Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Академик Олег Фиговский (Израиль)

Новое исследование учёных Массачусетского технологического института, Национальной лаборатории Лоуренса в Беркли и Орлеанского университета демонстрирует прогресс в этом направлении. Исследование показывает, что моделирование взаимодействия подземных хранилищ ядерных отходов, выполненное с помощью нового высокопроизводительного программного обеспечения, хорошо согласуется с экспериментальными результатами, полученными в исследовательском центре в Швейцарии. 

В базе данных Worldwide по хранению ядерных отходов найден 161 результат. Ведущие страны: США, КНР и Южная Корея. Приводим некоторые из патентов последних лет. 

WO2025135603 (A1) - ХРАНИЛИЩЕ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СОСТАВА СМОЛИСТОГО РАСТВОРА, ОБЛАДАЮЩЕГО СВЕРХВЫСОКОЙ ПРОЧНОСТЬЮ И ВЫСОКОЙ ДОЛГОВЕЧНОСТЬЮ, И СПОСОБ ЕГО СТРОИТЕЛЬСТВА 

Настоящее изобретение включает хранилище ядерных отходов, в котором образовано хранилище, которое образовано с общей формой круглого купола и включает:

водонепроницаемый нетканый материал, установленный на вынутой поверхности стены туннеля и торкрет-бетон, залитый на его внешнюю сторону; первый смоляной раствор, залитый вдоль вынутой поверхности на внешней стороне слоя торкрет-бетона; второй смоляной раствор, залитый вдоль вынутой поверхности на внешнюю поверхность первого смоляного раствора, при этом нижняя часть образована путем заливки третьего смоляного раствора в среднюю нижнюю часть резервуара для хранения или уплотняющего агрегата, а в нижней части установлено захоронение ядерных отходов. Установка для захоронения ядерных отходов характеризуется тем, что она образована путем установки резервуаров для хранения ядерных отходов с регулярными интервалами в нижней части. Ядерные отходы хранятся непосредственно в каждом резервуаре или путем захоронения контейнеров для хранения ядерных отходов. Верхняя торцевая часть нижней части герметизирована четвертым слоем смоляного раствора. Нижняя и боковая поверхности установки для захоронения ядерных отходов соединены со вторым слоем смоляного раствора в верхней части для герметизации внутренней части. Первый и второй слои смоляного раствора установлены с возможностью крепления к поверхности стыка вырытого туннеля с помощью фиксирующего элемента.

US2025095874 (A1) - ШТАБИРУЕМАЯ СИСТЕМА ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ  .

Система хранения ядерных отходов с пассивным охлаждением, штабелируемая, может включать в себя два вертикально установленных контейнера для хранения ядерных отходов с радиационной защитой. Каждый контейнер имеет полость, в которой находится контейнер для ядерных отходов, содержащий отработавшее ядерное топливо или другой высокоэффективный материал. Радиоактивные отходы высокой активности. Нижний контейнер может быть установлен на бетонной площадке, расположенной над уровнем земли. Верхний контейнер вертикально установлен на нижнем и разъемно соединен с ним. Верхний контейнер включает перфорированную плиту основания, которая обеспечивает гидравлическое сообщение между полостями обоих контейнеров и предотвращает радиационное свечение. Один или оба контейнера могут иметь воздухозаборные отверстия, предназначенные для подачи окружающего воздуха в соответствующие полости контейнера для охлаждения ядерных отходов. В процессе работы воздух подается в каждую полость контейнера независимо. Воздух, нагретый в нижнем контейнере, поднимается в верхний контейнер, где смешивается с воздухом, забираемым в верхний контейнер, и возвращается в атмосферу. 

CN222440213 (U) - Резервуар для хранения ядерных отходов из карбида бора на основе алюминия 

Полезная модель относится к технической области обращения с ядерными отходами и раскрывает резервуар для хранения ядерных отходов карбида бора на основе алюминия, который включает в себя передний амортизатор, дно переднего амортизатора жестко соединено с передним опорным седлом, в двух сторонах дна переднего опорного седла выполнены отверстия, а в отверстиях расположены вспомогательные узлы. Прочность конструкции резервуара для хранения повышается за счет расположения вспомогательных узлов, усиливающих опорных стержней и вспомогательных поперечных стержней, проникновение грунтовой влаги на поверхность резервуара для хранения может быть эффективно предотвращено за счет укладки влагонепроницаемых плит, и, таким образом, наружная поверхность корпуса резервуара защищена от эрозионного воздействия влаги; И поскольку обогащенный бор имеет большее сечение поглощения нейтронов, обогащенный бор поглощает нейтроны более эффективно, чем природный бор, что позволяет эффективнее снижать уровень радиации ядерного материала . Сплав вольфрам-никель-железо обладает более высокой радиационной стойкостью и устойчив к радиационному воздействию, обеспечивает долговременную стабильность защитного слоя и продлевает срок его службы. При этом предотвращается снижение эффективности защитного слоя, вызванное радиацией .  

US2025037892 (A1) - КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ С ЗАЩИТОЙ ОТ УДАРОВ, СИСТЕМА УМЕНЬШЕНИЯ ПОВРЕЖДЕНИЙ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА , НЕВЕНТИЛИРУЕМЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ, А ТАКЖЕ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ТРАНСПОРТИРОВКИ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ    Контейнер для ядерных отходов с защитой от ударов включает в себя ограничители ударов, включающие деформируемые энергопоглощающие перфорированные рукава. Для компонентов хранения ядерного топлива предусмотрены узлы ограничителя удара на нижнем стыке контейнера и пенала, включающие заглушки ограничителя удара, фрикционно зацепляющиеся с соответствующими отверстиями для заглушек, выполненными в запорной пластине контейнера. Система хранения ядерного топлива включает невентилируемый контейнер, включающий тяжелую свободно плавающую крышку радиационной защиты, свободно соединенную с верхним концом контейнера подвижным образом с помощью анкерных бобышек, что обеспечивает защиту контейнера от превышения давления.

Контейнер для ядерных отходов включает удлиненный в осевом направлении прямоугольный кубовидный корпус контейнера, имеющий полость для хранения ядерных отходов и механизм запирания контейнера, включающий первые запирающие выступы на крышке, которые выборочно блокируются со ответными вторыми запирающими выступами на корпусе контейнера для запирания крышки на корпусе контейнера.

JP2025013146 (A) - ВЕНТИЛИРУЕМАЯ СИСТЕМА ХРАНЕНИЯ И СПОСОБ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ ТРЕУГОЛЬНЫЙ МАССИВ ХРАНЕНИЯ КОНТЕЙНЕРОВ, СОДЕРЖАЩИХ ОПАСНЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ЯДЕРНЫЕ ОТХОДЫ

Обеспечивает вентилируемую систему хранения и способ, которые обеспечивают эффективное использование пространства для хранения контейнера, содержащего опасные ядерные материалы.  Каждый из множества сухих контейнеров для хранения имеет множество воздухозаборников в нижней части или вблизи нижней части и вентилируемый внешний контейнер, который включает множество воздухозаборников в верхней части или вблизи верхней части. Таким образом, каждый из них позволяет окружающему воздуху проходить через множество воздухозаборников и выходить из множества воздухозаборников через внешний контейнер, а также вентилировать и охлаждать опасные ядерные материалы. В подставке для хранения, в которую помещается каждый из множества контейнеров для сухого хранения, имеется множество воздушных каналов, подающих воздух к множеству воздухозаборников, расположенных в нижней части множества контейнеров для сухого хранения. Подставка для хранения особствует сближению множества контейнеров для сухого хранения и позволяет получить треугольную решетку, обеспечивающую отличную экономию пространства.   

CN119218598 (A) - Автоматическая система обработки и хранения отходов ядерной медицины   

Изобретение раскрывает автоматизированную систему обработки и хранения отходов ядерной медицины и относится к области оборудования для сбора отходов. Автоматическая система обработки и хранения отходов ядерной медицины включает в себя нижнюю пластину, противорадиационные оболочки, симметрично и подвижно установленные на передней и задней частях нижней пластины, в верхнем конце одной противорадиационной оболочки выполнено отверстие для выброса , а на одном конце выполнена монтажная канавка. Для компонентов хранения ядерного топлива предусмотрены узлы ограничителя удара на нижнем стыке контейнера и пенала, включающие заглушки ограничителя удара, фрикционно зацепляющиеся с соответствующими отверстиями для заглушек, выполненными в запорной пластине контейнера. Другая противорадиационная оболочка расположена перед выбрасывающим отверстием; приводной узел установлен на нижнем конце перегородки; индукционная пластина установлена ​​на верхнем конце противорадиационной оболочки с одной стороны выбрасывающего отверстия; корпус контейнера для размещения установлен на верхнем конце нижней плиты; труба для размещения установлена ​​на верхнем конце корпуса контейнера для размещения; и поворотная ограничительная пластина вращательно соединена с корпусом контейнера для размещения с одной стороны опорной пластины. Согласно устройству хранения ядерных медицинских отходов, ядерные медицинские отходы хранятся путем размещения опорной пластины в корпусе контейнера, твердые и жидкие частицы в ядерных медицинских отходах могут храниться раздельно за счет формирования отверстий для просачивания, что позволяет избежать необходимости в дальнейшем разделять твердые и жидкие частицы в ядерных медицинских отходах. 

CN117607931 (A) - Способ, устройство и система определения информации о носителе и обнаружения ядерных отходов, а также носитель информации   

Изобретение представляет собой способ , устройство и систему определения информации о носителе и обнаружения ядерных отходов, а также носитель информации и относится к области техники обнаружения. Способ определения информации о носителе, раскрытый в изобретении, включает следующие этапы: получение первого номера фотона, прошедшего через бочкообразные ядерные отходы и принадлежащего каждой заранее определенной энергии, когда источник передачи обнаруживает бочкообразные ядерные отходы; в соответствии с количеством первых фотонов, принадлежащих заранее определенной энергии, и количеством вторых фотонов, принадлежащих соответствующей заранее определенной энергии, когда источник передачи не имеет среды, определяется фактическая эффективность обнаружения измерений; и в соответствии с фактически измеренной эффективностью обнаружения, соответствующей заранее определенной энергии, на основе библиотеки эффективности обнаружения определяются материал и плотность бочкообразных ядерных отходов, а библиотека эффективности обнаружения содержит соответствующее соотношение материала среды , плотности среды, энергии и заранее сохраненной эффективности обнаружения.  

CN117168206 (A) - Система градиентного использования отходящего тепла ядерной энергетики на основе многоступенчатого фазового аккумулирования тепла.   

Изобретение раскрывает систему градиентного использования отходящего тепла ядерной энергетики на основе многоступенчатого фазового аккумулирования тепла, которая включает в себя многоступенчатое фазовое аккумулирующее устройство и связанный с ним модуль управления, и используется для осуществления.  Градиент комплексного использования многоисточникового и многосортного отходящего тепла вторичного контура атомной электростанции. Многоступенчатый фазово-переходный накопитель тепла осуществляет фазовый переход из твердого состояния в жидкое посредством фазово-переходного материала, осуществляет ступенчатое накопление тепла на сливаемой воде подогревателя питательной воды низкого давления атомной электростанции, отработанном паре паровой турбины и теплой сливаемой воде конденсатора с поглощением тепла и экзотермической реакцией, сохраняет отработанное тепло в слое наполнителя фазово-переходного материала, нагревает бытовую воду в парке, а также достигает цели энергосбережения и сокращения выбросов. 

Охлаждающая нагрузка парового конденсатора на отработанном паре и сливаемой воде снижается, и в то же время температура теплой сливаемой воды регулируется в соответствии со средней температурой местного моря; модуль управления регулирует и контролирует температуру многоступенчатого фазово-переходного накопителя тепла до заданного значения путем регулирования расхода охлаждающей воды, поступающей в многоступенчатый фазово-переходный накопитель тепла, и потребность парка в воде для бытовых нужд удовлетворяется. Эффективное комплексное использование отходящего тепла ядерной энергетики различных сортов достигается за счет многоступенчатого фазового перехода накопления тепла, рабочая нагрузка конденсатора снижается, и тепловое загрязнение теплой сбрасываемой в океан воды может быть уменьшено.

US2023386692 (A1) - ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ

Естественно охлаждаемый вентилируемый контейнер включает полость, в которой находится контейнер, содержащий тепло- и радиационно-излучающие отработавшие топливные сборки или другие высокоактивные отходы. Окружающая вентиляция или охлаждающий воздух втягивается внутрь под контейнером и вертикально вверх в нижнюю часть полости через воздухозаборные каналы, образованные как одно целое с нижней опорной конструкцией контейнера, соединенной с контейнером. Воздух, нагретый контейнером, течет вверх в полости и возвращается в атмосферу через воздухозаборные каналы в крышке контейнера. Циркуляция воздуха осуществляется посредством естественного конвекционного термосифонного потока. Структурные элементы-стойки приподнимают дно контейнера над бетонным основанием, образуя воздухозаборную камеру под опорной конструкцией пенала. Боковая поверхность контейнера не имеет отверстий для воздухозаборников, что исключает возможность распространения излучения, исходящего от отработавшего ядерного топлива.

CN219457163 (U) - Устройство для хранения отходов для атомной электростанции  

Полезная модель раскрывает контейнер для хранения и транспортировки ядерных отходов, а также Относится к технической области контейнеров для хранения и транспортировки ядерных отходов. Состоит из крышки контейнера, корпуса контейнера и подъемного крюка, в боковой стенке корпуса контейнера выполнены две пары зажимных пазов, между корпусом контейнера и крышкой контейнера расположен соединительный механизм, на верхней поверхности крышки контейнера расположен подъемный блок, между двумя боковыми поверхностями стенок подъемного блока соединены две подъемные штанги, на нижней поверхности крышки контейнера расположены две пары соединительных колонн , а на нижних концах двух пар соединительных колонн расположены пряжки. 

На другом конце пряжки выполнена канавка, а в подъемном крюке расположен регулировочный механизм. Разработан соединительный механизм , достигается фиксирующий эффект, улучшаются характеристики крепления устройства и предотвращается утечка ядерных отходов. Согласно полезной модели, регулировочный механизм выполнен таким образом, что предотвращается падение кузова-контейнера из -за вибрации или тряски при подъеме, максимально изолируется контакт человека с ядерными отходами и повышается безопасность транспортировки ядерных отходов. 

KR20230020190 (A) - Система повышения эффективности использования контейнеров для хранения отходов, образующихся при демонтаже атомных электростанций, и способ ее реализации 

Настоящее изобретение относится к способу повышения эффективности использования контейнера для хранения отходов, образующихся при выводе из эксплуатации атомной электростанции, и к соответствующей системе. Устройство для переработки включает в себя: раму; компрессор, установленный на верхней части рамы для перемещения вверх и вниз для прессования отходов, образующихся в процессе производства строительных материалов; и формовочную машину, которая может использоваться в качестве наполнителя путем тонкого прессования сжатых отходов или их формования в виде гранул. 

KR102497975 (B1) - Способ переработки концентрированных радиоактивных отходов, отвержденных с помощью парафина и хранящихся во временном хранилище на атомных электростанциях   

Настоящее изобретение относится к способу переработки концентрированных радиоактивных отходов, отвержденных жидким парафином, которые отверждаются с помощью парафиноотверждающего материала и хранятся в хранилище атомной электростанции. Способ переработки концентрированных радиоактивных отходов, отвержденных жидким парафином, согласно настоящему изобретению включает: отвержденный парафином концентрированный радиоактивный отвержденный материал. Шаг десорбции и дробления тела; шаг элюирования раствора концентрированных радиоактивных отходов; шаг дезактивации парафина; шаг классификации парафина; шаг обработки парафина; и шаг очистки сточных вод. Таким образом, жидкие концентрированные радиоактивные отходы и парафин могут быть разделены недорого, легко и безопасно. 

CN218038592 (U) - Оборудование для автоматизации контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов 

Полезная модель раскрывает оборудование для автоматизации контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов и относится к технической области хранения и транспортировки ядерных отходов, в частности к оборудованию для автоматизации контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов, которое включает нижнюю плиту и блок полости, а верхняя часть нижней плиты снабжена фиксирующим блоком, первым серводвигателем, согласующим блоком, опорным стержнем и конвейерной лентой. И первая шестерня установлена ​​на выходном конце первого серводвигателя. В соответствии с оборудованием для автоматизации контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов, первый серводвигатель, согласующий блок, опорный стержень, конвейерная лента, первая шестерня, первый зубчатый стержень, установочная плита, соединительный стержень, прямоугольный скользящий блок, опорная плита, резьбовой стержень, резьбовая подвижная плита и позиционирующий скользящий блок; автоматическое оборудование для контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов обеспечивает удобство переноски и установки контейнера для хранения и транспортировки ядерных отходов: поперечное перемещение осуществляется посредством резьбовой подвижной плиты, продольное перемещение – посредством установочной плиты, контейнер для хранения и транспортировки ядерных отходов размещается через установочное кольцо, что позволяет повысить практическую применимость. 

CN115148390 (A) – Устройство для вывода из эксплуатации резервуара для хранения ядерных отходов   

Изобретение относится к технической области вывода из эксплуатации ядерных установок, в частности к устройству для вывода из эксплуатации резервуара для хранения ядерных отходов. Оно включает в себя нижнюю плиту, устройство регулирования положения, устройство выполнения вывода из эксплуатации и стол с инструментами для перегрузки. Нижняя плита снабжена рабочим отверстием. По сравнению с известным уровнем техники, устройство имеет преимущество в том, что обеспечивает необходимую структурную поддержку для вывода из эксплуатации резервуара для хранения ядерных отходов без участия человека. С одной стороны, разрушение и демонтаж корпуса резервуара, демонтаж трубопроводов в резервуаре и перемещение содержимого резервуара могут быть выполнены следующим образом:замена различных типов исполнительных инструментов; с другой стороны, для электрической дисковой пилы и электрической дрели разработана автоматическая структура замены расходных материалов с расходными материалами, которые легко изнашиваются; с другой стороны, принимая во внимание глубину захоронения резервуара для хранения ядерных отходов, спроектирована двухступенчатая подъемная конструкция , так что эксплуатационные требования полностью удовлетворяются; и с другой стороны, принимая во внимание рабочую высоту промышленной механической руки над землей, в верхней пластине предусмотрено отверстие, через которое может проходить ходовой винт, так что максимальная высота подъема промышленной механической руки увеличивается. 

EP4252258 (A1) - СИСТЕМА ПОДЗЕМНОГО ХРАНЕНИЯ ВЫСОКОЙ ПЛОТНОСТИ ДЛЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 

Подземная система хранения ядерных отходов с пассивной вентиляцией включает в себя ряд контейнеров-оболочек, каждый из которых включает в себя полость, в которой находится канистра с ядерными отходами, содержащая радиоактивные отходы, выделяющие тепло. Каждый контейнер содержит по меньшей мере одну пару воздухозаборников, каждый из которых гидравлически связан непосредственно с отдельными вертикальными кожухами подачи охлаждающего воздуха, расположенными на расстоянии от контейнера. Кожух подачи, гидравлически связанный с окружающим воздухом, обеспечивает всасывание вентиляционного воздуха, который поступает в контейнер посредством естественного конвекционного термосифонного эффекта, создаваемого теплом, выделяемым из контейнера, которое нагревает полость контейнера. Контейнеры расположены последовательно, на расстоянии друг от друга, в нескольких параллельных рядах. Контейнеры в каждом ряду гидравлически изолированы от контейнеров в других рядах. Контейнеры в каждом ряду дополнительно гидравлически изолированы от других контейнеров в нем при работе системы вентиляции. Контейнеры могут быть частью объединенного временного хранилища радиоактивных отходов.

CN114068055 (A) - Система и способ  хранения и распределения тепловой энергии атомных электростанций для утилизации и распределения отходящих газов

Изобретение относится к технической области использования градиента энергии атомных электростанций , в частности к системе и способу хранения и распределения тепловой энергии атомных электростанций для утилизации и распределения отходящих газов. Утилизируется тепло отработавшего топлива из бака отработавшего топлива АЭС, тепло отработавшего топлива системы сброса тепла при расхолаживании останова и системы сброса байпаса главного пара, а также тепло от системы сброса байпаса главного пара ; формируется система рециркуляции. По сравнению с известным уровнем техники, тепло извлекается повторно с помощью разумных и осуществимых устройств и мер, стабильно. Достигается градиентное использование, снижаются потери энергии, увеличивается коэффициент использования энергии, при этом снижается эффект теплоотвода от атомной электростанции и эффективно снижается воздействие на окружающую среду.

KR102319122 (B1) - Контейнер для хранения высокоактивных ядерных отходов атомной электростанции и способ его обработки

Настоящее изобретение относится к контейнеру для хранения высокоактивных ядерных отходов атомной электростанции и способу его обработки. Для максимально безопасного хранения высокоактивных ядерных отходов атомных электростанций настоящее изобретение предлагает способ обработки бесшовного контейнера для хранения с получением цилиндрического контейнера путем черновой обработки, глубокой обработки и чистовой обработки литой или кованой стали, без применения метода сварки швов. Согласно настоящему изобретению, поскольку соединительные детали корпуса контейнера для хранения исключены, а соединительная деталь между контейнером и герметичной крышкой сведена к минимуму, можно повысить прочность контейнера для хранения и предотвратить его повреждение от внешних воздействий. Кроме того, контейнер для хранения цилиндрической формы способствует максимизации силы уплотнения, поэтому можно предотвратить утечку радиоактивности при хранении высокоактивных ядерных отходов.

CN215669688 (U) - Крышка колодца хранилища ядерных отходов и колодец хранения  

Полезная модель раскрывает крышку колодца хранилища ядерных отходов и колодец хранения, содержащий ее, крышка колодца хранилища ядерных отходов содержит корпус крышки и механизм отбора проб трубопровода, механизм отбора проб трубопровода расположен в корпусе крышки и содержит вертикальную трубу, первую изогнутую трубу и вторую изогнутую трубу, верхний конец вертикальной трубы соединен с верхней частью корпуса крышки, первая изогнутая труба имеет L-образную форму, горизонтальный конец первой изогнутой трубы соединен с верхним концом вертикальной трубы, а вертикальный конец первой изогнутой трубы соединен с верхней частью корпуса крышки; Второй коленчатый патрубок имеет L-образную форму, горизонтальный конец второго коленчатого патрубка соединён с нижним концом вертикального патрубка, а вертикальный конец второго коленчатого патрубка соединён с нижней частью корпуса крышки. При отборе проб можно использовать непосредственно трубопроводный пробоотборный механизм, крышка не требуется, а режим отбора проб удобен и быстр.

CN214441610 (U) - Передвижное очистное устройство с резервуаром для хранения жидких радиоактивных отходов для атомной электростанции

Полезная модель относится к области обработки радиоактивных отходов атомной электростанции и, в частности, касается передвижного очистного устройства с резервуаром для хранения жидких радиоактивных отходов для атомной электростанции. В полезной модели резервуар для деминерализованной воды, подкачивающий насос и параллельная электрогидравлическая система толкателя расположены внутри мобильной платформы, один конец резервуара для деминерализованной воды соединен с внешним источником воды через трубопровод, на трубопроводе расположен электрический клапан пополнения воды , другой конец резервуара для деминерализованной воды соединен с подкачивающим насосом через трубопровод, а на резервуаре для деминерализованной воды также расположен измеритель уровня жидкости. Другой конец подкачивающего насоса последовательно соединен с электрическим регулирующим клапаном и расходомером Вентури, другой конец расходомера Вентури соединен шлангом с электрогидравлической системой толкателя параллельного типа, другой конец электрогидравлической системы толкателя параллельного типа выходит из подвижной платформы и соединен с телескопической штангой, а другой конец телескопической штанги соединен с распылительной головкой. Устройство для очистки резервуара хранения АЭС обеспечивает быструю и эффективную очистку резервуара, значительно сокращает количество радиоактивных сточных вод, образующихся после очистки, удобно для перемещения и облегчает очистку резервуаров с водой в различных точках площадки АЭС. 

TW202117751 (A) - Контейнер для хранения/транспортировки ядерных отходов и способ его осушения   

Способ осушения контейнеров для транспортировки и/или хранения радиоактивных отходов, в частности отработавших тепловыделяющих элементов, при котором контейнер (1) сначала опорожняют или откачивают, а затем во внутреннюю полость контейнера вводят по меньшей мере один твердый осушающий агент. Твердый осушающий агент представляет собой соль щелочноземельного металла, в частности, оксид щелочноземельного металла.  

UA57359 (A) - СПОСОБ СУХОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТВС ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА   

Предлагаемый способ сухого хранения отработанных ТВС ядерного реактора заключается в установке контейнера с ТВС в транспортный контейнер, перемещении транспортного контейнера в модуль длительного хранения. Контейнер с топливными сборками из транспортного контейнера перемещается в модуль долговременного хранения с помощью манипулятора. В качестве модуля долговременного хранения используется контейнер, изготовленный из металла и бетона. Перед перемещением контейнера с топливными сборками модуль долговременного хранения устанавливается в горизонтальное положение на платформе манипулятора. После перемещения модуль долговременного хранения устанавливается манипулятором в вертикальное положение и герметизируется крышкой.

AU2018249920 (A1) - Способ и система хранения и мониторинга  ядерных отходов 

Способ, включающий хранение ядерных отходов, и определение места подземного хранилища, имеющего слой сланцевой породы. Слой имеет ожидаемое избыточное давление флюида в диапазоне от большего, чем гидростатическое, до меньшего, чем литостатическое давление от вышележащих слоев породы. Хранение отходов может включать формирование скважины для хранения, при этом конечный участок скважины располагается внутри слоя, и измерение давления флюида в конечном участке скважины для хранения. Если измеренное давление жидкости в конечном сегменте скважины хранения находится в ожидаемом диапазоне избыточного давления жидкости, формируя контрольную скважину в слое с конечным сегментом каждой из контрольных скважин, находящихся в непосредственной близости от конечного сегмента скважины хранения и хранения ядерных отходов в конечном сегменте скважины хранения. Также описывается система хранения и контроля ядерных отходов.

US2017186503 (A1) - СЖАТЫЙ ВОЗДУХ, МАСШТАБНЫЙ, НЕ ЗАГРЯЗНЯЮЩИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ НАКОПИТЕЛЬ И
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ОТХОДЯЩЕГО ТЕПЛА ТЕПЛОВОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Модификации электростанций для смягчения потепления климата и повышения безопасности объединяют большую систему хранения энергии сжатого воздуха (CAES) с тепловой электростанцией таким образом, чтобы свободное отходящее тепло электростанции заменяло природный газ, используемый на существующих и планируемых объектах CAES. Система позволяет увеличить процент ветровой и солнечной энергии в существующих сетях. Сжатый воздух в сопутствующей CAES может охлаждать ядерный реактор во время аварийной ситуации. Кроме того, недорогая, дополнительная внешняя система аварийного охлаждения активной зоны (САОР) может охлаждать ядерный реактор после остановки, даже если вся внутренняя циркуляция охлаждающей воды прекращена. Все варианты исполнения устанавливаются вне станции, где они не будут повреждены в случае аварии. Обе системы используют экологически чистый аккумулятор энергии на основе сжатого воздуха новыми способами, и их можно быстро построить и установить по всему миру на существующих заводах, используя только проверенную инфраструктуру. 

Мне кажется, что анализ зарубежных патентов поможет разработким в России находить свои оригинальные технические решения.