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DE2622670A1 - Einrichtung zum transport radioaktiver medien - Google Patents

Einrichtung zum transport radioaktiver medien

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Publication number
DE2622670A1
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Authority
DE
Germany
Prior art keywords
pipelines
transport
pipe
media
vpa
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
DE19762622670
Other languages
English (en)
Inventor
Karl-Heinz Koch
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Alkem GmbH
Original Assignee
Alkem GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Alkem GmbH filed Critical Alkem GmbH
Priority to DE19762622670 priority Critical patent/DE2622670A1/de
Priority to FR7715145A priority patent/FR2393229A1/fr
Priority to BE177655A priority patent/BE854731A/xx
Priority to JP5858977A priority patent/JPS52142198A/ja
Priority to ES458969A priority patent/ES458969A1/es
Publication of DE2622670A1 publication Critical patent/DE2622670A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F7/00Shielded cells or rooms
    • G21F7/005Shielded passages through walls; Locks; Transferring devices between rooms
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16L57/00Protection of pipes or objects of similar shape against external or internal damage or wear
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F17STORING OR DISTRIBUTING GASES OR LIQUIDS
    • F17DPIPE-LINE SYSTEMS; PIPE-LINES
    • F17D5/00Protection or supervision of installations
    • F17D5/02Preventing, monitoring, or locating loss

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Examining Or Testing Airtightness (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Pipeline Systems (AREA)

Description

ALKEM GMBH Unser Zeichen:
VPA 76 P 8 5 2 1 BRD
Einrichtung zum Transport radioaktiver Medien
Die vorliegende Erfindung betrifft eine Einrichtung zum Transport radioaktiver und/oder agressiver Medien zwischen Wiederaufarbeitungs- und Verarbeitungsstätten von Kernbrennstoffen. Die in Kernkraftwerken verbrauchten Brennelemente müssen zur Rückgewinnung der in ihnen enthaltenen Elemente, wie z.B. Uran und Plutonium sogenannten Wiederaufarbeitungsanlagen zugeführt werden. Das dort aus dem verbrauchten Kernbrennstoff extrahierte Plutonium fällt dabei normalerweise in gelöster Form, z.B. als Plutoniumnitrat an. Dieses bildet dann wiederum in speziell dafür eingerichteten Verarbeitungsanlagen den Ausgangsstoff für die Gewinnung von Plutoniumdioxid, das in dieser Form bzw. in Mischung mit Urandioxid für den erneuten Einsatz in Kernreaktorbrennstäben zu gesinterten Kernbrennstofftabletten verarbeitet wird.
In Anbetracht des engen Zusammenhanges zwischen Rückgewinnung von Plutonium und Weiterverarbeitung desselben ist es zweckmäßig, die fabrikationstechnischen Anlagen für beide Vorgänge räumlich möglichst nahe zueinander anzuordnen. Eine völlige Integrierung ist aus sicherheitstechnischen Erwägungen heraus jedoch nicht anzustreben.
Der Abstand zwischen einer Wiederaufarbeitungsanlage und Weiterverarbeitungsanlage wird 'daher in der Größenordnung von 300-500 m liegen. Bei solchen Entfernungen stellt sich nun aber das Problem des Transportes, und zwar des sicheren Transportes zwischen diesen beiden Anlagen für die Plutonium-Uranlösung einerseits und rück-
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Mü 21 Ant / 10.5.1976 709848/0433
zuführender lösungsmittelhaltiger Flüssigkeiten andererseits. Wegen der Radioaktivität, der damit verbundenen Beschränkung auf bestimmte Volumina - Vermeidung einer nuklearen Exkursion und der Agressivität dieser Medien einerseits sowie zur Verhinderung von Sabotageakten usw. sind normale Transportmittel, wie z.B. Kraftfahrzeuge oder Transportseilbahnen, praktisch nicht geeignet.
Es stellte sich daher die Aufgabe, eine Transportmöglichkeit zu finden, die möglichst automatisch funktionieren kann, die möglichst wenig Bedienungspersonal erfordert und vor allem auch absolut sicher gegenüber Bombenanschlägen und Flugzeugabstürzen, Erdbeben usw. gestaltet werden kann.
Die Lösung dieser Aufgabe besteht erfindungsgemäß in einer Einrichtung von aus mehreren zwischen Ubergabestationen im wesentlichen parallel verlaufenden, ein Gefälle besitzenden sowie mit Dichtheitskontrollvorrichtungen versehenen und von einem Betonmantel umgebenen Rohrleitungen. In Anbetracht der Gefährlichkeit der zu transportierenden Medien muß auf die Dichtheitskontrolleinrichtung besonderer Wert gelegt werden. Diese besteht aus einem die Transportleitung mit Abstand umgebenden Rohr, wobei der von diesem gebildete Zwischenraum unter Unterdruck gehalten wird und von einem auf evtl. Verunreinigungen überwachten Spülgas durchströmt wird.
Dieser prinzipielle Aufbau einer solchen Transporteinrichtung läßt sich in verschiedenen konstruktiven Varianten verwirklichen. Einige davon sind in den Fig. 1 bis 4 beispielsweise zur Erläuterung der vorliegenden Erfindung schematisch dargestellt.
Fig. 1 zeigt die Lage der erfindungsgemäßen Einrichtung C als Verbindung zwischen einer Wiederaufarbeitungsanlage A und einer Verarbeitungsanlage B. In der Wiederaufarbeitungsanlage A befindet sich ein Vorratstank, der über ein Ventil mit der Transportleitung in Verbindung steht. Diese mündet wiederum in einen Vorratsbehälter in der Verarbeitungsanlage B, aus dem wie durch Pfeile
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dargestellt, die radioaktive Lösung zur Konversion z.B. in PuO2 entnommen wird. Die Einrichtung C verläuft dabei nicht horizontal, sondern leicht geneigt, damit wird erreicht, daß beim Abschalten keine Flüssigkeit in derselben stehen bleiben kann, außerdem werden Pumpen zum Fördern des Transportmediums aus der Wiederaufarbeitungsanlage zur Verarbeitungsanlage überflüssig. Eine leichte konvexe Krümmung dieser Einrichtung C bzw. der Rohrleitungen ist zweckmäßig, dadurch werden Kompensationseinrichtungen zum Ausgleich von Längenänderungen bei unterschiedlichen Temperaturen vermieden.
Die Gestaltung der Transportleitungen muß aber nicht nur ein Höchstmaß an Sicherheit gegenüber Undichtigkeiten bieten, sondern muß auch gegenüber Kräften von außen, wie sie z.B. durch Erdbeben, durch Sabotageversuche oder durch kriegerische Ereignisse eintreten können, geschützt sein. Für diesen Schutz bietet sich ein eisenarmierter Betonmantel an, der mit Dehnungsfugen versehen ist, die sich z.B. treppenartig, also in axialer Richtung und senkrecht dazu, durch den Betonkörper erstrecken können. Auf diese Weise wird eine axiale Dehnung des Betonkörpers aufgenommen, seine Festigkeit gegenüber äußeren Einflüssen bleibt jedoch erhalten.
Die Fig. 2-4 stellen nun mögliche Aufbauschemen dieser Leitungen bzw. dieses Systems C im Querschnitt dar. Mit 1 ist jene Rohrleitung bezeichnet, die radioaktive Flüssigkeiten, also z.B. Plutoniumnitrat von der Wiederaufbereitungsanlage A zur Verarbeitungsanlage B transportiert. Diese Rohrleitung ist von einem zweiten Rohr 11 umgeben, der Zwischenraum zwischen beiden wird von einem Spülmittel kontinuierlich bzw. diskontinuierlich durchströmt, das unter Überwachung auf evtl. mitgeführte radioaktive Verunreinigungen - diese wurden auf ein Leck in der Leitung 1 schließen lassen - steht. Parallel dazu verläuft eine Leitung für die Rückführung, z.B. kontaminierter lösungsmittelhaltiger
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Flüssigkeiten aus der Verarbeitungsanlage zur Wiederaufbereitungsanlage, wo sie wieder verwendet werden können. Auch diese Leitung ist mit einem Rohr 21 umgeben und wird mit Hilfe eines Spülmittelstromes in der beschriebenen Weise überwacht. Beide Rohrleitungen 1 und 2, die z.B. horizontal nebeneinander angeordnet sind, werden von dem armierten (51) Betonmantel 5 umgeben, sie sind diesem gegenüber durch einen elastischen Körper 6, z.B. aus Schaumstoff mit dichter Oberfläche gelagert. Damit ist einerseits die Gewähr gegeben, daß von außen kommende Erschütterungen nicht mehr in schädlicher Weise auf die Rohrleitungen 1 und 2 einwirken können, außerdem sind diese dadurch elastisch gelagert, so daß sie sich beim Auftreten von Wärmedehnungen in Anbetracht ihrer gem. Fig. 1 gebogenen Verlegung in vertikaler Richtung bewegen können. Im Raum zwischen beiden Rohren 1 und 2 verläuft ein Rohr 3, das für die evtl. notwendige Zuführung einer Dekontaminationsflüssigkeit im Falle eines Lecks der gesicherten Leitungen 1 und 2 sowie 11 und 21 vorgesehen ist. Die Durchmesser der beiden Rohrleitungen 1 und 2 sind so groß gehalten, daß auch beim beiderseitigen Transport radioaktiver Lösungen in reaktivster Konzentration keine nukleare Exkursion erfolgen kann. Zur zusätzlichen Sicherheit können außerdem Stäbe oder Rohrleitungen aus neutronenabsorbierendem Material 4 im Zwischenraum zwischen den eigentlichen Transportrohren 1 und 2 vorgesehen sein.
Eine weitere konstruktive Möglichkeit zeigt die Fig. 3, in der entsprechende Bauteile mit der gleichen Bezugsziffer wie in Fig. 2 bezeichnet sind. In diesem Beispiel ist nicht jede einzelne der Transportleitungen 1 und 2 mit einem Mantelrohr 11 bzw. 21 versehen, vielmehr verlaufen beide Transportleitungen in einer gemeinsamen rohrförmigen Umhüllung 7. Dieses Rohr ist innen mit einer Schutzschicht 71 aus z.B. korrosionsfestem Kunststoff wie z.B. Tetrafluoräthylen ausgekleidet. Selbstverständlich könnte auch das Rohr 7 selbst aus korrosionsbeständigem Material bestehen. Zwischen den Transportleitungen 1 und 2, es können noch
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weitere Ersatzleitungen 1' und 2' - in gestrichelter Form dargestellt - vorgesehen sein, befindet sich zur zusätzlichen Sicherung gegen nukleare Exkursion ein Steg 41 aus neutronenabsorbierenden Materialien.
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Das Umhüllungsrohr 7 ist wieder umgeben von einer elastischen Zwischenschicht 6 sowie einem Betonmantel 5, beide entsprechen ihrem Aufbau jenem vom Beispiel in Fig. 2.
Bei diesen Konstruktionen sind die eigentlichen Transportrohrleitungen 1 und 2 von außen nicht mehr zugänglich. Im Falle eines Defektes können diese Jedoch als Ganzes ausgewechselt werden. Bei größeren Entfernungen Jedoch, also z.B. solchen, die über 100 m hinausgehen, ist es zweckmäßig, eine Konstruktion zu verwenden, die an Ort und Stelle, falls erforderlich, repariert werden kann. Dann ist es praktisch gem. Fig. 4 die Transportleitungen in einem begehbaren Tunnel unterzubringen. Die Wände desselben bilden die Betonabschirmung 5. Diese kann z.B. aus Fertigbetonteilen 52 und 53 zusammengesetzt sein, deren Armierung wieder mit 51 bezeichnet ist. Die Innenwandung wird zweckmäßigerweise, ähnlich wie ein Reaktorsicherheitsgebäude, mit einer elastischen Kunststoffauskleidung 54, versehen. Auf in Abständen angebrachten Konsolen ruhen die Transportleitungen 1 und 2, die in ihrem konstruktiven Aufbau jenen in Fig. 2 und Fig. 3 entsprechen. An der Decke dieses Tunnels befindet sich noch eine weitere Dekontaminationsrohrleitung 31 für den Fall, daß trotz intensivster Überwachung, die bei solchen Anlagen selbstverständlich ist, ein Austritt radioaktiver bzw. agressiver Medien erfolgt sein sollte. Diese Betonsicherung 5 stellt dabei gleichzeitig einen Verbindungsgang zwischen der Wiederaufbearbeitungsanlage A und der Verarbeitungsanlage B dar, in diesen können außerdem zusätzlich Steuerungsleitungen jeglicher Art untergebracht werden, die den Verbundbetrieb der beiden Anlagenkomplexe steuern. Diese bedürfen somit keines eigenen besonderen Schutzes und können selbst wiederum ohne Schwierigkeiten überwacht, evtl. repariert oder ergänzt werden.
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Die in Fig. 4 dargestellte Lösung ist technisch wohl etwas aufwendiger, bietet dafür Jedoch betrieblich die meisten Vorteile. Nicht unerwähnt soll bleiben, daß in Jedem Fall die Betonummantelung 5 mit in die jeweiligen Gebäude A bzw. B eingeführt wird, so daß damit - auch die Gebäude A und B sind gegen die genannten Umwelteinflüsse geschützt - ein vollkommenes Schutzsystem erreicht wird. Dieses Transportsystem erlaubt weiterhin eine verlustlose Überführung von Spaltstofflösungen von einem Betrieb in den anderen, so daß auch dadurch die vorgeschriebene Spaltstoffflußkontrolle sehr erleichtert wird. Auf die Konstruktion der Übergabestationen in den Gebäuden A und B wurde nicht näher eingegangen, da diese nicht Gegenstand der vorliegenden Erfindung sind und dem bekannten Stand der Technik entnommen werden kann. Es sei nur darauf hingewiesen, daß ähnlich wie die Rohrleitungen selbst auch die entsprechenden Vorratsbehälter in den Gebäuden A und B durch räumliche Ausbildung sowie Anbringung neutronenabsorbierender Elemente gegenüber möglichen nuklearen Exkursionen sicher gestaltet sind.
Außerdem sei noch darauf hingewiesen, daß die Transportleitungen zweckmäßigerweise nach Beendigung des eigentlichen Transportvorganges mit Lösungsmitteln, wie z.B. Salpetersäure gespült werden, damit auch ein allmähliches Ansetzen von Rückständen mit Sicherheit ausgeschlossen werden kann.
Abschließend sei erwähnt, daß es zweckmäßig ist, beim jeweiligen Ende des Transportvorganges die Leitung an der Einlaßstation abzusperren, damit sie sich zum Verarbeitungsgebäude hin entleeren kann. Eine Absperrung auf der anderen Seite würde eine stets gefüllte Leitung bedingen mit der Gefahr möglicher Auskristallisationen und damit Verstopfungen. Damit wäre dann auch die Spaltstoffflußkontrolle selbst wieder erschwert.
7 Patentansprüche
4 Figuren
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Claims (7)

  1. Patentansprüche
    Einrichtung zum Transport radioaktiver und/oder agressiver Medien zwischen Fertigungs- und Verarbeitungsstätten, dadurch gekennzeichnet, daß sie aus mehreren zwischen Übergabestationen im wesentlichen parallel verlaufenden, ein Gefälle besitzenden sowie mit Dichtheitskontrollvorrichtungen versehenen und von einem Betonmantel umgebenen Rohrleitungen besteht.
  2. 2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Dichtheitskontrolleinrichtung aus einen die Transportleitung bzw. -leitungen mit Abstand umgebenden Rohr besteht und der von diesem gebildete unter Unterdruck stehende Zwischenraum von einem auf evtl. Verunreinigungen überwachten Spülmittel durchströmt ist.
  3. 3. Einrichtung nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet,
    daß diese Rohrleitungen in einem gemeinsamen umgebenden und überwachten Rohr untergebracht und geführt sind.
  4. 4. Einrichtung nach den Ansprüchen 1-3, dadurch gekennzeichnet, daß der Betonmantel die Rohrleitungen mit Abstand umgibt und einen begehbaren Verbindungsgang bildet.
  5. 5. Einrichtung nach Anspruch 1-3, dadurch gekennzeichnet, daß die Rohrleitungen eine eine nukleare Exkursion mit Sicherheit ausschließende geometrische Gestaltung aufweisen.
  6. 6. Einrichtung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß zusätzlich neutronenabsorbierende Medien bzw. Bauelemente in entsprechender Verteilung entlang der Rohre angeordnet sind.
    VPA 27/51 709848/0433
    ORIGINAL INSPECTED
  7. 7. Einrichtung nach den Ansprüchen 1-6, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens je eine Rohrleitung für zu verarbeitende radioaktive Medien, vorzugsweise flüssiger Art, für die Rückführung von kontaminierten Flüssigkeiten sowie für Dekontaminationsstoffe vorgesehen ist, wobei letztere Leitung gleichzeitig Vorrichtungen für die Verteilung der Dekontaminationsstoffe entlang der Rohrleitungen besitzt.
    VPA 27/51
    703848/0433
DE19762622670 1976-05-20 1976-05-20 Einrichtung zum transport radioaktiver medien Withdrawn DE2622670A1 (de)

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DE19762622670 DE2622670A1 (de) 1976-05-20 1976-05-20 Einrichtung zum transport radioaktiver medien
FR7715145A FR2393229A1 (fr) 1976-05-20 1977-05-17 Dispositif pour transporter des fluides radioactifs
BE177655A BE854731A (fr) 1976-05-20 1977-05-17 Dispositif pour transporter des fluides radioactifs
JP5858977A JPS52142198A (en) 1976-05-20 1977-05-20 Strong radioactive or chemical medium transporting device
ES458969A ES458969A1 (es) 1976-05-20 1977-05-20 Perfeccionamientos en dispositivos para el transporte de me-dios radioactivos yno agresivos.

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DE2622670A1 true DE2622670A1 (de) 1977-12-01

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FR (1) FR2393229A1 (de)

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BE854731A (fr) 1977-09-16
ES458969A1 (es) 1978-04-01
JPS52142198A (en) 1977-11-26
FR2393229A1 (fr) 1978-12-29

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