RU2129739C1 - Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant - Google Patents
Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2129739C1 RU2129739C1 RU97106136/25A RU97106136A RU2129739C1 RU 2129739 C1 RU2129739 C1 RU 2129739C1 RU 97106136/25 A RU97106136/25 A RU 97106136/25A RU 97106136 A RU97106136 A RU 97106136A RU 2129739 C1 RU2129739 C1 RU 2129739C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- nuclear
- vessel
- power plant
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 25
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 14
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 6
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 6
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 5
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 101000601647 Homo sapiens Paired box protein Pax-6 Proteins 0.000 description 1
- 101000621309 Homo sapiens Wilms tumor protein Proteins 0.000 description 1
- 102100022748 Wilms tumor protein Human genes 0.000 description 1
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 239000013543 active substance Substances 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000003912 environmental pollution Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 230000008844 regulatory mechanism Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и промышленности и касается извлечения ядерного топлива из корпусных реакторов ядерных энергетических установок судов и кораблей, в частности, снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, атомных ледоколов. The invention relates to nuclear energy and industry, and for the extraction of nuclear fuel from the hull reactors of nuclear power plants of ships and ships, in particular, decommissioned nuclear submarines, nuclear icebreakers.
Известен способ демонтажа корпусного ядерного реактора WAGR атомной электрической станции, предусматривающий резку корпуса, оборудования и металлоконструкций после выгрузки отработавшего топлива (см., например, H. Lawton, Reactor Decommissioning, Nucl. Engineer, 1984, v. 25 N 5, p. 191-192). There is a method of dismantling a WAGR hull nuclear reactor of a nuclear power plant, which involves cutting the hull, equipment and metal structures after unloading the spent fuel (see, for example, H. Lawton, Reactor Decommissioning, Nucl. Engineer, 1984, v. 25 N 5, p. 191 -192).
Известен способ утилизации атомных подводных лодок с корпусными реакторами, включающий выгрузку из атомной подводной лодки ядерного топлива, удаление из атомной подводной лодки реакторного отсека (см., например V.V. Mazokin et al., Basic Aspects of the Concept of Reactor Compartment (Including Damaged Compartments) Management During Utilization of Nuclear Powered Submarines. High Priority R& D, Global Advances in Nuclear Engineering, Proc. ICONE-4, ASME Publ., 1996, v. 3 p. 1-9). A known method for the disposal of nuclear submarines with hull reactors, including unloading nuclear fuel from a nuclear submarine, removing the reactor compartment from a nuclear submarine (see, for example, VV Mazokin et al., Basic Aspects of the Concept of Reactor Compartment (Including Damaged Compartments) Management During Utilization of Nuclear Powered Submarines. High Priority R & D, Global Advances in Nuclear Engineering, Proc. ICONE-4, ASME Publ., 1996, v. 3 p. 1-9).
Известен способ извлечения отработанного ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки подводного судна - атомной подводной лодки, включающий вскрытие корпуса атомной подводной лодки над реактором, снятие крышки корпуса реактора ядерной энергетической установки и потвэльную или покассетную выгрузку ядерного топлива (см., например, В.М. Букалов и А. А. Нарусбаев, Проектирование атомных подводных лодок, Л., Судостроение, 1964, с. 252). There is a method of extracting spent nuclear fuel from a hull reactor of a nuclear power plant of a submarine - a nuclear submarine, including opening the hull of a nuclear submarine above the reactor, removing the cover of the reactor shell of a nuclear power plant and unloading or cassette unloading of nuclear fuel (see, for example, B. M. Bukalov and A. A. Narusbaev, Design of nuclear submarines, L., Shipbuilding, 1964, p. 252).
Наиболее близким к предложенному является известный способ извлечения отработанного ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки надводного судна или корабля, предусматривающий вскрытие палубы судна, удаление из корпусного ядерного реактора активной зоны с закрепленной на ней крышкой корпуса реактора, размещение активной зоны с крышкой корпуса реактора вне корпуса реактора в шахте с водой, помещение активной зоны с крышкой корпуса реактора в нише шахты в свинцовой контейнер (см., например, А. В. Поздеев, Судовые атомные энергетические установки: пути и перспективы развития. Л., Судостроение, 1964, с. 730-732). Closest to the proposed one is a known method for extracting spent nuclear fuel from a hull reactor of a nuclear power plant of a surface vessel or ship, which involves opening the deck of a vessel, removing from the hull of a nuclear reactor an active zone with a reactor vessel cover attached to it, and placing an active zone with a reactor vessel cover outside the reactor vessel in a mine with water, the core with the reactor vessel cover in the niche of the mine in a lead container (see, for example, A. V. Pozdeev, Court New Nuclear Power Plants: Ways and Development Prospects (L., Shipbuilding, 1964, p. 730-732).
Основной недостаток известных способов, применительно к извлечению ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судов и кораблей, заключается в недостаточной их экологичности из-за неблагоприятного воздействия на окружающую среду в процессе извлечения и транспортирования ядерного топлива, низкой технологичности, связанной как с продолжительностью извлечения и сложностью транспортирования ядерного топлива, так и с повышенным потреблением контейнеров для транспортирования ядерного топлива. The main disadvantage of the known methods in relation to the extraction of nuclear fuel from the vessel reactor of a nuclear power plant of ships and ships is their insufficient environmental friendliness due to the adverse environmental impact in the process of extraction and transportation of nuclear fuel, low technology associated with both the duration of the extraction and the complexity of transporting nuclear fuel, and with increased consumption of containers for transporting nuclear fuel.
В задачу изобретения входит повышение экологичности и технологичности способа извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судна или корабля. The objective of the invention is to increase the environmental friendliness and manufacturability of a method for extracting nuclear fuel from a vessel reactor of a nuclear power plant of a ship or ship.
Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в снижении мощности излучения и возможного загрязнения окружающей среды при извлечении ядерного топлива, сокращении времени извлечения ядерного топлива из ядерной энергетической установки, сокращении количества необходимых для транспортировки ядерного топлива контейнеров. This problem is solved by the invention by achieving a technical result, which consists in reducing the radiation power and possible environmental pollution during the extraction of nuclear fuel, reducing the time of extraction of nuclear fuel from a nuclear power plant, reducing the number of containers required for transporting nuclear fuel.
Технический результат достигается в способе извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судна или корабля, включающем выгрузку из ядерной энергетической установки активной зоны с крышкой корпуса реактора, при котором активную зону выгружают в корпусе реактора. Предлагается также до выгрузки корпуса реактора отделять его от трубопроводов, соединяющих корпус с первым контуром ядерной энергетической установки, а выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора транспортировать за пределы судна, при этом, в частности, до транспортирования за пределы судна выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора помещать в передаточный контейнер, в транспортный контейнер. The technical result is achieved in a method for extracting nuclear fuel from a hull reactor of a nuclear power plant or ship, including unloading from the nuclear power plant of the active zone with a cover of the reactor vessel, in which the active zone is unloaded in the reactor vessel. It is also proposed that prior to unloading the reactor vessel, it is separated from the pipelines connecting the vessel to the first circuit of the nuclear power plant, and the unloaded core in the vessel with the reactor cover should be transported outside the vessel, in particular, until the unloaded active zone is transported outside the vessel in the vessel with the reactor lid placed in a transfer container, in a transport container.
Несмотря на известность операции удаления корпуса реактора из ядерной энергетической установки (см. например, патент RU 2029398, МКИ 6 G 21 C 19/00, G 21 F 9/28, опубл. 20.02.95, Бюл. N 5), тем не менее, при этом не удается достигнуть заявленный технический результат, ибо, в отличие от предлагаемого решения, при исполнении известной операции осуществляют фрагментацию корпуса реактора (в отсутствии ядерного топлива) с последующим удалением фрагментов корпуса реактора из ядерной энергетической установки. В то же время, в предлагаемом решении при выгрузке активной зоны в корпусе с крышкой реактора отпадает потребность в демонтаже конструкций реактора и извлечения из реактора внутрикорпусных устройств (экранов и др.), а размещение активной зоны внутри корпуса с крышкой реактора при выгрузке из судовой энергетической установки и последующем транспортировании ядерного топлива, отработавшего в том числе, за пределы судна или корабля позволяет обеспечить как постоянное присутствие барьера (корпуса с крышкой реактора) для распространения радиоактивных веществ за пределы корпуса с крышкой реактора и, за счет ядерного топлива, стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, внутрикорпусных устройств и корпуса реактора, самопоглощение и поглощение излучения (в 100 - 100 раз), так и ускорение процесса извлечения активной зоны (ядерного топлива) и радиоактивных отходов из судовой энергетической установки, снижение количества используемых для транспортировки контейнеров вследствие компактности размещения в активной зоне ядерного топлива, помещенного в корпус с крышкой реактора с активной зоной. Despite the popularity of the operation of removing the reactor vessel from a nuclear power plant (see, for example, patent RU 2029398, MKI 6 G 21 C 19/00, G 21 F 9/28, publ. 20.02.95, Bull. N 5), however less, at the same time, the claimed technical result cannot be achieved, because, in contrast to the proposed solution, when performing a known operation, the reactor vessel is fragmented (in the absence of nuclear fuel), followed by removal of the reactor vessel fragments from the nuclear power plant. At the same time, in the proposed solution, when unloading the active zone in the vessel with the reactor cover, there is no need to dismantle the reactor structures and remove the internal devices (screens, etc.) from the reactor, and the core location inside the vessel with the reactor cover when unloading from the ship’s power installation and subsequent transportation of nuclear fuel, including spent outside the vessel or ship, allows you to ensure that the constant presence of a barrier (hull with a reactor cover) for the distribution of rad active substances outside the vessel with the reactor cover and, due to nuclear fuel, rods of the automatic control system, reactivity compensation bodies, rods of the emergency protection system, internals and the reactor vessel, self-absorption and absorption of radiation (100-100 times), and acceleration the process of extracting the core (nuclear fuel) and radioactive waste from a ship’s power plant, reducing the number of containers used for transportation due to the compact placement in the main zone of nuclear fuel placed in a housing with a reactor cover with an active zone.
Извлечение ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки, в частности, отработавшего ядерного топлива из снимаемой с эксплуатации атомной подводной лодки с корпусным реактором, предлагается осуществлять следующим образом: пришвартовать атомную подводную лодку к краново-транспортному судну, проверить, введены ли в активную зону реактора стержни системы автоматического регулирования, органы компенсации реактивности, стержни системы аварийной защиты, расцепить и удалить штанги приводов, удалить приводы стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, осушить первый контур ядерной энергетической установки и реактор, удифферентовать атомную подводную лодку для обеспечения вертикальности положения оси реактора, вскрыть легкий и прочный корпуса атомной подводной лодки, установить технологическую выгородку, демонтировать оборудование над реактором и с крышки реактора, удалить съемную биологическую защиту над реактором, выполнить резы трубопроводов, соединяющих корпус реактора с оборудованием первого контура ядерной энергетической установки, закрепить штанги от подъемного устройства на патрубках реактора, установить над реактором передаточный контейнер, установить на патрубки реактора и трубопроводы защитные пробки, вертикально переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточный контейнер, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточном контейнере к транспортному контейнеру за пределы снимаемой с эксплуатации атомной подводной лодки, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами из передаточного контейнера в транспортный контейнер, затем отшвартовать атомную подводную лодку без ядерного топлива от краново-транспортного судна, пришвартовать следующую атомную подводную лодку с ядерным топливом к краново-транспортному судну, освобожденный от корпуса с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами передаточный контейнер разместить в вышеуказанном порядке над реактором атомной подводной лодки и затем повторить вышеописанный цикл извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки атомной подводной лодки. It is proposed to extract nuclear fuel from the hull reactor of a nuclear power plant, in particular, spent nuclear fuel from a decommissioned nuclear submarine with a hull reactor, as follows: moor the nuclear submarine to the crane transport ship, check if the reactor has been entered into the reactor core automatic control system rods, reactivity compensation bodies, emergency protection system rods, release and remove the drive rods, remove the drives of automatic control systems, reactivity compensation bodies, emergency protection system rods, drain the first circuit of the nuclear power plant and reactor, differentiate the nuclear submarine to ensure the vertical position of the reactor axis, open the light and durable nuclear submarine hull, establish a technological fence, dismantle the equipment above the reactor and from the reactor lid, remove the removable biological protection above the reactor, cut the pipelines connecting the housing the reactor with the equipment of the primary circuit of the nuclear power plant, fix the rods from the lifting device on the reactor nozzles, install a transfer container above the reactor, install protective plugs on the reactor nozzles and pipelines, vertically move the case with the reactor cover with the core and other internals into the transfer container, move the casing with the reactor lid with the core and other internals in the transfer container to the transport container and the limits of the decommissioned nuclear submarine, move the hull with the reactor cover with the core and other hull devices from the transfer container to the transport container, then moor the nuclear submarine without nuclear fuel from the crane transport vessel, moor the next nuclear submarine with nuclear fuel to the crane transport vessel freed from the hull with a reactor cover with an active zone and other internal hull devices It is in the above order of the atomic reactor submarine and then repeating the above described cycle nuclear fuel removed from a nuclear reactor of the body of the power plant nuclear submarine.
Извлечение ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки, в частности, отработавшего ядерного топлива из снимаемого с эксплуатации атомного ледокола с корпусным реактором, предлагается осуществлять следующим образом: установить на атомный ледокол подъемно-транспортное устройство, проверить, введены ли в активную зону реактора стержни системы автоматического регулирования, органы компенсации реактивности, стержни системы аварийной защиты, расцепить и удалить штанги приводов, удалить приводы стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, осушить первый контур ядерной энергетической установки и реактор, удифферентовать атомный ледокол для обеспечения вертикальности положения оси реактора, вскрыть палубу ледокола, установить технологическую выгородку, демонтировать оборудование над реактором и с крышки реактора, удалить съемную биологическую защиту над реактором, выполнить резы трубопроводов, соединяющих корпус реактора с оборудованием первого контура ядерной энергетической установки, закрепить штанги от подъемного устройства на патрубках реактора, установить над реактором передаточный контейнер, установить на патрубки реактора и трубопроводы защитные пробки, вертикально переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточный контейнер, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточном контейнере к транспортному контейнеру, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами из передаточного контейнера в транспортный контейнер, переместить транспортный контейнер с размещенным в нем корпусом с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами за пределы снимаемого с эксплуатации ледокола, затем подъемно-транспортное устройство переместить на следующий ледокол с отработавшим ядерным топливом, освобожденный от корпуса с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами передаточный контейнер разместить в вышеуказанном порядке над реактором атомного ледокола и затем повторить вышеописанный цикл извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки атомного ледокола. It is proposed to extract nuclear fuel from the hull reactor of a nuclear power plant, in particular spent nuclear fuel from a decommissioned nuclear icebreaker with a hull reactor, as follows: install a lifting and transport device on the nuclear icebreaker, check if the system rods are inserted into the reactor core automatic regulation, reactivity compensation bodies, emergency protection system rods, release and remove the drive rods, remove the system rod drives automatic regulation mechanisms, reactivity compensation bodies, emergency protection system rods, drain the first circuit of the nuclear power plant and reactor, differentiate the atomic icebreaker to ensure the vertical axis of the reactor axis, open the icebreaker deck, install the technological barrier, dismantle the equipment above the reactor and from the reactor lid, remove removable biological protection over the reactor; perform cuts of pipelines connecting the reactor vessel with the equipment of the primary nuclear circuit of a power plant, fix the rods from the lifting device on the reactor nozzles, install a transfer container above the reactor, install protective plugs on the reactor nozzles and pipelines, vertically move the case with the reactor cover with the core and other internals into the transfer container, move the case with the reactor cover with core and other internals in the transfer container to the transport container, move the vessel with the reactor lid with the active with other and internal hull devices from the transfer container to the transport container, move the transport container with a housing with a reactor cover with an active zone and other internal hulls outside the decommissioned icebreaker, then move the handling device to the next icebreaker with spent nuclear fuel place the transfer container in the aforementioned unit, freed from the vessel with a reactor cover with an active zone and other internal shell devices -bonded right above the reactor nuclear icebreaker and then repeating the above described cycle nuclear fuel removed from a nuclear reactor of the body of the atomic power plant of the icebreaker.
Изобретение применимо на подводных судах, снабженных ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, преимущественно на снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодках, аварийных в том числе, а также на надводных судах и надводных кораблях с ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, в частности, на снимаемых с эксплуатации атомных ледоколах. The invention is applicable to submarines equipped with nuclear power plants with hull reactors, mainly on decommissioned nuclear submarines, including those damaged, as well as on surface ships and surface ships with nuclear power plants with hull reactors, in particular those removed from operation of nuclear icebreakers.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97106136/25A RU2129739C1 (en) | 1997-04-16 | 1997-04-16 | Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97106136/25A RU2129739C1 (en) | 1997-04-16 | 1997-04-16 | Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2129739C1 true RU2129739C1 (en) | 1999-04-27 |
Family
ID=20192015
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97106136/25A RU2129739C1 (en) | 1997-04-16 | 1997-04-16 | Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2129739C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107833644A (en) * | 2017-09-26 | 2018-03-23 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | The refuelling system and material-changing method of ocean nuclear power platform |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4815894A (en) * | 1986-03-12 | 1989-03-28 | Consolidated Environmental Technologies Limited | Construction and use of subsea bore holes |
| US4818472A (en) * | 1986-06-02 | 1989-04-04 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and apparatus for the wet dismantling of radioactively contaminated or activated components of nuclear reactor plants |
-
1997
- 1997-04-16 RU RU97106136/25A patent/RU2129739C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4815894A (en) * | 1986-03-12 | 1989-03-28 | Consolidated Environmental Technologies Limited | Construction and use of subsea bore holes |
| US4818472A (en) * | 1986-06-02 | 1989-04-04 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and apparatus for the wet dismantling of radioactively contaminated or activated components of nuclear reactor plants |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| WOOD. Cost Lessons Cearuf from decomissioning Shippingport. Nucl. Eng. Inf. 1990, v.35, N 434, p.20-22. * |
| Поздеев А.В. Судовые атомные энергетические установки, пути и перспективы развития. - Л.: Судостроение, 1964, с.730-732. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107833644A (en) * | 2017-09-26 | 2018-03-23 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | The refuelling system and material-changing method of ocean nuclear power platform |
| CN107833644B (en) * | 2017-09-26 | 2024-03-19 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | Material changing system and material changing method of ocean nuclear power platform |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2129739C1 (en) | Method for extracting nuclear fuel from pressure-tube reactor of nuclear power plant | |
| CN113299415A (en) | Shore-based refueling system for nuclear-powered ship | |
| Bukharin et al. | Russian nuclear‐powered submarine decommissioning | |
| RU2218288C1 (en) | Watercraft complex for sea transportation of irradiated nuclear fuel of atomic power plants of submarines, ships and vessels | |
| RU2170963C1 (en) | Method for handling irradiated nuclear fuel (alternatives) | |
| RU2170966C1 (en) | Method for handling radioactive materials (alternatives) | |
| RU2225050C1 (en) | Method for handling reactor compartments of nuclear powered submarines (alternatives) | |
| Moltz et al. | Dismantling Russia's nuclear subs: New challenges to non-proliferation | |
| Kulikov et al. | Radioactive waste management during FTB''Lepse''complex dismantling. Agenda item 5.3 (Paper in English) | |
| JP7790801B1 (en) | Fuel pools, fuel pool operation methods, fuel transport containers | |
| Chenais | Disposal of Spent Nuclear Fuel and Radioactive Waste in the Decommissioning of French Nuclear Submarines | |
| RU2317913C1 (en) | Method of utilization of large-sized floating object equipped with nuclear power plant | |
| Ølgaard | Worldwide Decommissioning of Nuclear Submarines: Plans and Problems | |
| Ølgaard | Worldwide Overview of Nuclear Submarine Decommissioning Plans and Issues | |
| Daniel et al. | Spent fuel management in the United Kingdom | |
| Kulikov et al. | Dismantling of Civilian Nuclear Powered Fleet Technical Support Vessels: Engineering Solutions | |
| SHCHERBAK et al. | Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences | |
| Shishkin et al. | Programme for Decommissioning of Multipurpose Nuclear Submarines in the North-West of Russia. Agenda item 8 (Paper in English) | |
| Barskov et al. | Nuclear Fuel Cycle for Russian Ship Spent Nuclear Fuel: Reprocessing or Direct Disposal? | |
| Burritt | Risks Posed by out of Service Russian Nuclear Submarines and Proposed Methods to Minimize the Risks | |
| Sarkisov | Nuclear submarine decommissioning and related environmental problems | |
| Ølgaard | The potential risks from Russian nuclear ships. NKS-SBA-1 status report | |
| Sarkisov et al. | History, current status, and prospects for radioecological remediation of the arctic | |
| Adachi et al. | The decommissioning plan of the Nuclear Ship MUTSU | |
| Chechelnitsky et al. | Radioactive Waste Reprocessing in Nuclear Submarine Recycling |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050417 |