RU2688137C1 - Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора - Google Patents
Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2688137C1 RU2688137C1 RU2018127978A RU2018127978A RU2688137C1 RU 2688137 C1 RU2688137 C1 RU 2688137C1 RU 2018127978 A RU2018127978 A RU 2018127978A RU 2018127978 A RU2018127978 A RU 2018127978A RU 2688137 C1 RU2688137 C1 RU 2688137C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graphite
- spent
- reactor
- uranium
- dismantling
- Prior art date
Links
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 93
- 239000010439 graphite Substances 0.000 title claims abstract description 93
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 84
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 17
- NIXOWILDQLNWCW-UHFFFAOYSA-N acrylic acid group Chemical group C(C=C)(=O)O NIXOWILDQLNWCW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 238000012856 packing Methods 0.000 claims abstract description 5
- 238000005470 impregnation Methods 0.000 claims description 11
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 3
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 abstract description 4
- 238000009933 burial Methods 0.000 abstract description 4
- 238000012545 processing Methods 0.000 abstract description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 abstract description 2
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 abstract 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 14
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 9
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 9
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 8
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 4
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 3
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 1
- 238000009412 basement excavation Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 239000011247 coating layer Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 239000003973 paint Substances 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 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
- G21F9/34—Disposal of solid waste
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами, в частности обращению с отработавшим графитом (ОГ) при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов включает предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения. Перед демонтажом графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе. Изобретение позволяет создать дополнительные защитные барьеры безопасности при демонтаже ОГ, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры и снизить коллективные дозы облучения персонала при обращении с ОГ при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами (РАО), в частности, обращению с отработавшим графитом (ОГ) при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов (УТР).
Одной из актуальнейших проблем, связанных с выводом из эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами, является проблема обращения с радиоактивным графитом. Суммарное количество реакторного графита на выводимых из эксплуатации АЭС в России составит ~ 40000 тонн.
Графит используется в качестве замедлителя в уран-графитовых реакторах. Как пример, активная зона уран-графитового реактора РБМК-1000, построена из плотно стоящих графитовых колонн размерами 250*250*8000 со сквозным по всей высоте каждой колонны вертикальным отверстием диаметром 114 мм. Каждая колонна состоит из графитовых блоков 250*250*600. Общая масса всего ОГ на 1-м блоке Ленинградской АЭС распределена следующим образом:
В процессе вывода из эксплуатации энергоблока ядерного реактора типа РБМК, весь графит из графитовой кладки переходит в категорию РАО 1÷4 класса.
Учитывая горючесть графита, его хранение требует специальных мер безопасности. Кроме того, углерод - один из самых распространенных элементов живых систем. Поэтому при попадании в природную среду он может стать частью живых систем и подвергнуть ее внутреннему облучению, приводящему к различным негативным последствиям.
Радионуклиды в графите в процессе эксплуатации появляются в результате:
1- нейтронной активации примесей графита и самого углерода матрицы, а также активации газовой смеси, охлаждающей графит;
2- попадания в кладку продуктов деления ядерного топлива и продуктов коррозии, а также самого топлива при нарушении герметичности технологических каналов (ТК). Ячейки, в которых происходила разгерметизация ТК, известны из журналов эксплуатации реактора.
Графит, радиоактивность которого определяется радионуклидами активационного происхождения, относятся, как правило, к РАО 2-4 класса. Определяющим 2 класс твердых РАО является долгоживущий радионуклид углерод С-14 с максимальной удельной активностью не выше 106 Бк/г.Третий и четвертый классы твердых РАО определяется в основном кобальтом Со-60.
При попадании в графитовую кладку урана-235 и трансурановых радионуклидов при аварийных протечках ЯМ из технологических каналов возможно образование РАО 1-го и 2-го класса. Участки с данными радиоактивными загрязнениями локализованы в отдельных местах кладки. Этих участков немного, они ограничены по объему. С увеличением времени эксплуатации количество этих участков после прорыва топлива может увеличиваться, при этом возможно загрязнение ближайших соседних графитовых колонн. Федеральный Закон РФ №190-ФЗ от 11.07.2011 требует подземного захоронения твердых долгоживущих РАО 2 класса на глубину более 100 м.
До последнего времени в мировом опыте не существовало единых отработанных, экологически безопасных и надежных способов обращения с подобным графитом, с окончательным захоронением его, как твердых РАО, особенно для уран-графитовых реакторов больших мощностей РБМК.
Все варианты обращения с ОГ начинаются с временной выдержки кладки ОГ после изъятия ТВС (выдержка 10-20 лет, применяется для всех реакторов) для уменьшения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал за счет распада основных короткоживущих γ-радионуклидов, особенно 60Со, после чего непосредственно следуют этапы обращения с ОГ.
Известен способ обращения с ОГ, заключающийся в подземном захоронении целиком реактора по месту его эксплуатации с принятием мер безопасности по выщелачиванию долгоживущих нуклидов на время более 300 лет. При этом графитовая кладка не извлекается из реакторной установки. (А.О. Павлюк. Технические решения и опыт АО «ОДЦ УГР» по обращению с облученным графитом при выводе из эксплуатации. Москва. 21.22.11.2017. http://www.atomeco.org/mediafiles/u/files/2017/materials/06_ATOMEKO_Pavlyuk_A.O..pdf). Данное техническое решение осуществлено в Сибирском химическом комбинате. Реализация данного способа стала возможной вследствие того, что верхний уровень графитовой кладки в этих реакторах ниже нулевой отметки на несколько метров, что позволило создать «зеленую площадку».
Для реакторов УГР большой мощности (РБМК-1000, РБМК-1500), уровень пола центрального зала которых выше нулевой отметки на ~20 метров, этот способ обращения с ОГ не подходит.
Известен подобный способ переработки на небольших УГР - Курчатовский институт, где ОГ из кладки демонтировался частично, и оставшаяся часть кладки вместе с корпусом реактора изымалась подъемным краном и перемещалась к месту дальнейшей переработки (А.А. Абрамов, В.В. Вагин, и др. Ликвидация крупных ядерно- и радиационно-опасных объектов в условиях плотной жилой застройки г. Москвы. НИЦ«Курчатовский Институт».2015 г).
Недостатком способа является обязательное появление радиоактивной пыли, которая возникает при демонтаже графитовых блоков кладки и перемещении их к месту дальнейшей переработки. Кроме того способ изъятия всего корпуса реактора с оставшимся графитом, используемый для малых реакторов, неприменим для РБМК -1000 и РБМК -1500, из-за больших размеров и массы реакторов.
Наиболее близким к заявляемому способу по технической сущности и совокупности существенных признаков является способ обращения с отработавшим графитом, включающий предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения (М.А. Туктаров, Л.А. Андреева, А.А. Роменков. Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения. АО «НИКИЭТ», Москва, 2016. http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585. Схема обращения с ОГ представлена на фиг. 1. Выбор стратегии захоронения ОГ в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) - определяется рядом технико-экономических факторов, и в том числе расположением ядерной установки (ЯУ), наличием транспортной инфраструктуры от ЯУ к ПЗРО, радионуклидным составом отходов и др.
Недостатком наиболее близкого аналога является образование радиоактивной пыли при демонтаже графитовой кладки, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры. Это связано с изменение механических свойств графита в процессе эксплуатации. При долголетнем облучении графитовой кладки РБМК быстрыми нейтронами и при тепловых нагрузках на графитовые колонны, графит реактора теряет плотность, становится трещиноватым, рыхлым и хрупким, особенно в областях центрального отверстия колонны, расположенных ближе к технологическому каналу. В графитовых колоннах появляются излучины в направлении от центра реактора, и концу срока эксплуатации в колоннах появляются продольные трещины. Поэтому при любой механической операции при демонтаже и транспортировке образуется радиоактивная пыль. Пыль содержит высокие концентрации β-радионуклидов в частности тритий, 36Cl и радиоактивный 14С, которые практически не распадаются, за время выдержки реактора.
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании дополнительных барьеров безопасности при демонтаже отработавшего графита, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры
Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в способе обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, включающем предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения, предложено перед демонтажем графитовой кладки осуществлять пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.
Кроме того, предложено на поверхность каналов в графитовых блоках наносить 2-3 слоев грунтовки с просушкой после каждой пропитки, а непосредственно при выемке графитовых колонн производить пропитку их наружных поверхностей путем нанесения одного слоя грунтовки.
В предлагаемом техническом решении использован следующий отличительный признак: перед демонтажем графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.
В порядке обоснования соответствия заявленного отличительного признака изобретения критериям новизна, изобретательский уровень приводим следующее. По сравнению с ближайшим аналогом пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе позволяет создать дополнительные барьеры безопасности при демонтаже отработавшего графита энергоблока транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры. Это связано с тем, что распыляемая акриловая пропитка на водной основе, быстро и глубоко проникает в поры и трещины, надежно фиксирует рыхлый поверхностный слой графита, примыкавшего к технологическим каналам, препятствуя образованию радиоактивной пыли различных стадиях обращения с отработавшим реакторным графитом. Временной промежуток между нанесением слоев пропитки выбирается соответственно технологическому паспорту на пропитку. Ожидаемый расход акриловой грунтовки глубокого проникновения ~250-350 г/м2 в зависимости от впитывающей способности графита и количества слоев покрытия.
При извлечении графитовой колонны из кладки, графитовые блоки будут тереться наружными поверхностями о соседние графитовые колонны, генерируя радиоактивную пыль в воздушное пространство центрального зала. Для предотвращения этого процесса предложено дополнительно наносить быстросохнущее акриловое покрытие на наружные поверхности графитовых блоков непосредственно при выемке колонны в центральный зал энергоблока.
После пропитки каналов и наружных поверхностей графитовые блоки можно перемещать, укладывать в контейнеры и готовить к захоронению.
Использование грунтовки глубокого проникновения на водной основе позволяет обеспечить экологическую и пожарную безопасность при проведении работ.
Пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе была опробована на реальных графитовых блоках типа ГР-280 (не бывших в эксплуатации) размерами 250*250*600 с внутренним сквозным отверстием диаметром 114 мм.
Блок разрезался поперек на две равные половины, размерами 250*250*300. Пропитку проводили краскораспылителем с наружной и внутренней поверхностей обеих половинок блока. Применялась акриловая грунтовка (марка Knauf-Multi Grund). Выдержка между нанесением слоев грунтовки 1 день.
Оценка склонности поверхностей графитовых блоков к пылеобразованию определялась следующим образом:
Одна половина графитового блока гранью 250*300 укладывалась на ровную поверхность, на полиэтиленовую пленку. Вторая половина перемещалась с трением по первой 50 раз, с давлением на первую половину блока только весом второй половины ~27 кг. Число перемещений одной половины графитовых блоков относительно другой было выбрано из расчета, что каждая графитовая колонна высотой 8 м при извлечении из кладки будет тереться о соседние колонны двумя сторонами.
Собранная графитовая пыль и крошка, образовавшиеся в результате истирании половинок блоков, взвешивались на электронных весах RE-260.
Проведенные испытания показали, что пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе позволяет снизить пылеобразование при одноразовой обработке в 18 раз. При нанесении двух и трех слоев грунтовки снижение составляет 25-30 раз. Нанесение следующих слоев экономически нецелесообразно.
Таким образом, использование предлагаемого технического решения позволяет создать дополнительные защитные барьеры безопасности при демонтаже отработавшего графита, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры и снизить коллективные дозы облучения персонала при обращении с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов
Claims (2)
1. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, включающий предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения, отличающийся тем, что перед демонтажом графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на поверхность каналов в графитовых блоках наносят 2-3 слоя грунтовки с просушкой после каждой пропитки, а непосредственно при выемке графитовых колонн производят пропитку их наружных поверхностей путем нанесения одного слоя грунтовки.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018127978A RU2688137C1 (ru) | 2018-07-30 | 2018-07-30 | Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018127978A RU2688137C1 (ru) | 2018-07-30 | 2018-07-30 | Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2688137C1 true RU2688137C1 (ru) | 2019-05-20 |
Family
ID=66578791
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018127978A RU2688137C1 (ru) | 2018-07-30 | 2018-07-30 | Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2688137C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2792291C1 (ru) * | 2022-07-26 | 2023-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ очистки реакторного графита от примесей |
| CN116612911A (zh) * | 2023-04-19 | 2023-08-18 | 岭东核电有限公司 | 压水堆退役控制棒组件的处理方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4439491A (en) * | 1982-11-18 | 1984-03-27 | Great Lakes Carbon Corporation | Oxidation retardant for graphite |
| RU2066495C1 (ru) * | 1994-04-28 | 1996-09-10 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ дезактивации поверхности оборудования и помещений атомных станций |
| RU94045153A (ru) * | 1994-09-23 | 1996-09-27 | Сентро де Инвестигасьонес Энергетикас Медиоамбьенталес и Текнологикас (С.И.Э.М.А.Т.) (ES) | Способ нанесения металлизированного покрытия на радиоактивный графит с действующих или демонтируемых атомных станций |
| RU2159755C2 (ru) * | 1994-11-04 | 2000-11-27 | Сосьете Насьональ Д'Этюд Э Де Констрюксьон Де Мотор Д'Авьясьон "Снекма" | Способ защиты от окисления изделий из углеродсодержащего композиционного материала |
-
2018
- 2018-07-30 RU RU2018127978A patent/RU2688137C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4439491A (en) * | 1982-11-18 | 1984-03-27 | Great Lakes Carbon Corporation | Oxidation retardant for graphite |
| RU2066495C1 (ru) * | 1994-04-28 | 1996-09-10 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ дезактивации поверхности оборудования и помещений атомных станций |
| RU94045153A (ru) * | 1994-09-23 | 1996-09-27 | Сентро де Инвестигасьонес Энергетикас Медиоамбьенталес и Текнологикас (С.И.Э.М.А.Т.) (ES) | Способ нанесения металлизированного покрытия на радиоактивный графит с действующих или демонтируемых атомных станций |
| RU2159755C2 (ru) * | 1994-11-04 | 2000-11-27 | Сосьете Насьональ Д'Этюд Э Де Констрюксьон Де Мотор Д'Авьясьон "Снекма" | Способ защиты от окисления изделий из углеродсодержащего композиционного материала |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| АНДРЕЕВ Л.А. и др. Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения, Атомная Энергия, АО "НИКИЭТ", Москва, 2016. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2792291C1 (ru) * | 2022-07-26 | 2023-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ очистки реакторного графита от примесей |
| CN116612911A (zh) * | 2023-04-19 | 2023-08-18 | 岭东核电有限公司 | 压水堆退役控制棒组件的处理方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Hardin et al. | Preliminary Report on Dual-Purpose Canister Disposal Alternatives (FY13) | |
| Werner | US spent nuclear fuel storage | |
| Kim et al. | Preliminary safety analysis of criticality for dual-purpose metal cask under dry storage conditions in South Korea | |
| RU2688137C1 (ru) | Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора | |
| Neumann | Investigation of the behavior of shock-absorbing structural parts of transport casks holding radioactive substances in terms of design testing and risk analysis | |
| Barinova et al. | Processing of irradiated graphite to meet acceptance criteria for waste disposal | |
| Peterson et al. | Modeling spent TRISO fuel for geological disposal: corrosion and failure under oxidizing conditions in the presence of water | |
| Wickham et al. | The uncertain future for nuclear graphite disposal: crisis or opportunity? | |
| McGinnes | Waste sources and classification | |
| Monteiro et al. | Decommissioning strategy and schedule for a multiple reactor nuclear power plant site | |
| Grigaliuniene et al. | Preliminary investigation of 14C migration from RBMK-1500 reactor graphite disposed of in a potential geological repository in crystalline rocks in Lithuania | |
| Rahman et al. | Behavior of cementitious SSC’s in mitigating accidents | |
| Molecke | Waste Isolation Pilot Plant transuranic wastes experimental characterization program: executive summary | |
| McEnaney et al. | Planning for disposal of irradiated graphite: Issues for the new generation of HTRs | |
| Grogan et al. | Post-disposal implications of gas generated from a repository for low and intermediate-level wastes | |
| Smaizys et al. | Sustainability Aspects in Radioactive Waste Management in Lithuania | |
| Runde et al. | Civilian nuclear accidents | |
| MELNIKOV et al. | YG SMIRNOV, AO ORLOV and Y. YU. RYBIN Mining Institute of the Kola Science Centre of the Russian Academy of | |
| Closs et al. | Overview of the FRG Activities on Spent Fueld Disposal | |
| Melnikov et al. | LONG-TERM SAFE STORAGE OF SPENT NUCLEAR FUEL FROM SHIP POWER UNITS IN UNDERGROUND STORAGE FACILITY IN THE NORTHWEST REGION OF RUSSIA | |
| Carter | The path to Yucca Mountain and beyond | |
| Kawamura et al. | Tailoring of the care concept for practicality, safety and robustness | |
| Lee et al. | Experience Review of Transportation of Large Components for Decommissioned NPPs | |
| Streatfield et al. | Gas generation in radioactive wastes-MAGGAS predictive life cycle model | |
| Wagner | Spent Nuclear Fuel Disposition |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200731 |