | |
| JPS639640B2 (en) | ||
| US3437558A (en) | Nuclear reactor and refueling cell arrangement | |
| JPS5912997B2 (en) | Nuclear reactor seal | |
| WO2014035009A1 (en) | Intrinsically safe water-cooled reactor system for generating electricity | |
| US9040014B2 (en) | Graphite thermal decontamination with reducing gases | |
| US3638023A (en) | Radioisotopic power source | |
| KR20020053742A (en) | Method of controlling the temperature of a closed vessel containing radioactive substance, system for storing a closed vessel, and storage facility | |
| CN105556615B (en) | A method for long-term storage of spent nuclear fuel | |
| JPH03273198A (en) | Storage shed for used fuel and radioactive refuse |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7811884-1 Effective date: 19880322 Format of ref document f/p: F |