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DE69718459T2 - Transportbehälter für kernbrennstoff - Google Patents

Transportbehälter für kernbrennstoff

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Publication number
DE69718459T2
DE69718459T2 DE69718459T DE69718459T DE69718459T2 DE 69718459 T2 DE69718459 T2 DE 69718459T2 DE 69718459 T DE69718459 T DE 69718459T DE 69718459 T DE69718459 T DE 69718459T DE 69718459 T2 DE69718459 T2 DE 69718459T2
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DE
Germany
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container according
chambers
container
fuel
sleeves
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.)
Revoked
Application number
DE69718459T
Other languages
English (en)
Other versions
DE69718459D1 (de
Inventor
Paul Giddins
Graham Nicholson
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.)
Sellafield Ltd
Original Assignee
British Nuclear Fuels PLC
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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=10793158&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=DE69718459(T2) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by British Nuclear Fuels PLC filed Critical British Nuclear Fuels PLC
Application granted granted Critical
Publication of DE69718459D1 publication Critical patent/DE69718459D1/de
Publication of DE69718459T2 publication Critical patent/DE69718459T2/de
Anticipated expiration legal-status Critical
Revoked legal-status Critical Current

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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/40Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Fuel Cell (AREA)
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  • Stackable Containers (AREA)

Description

  • Diese Erfindung betrifft Verbesserungen bei dem und in Bezug auf den Transport von Brennstoff, insbesondere, aber nicht ausschließlich in Bezug auf angereicherte Kernbrennstoffe.
  • Kernbrennstoffe, wie angereichertes Uran oder gemischte Oxidformen, erfordern häufig den Transport zwischen zwei Orten, z. B. zwischen dem Ort der Anreicherung und dem Ort der Brennstab-Produktion. Der Brennstoff hat zu diesem Zeitpunkt normalerweise die Form von Pellets oder Pulver. Internationale Standards finden ihre Anwendung und erfordern bestimmte Grade einer thermischen Isolierung und einer strukturellen Festigkeit. Eine Hauptangelegenheit ist die Überwachung der Kritizität. Die Masse von angereichertem Brennstoff innerhalb des Transportbehälters muß streng begrenzt sein, um sicherzustellen, daß das Ereignis der Kritizität nicht eintritt. Dieses einzelne Erfordernis verursacht eine zwingende Begrenzung des Volumens des Brennstoffes, welcher in irgendeinem vorgegebenen Volumen eines Transportbehälters transportiert werden kann. In diesem Zusammenhang unterscheidet sich der Transport von Kernbrennstoff deutlich von dem Transport von anderen radioaktiven Materialien. Radioaktiver Abfall weist eine deutlich geringere Anreicherung auf und erleichtert so den Transport von größeren Volumina in Nähe zueinander. Andererseits ist bei zusammengebauten Brennstäben das Brennstoffvolumen im Vergleich zu dem Volumen des gesamten Brennstabes und dem Volumen der Trägerstruktur sehr gering.
  • Gegenwärtige Systeme bestehen üblicherweise aus einer zylindrischen Trommel mit einer oder mehr Holzschichten an allen Seiten, wobei das Holz eine zentrale Ausnehmung begrenzt, in die ein einzelner Zylinder, welcher den angereicherten Brennstoff enthält, gegeben wird.
  • Das den Brennstoff enthaltende Volumen der inneren Trommel ist sehr gering im Vergleich zu dem Volumen der äußeren Trommel. Als Folge nimmt der Transport von Brennstoff ein beträchtliches Ausmaß an Raum in Anspruch. Die gewerblichen Überlegungen finden ihre Anwendung, wie sie es im Hinblick auf jeden Transportvorgang finden. Zusätzlich bereitet die zylindrische Beschaffenheit der Einheit Handhabungs- und Stabilitätsprobleme.
  • Ähnliche Probleme werden von dem Stand der Technik angesprochen, wie es durch die US-A-4535250 dargestellt wird. Die Bereitstellung einer Anordnung von Brennstoffkanistern innerhalb eines einzelnen Hohlraumes in einem äußeren Behälter bereitet Probleme bei dem Volumenverhältnis Brennstoff/äußerer Behälter, welches auf Grund der sich ergebenden Abmessungen des Behälters erreicht werden kann, welche den geeigneten Grad einer Abschirmung und/ oder Isolierung bereitstellen.
  • Gemäß einem ersten Aspekt der Erfindung stellen wir einen transportierbaren Behälter für Kernbrennstoff bereit, wobei der Behälter einen äußeren Behälter umfasst, der mit einer inneren Isolierung versehen ist, wobei die Isolierung einen inneren Hohlraum begrenzt, der innere Hohlraum in eine Reihe von Kammern aufgeteilt ist, die durch einen Deckel zugänglich sind, welcher entfernbar an dem äußeren Behälter befestigt ist, der innere Hohlraum eine Mehrzahl von Brennstoffbehältern, jeden in einer jeweiligen Kammer bei der Verwendung, aufnimmt, wobei die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter mindestens 5% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters, das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
  • Ein Behälter, der diesen Grad von Brennstoffvolumen zu Gesamtvolumen aufweist, wurde früher nicht erreicht. Die vorliegende Erfindung erlaubt es auch, diesen Grad zu erreichen, während notwendige Kritizitäts-, Isolierungs- und andere Standards eingehalten werden.
  • Vorzugsweise beträgt das Innenvolumen des Brennstoffbehälters wenigstens 10% von dem des Außenvolumens des äußeren Behälters. Bevorzugt wird eine Größenordnung von wenigstens 15%, 20% oder 25%. Größenordnungen von wenigstens 30%, 35% oder sogar 40% können erreicht werden. Jede Vergrößerung von Brennstoffvolumen zum Gesamtbehältervolumen bewirkt eine beträchtliche Verringerung der Transportkosten und des Kapitalaufwandes, welche bei der Bereitstellung der starken Brennstoffbehälter aufgewendet werden.
  • Vorzugsweise ist der äußere Behälter mit einer Außenhaut aus Stahl und am bevorzugtesten aus Edelstahl gebildet. Die Ecken und/oder Kanten des Außenbehälters können mit Verstärkungselementen versehen sein. Diese können die Form von L-förmigen Abschnitten bilden. Der Außenbehälter ist vorzugsweise mit Füßen versehen. Der Außenbehälter ist vorzugsweise mit einem Deckel versehen. Der Deckel ist vorzugsweise lösbar an dem Außenbehälter befestigt. Klammern, die an dem Außenbehälter angebracht sind und lösbar in den Umfang des Deckels eingreifen können, sind bevorzugt. Die Klammern können ebenso lösbar mit dem Außenbehälter in Eingriff stehen. Der Deckel kann mit Griffen oder mit anderen Arten von Eingriffen zum Wegnehmen des Deckels versehen sein.
  • Es wird insbesondere bevorzugt, daß der Deckel innerhalb der äußeren Begrenzung von zwei oder mehr Vorsprüngen des Außenbehälters aufgenommen wird. Die über die Oberseite des Behälters hervorstehenden Verstärkungselemente können diese äußere Begrenzung festlegen.
  • Vorzugsweise wird das isolierende Material in einer Reihe von einzelnen Schichten bereitgestellt. Eine oder mehrere Grundflächenschichten und/oder eine oder mehrere Wandschichten für jede Wand können vorgesehen sein. Die Deckelisolierung kann an dem Metalldeckel angebracht sein oder getrennt vorgesehen sein. Wenn sie getrennt vorgesehen ist, kann ein Paar verbindende Abschnitte vorgesehen sein.
  • Die isolierende Schicht ist vorzugsweise thermisch isolierend und/oder neutronenabsorbierend. Calciumsilicat stellt ein bevorzugtes isolierendes Material dar. Ein oder mehrere verschiedene Materialien können zusammen oder in einer sandwichartigen Struktur verwendet werden.
  • Vorzugsweise legt die Isolationsschicht die Begrenzungen eines einzelnen inneren Hohlraumes fest. Ein geradliniger Hohlraum wird bevorzugt.
  • Der innere Hohlraum ist vorzugsweise mit einer entsprechend geformten inneren Behälter-Einheit versehen, welche vier Seitenwände und eine Grundfläche umfasst. Der innere Behälter ist vorzugsweise aus Stahl, Borstahl oder insbesondere aus Edelstahl.
  • Bei einer Ausbildung ist der innere Behälter vorzugsweise in eine Reihe von Kammern unterteilt. Die Kammern können durch ein oder mehrere Elemente begrenzt sein, welche den inneren Hohlraum oder Behälter queren. Vorzugsweise sind die Elemente Platten, welche die volle Höhe oder wenigstens im wesentlichen die volle Höhe des inneren Volumens überspannen. Vorzugsweise überspannen ein oder mehrere Elemente das innere Volumen in verschiedenen Richtungen, weiter vorzugsweise mit im wesentlichen 90º zueinander. Vorzugsweise sind die Platten im wesentlichen vertikal bereitgestellt. Es wird insbesondere bevorzugt, daß zwei Platten den inneren Hohlraum in jeder von zwei Richtungen bei 90º zueinander queren. Vorzugsweise ist das innere Volumen in neun im wesentlichen gleiche Kammern unterteilt.
  • In einer zweiten alternativen Ausbildung kann der innere Hohlraum mit Elementen wie Platten ausgerüstet sein, welche die volle Höhe des Innenvolumens überspannen, um einen Innenbehälter festzulegen. Die Kammer wird wiederum durch ein oder mehrere Elemente festgelegt, welche den inneren Hohlraum queren. Eine Grundflächenplatte kann auf der Bodenisolierschicht vorgesehen sein, um eine Grundfläche für das Innenvolumen festzulegen. Eine obenliegende Platte kann ebenfalls vorgesehen sein. Seitenplatten können ebenfalls vorgesehen sein, um die Seiten der Kammern zu begrenzen.
  • Eine oder mehrere der Grundflächen-, obenliegenden oder teilenden Elemente oder Platten können aus Metall sein, Stahl und insbesondere Edelstahl oder Borstahl.
  • Die Grundflächen-, Seiten- und teilenden Platten oder Elemente der Innenbehälter-Einzeleinheit sind alternativ als eine von den isolierenden Schichten getrennte Einheit bereitgestellt.
  • In einer weiteren alternativen Ausbildung kann der innere Hohlraum mit einer Mehrzahl von Hülsenelementen ausgerüstet sein. Vorzugsweise sind die Hülsenelemente angepasst, um Brennstoffbehälter oder -fässer auf zunehmen. Die Hülsen können durchgehend oder im wesentlichen durchgehend sein. Vorzugsweise haben die Hülsen einen kreisförmigen Querschnitt. Vorzugsweise entspricht der Innendurchmesser der Hülsen im wesentlichen dem Außendurchmesser der Brennstoffbehälter oder -fässer. Vorzugsweise sind die Hülsen starr voneinander getrennt. Die Hülsen können durch Befestigung an einer Grundflächen- Platte unbeweglich voneinander getrennt sein.
  • Vorzugsweise sind die Hülsen um ihren gesamten Umfang herum voneinander getrennt. Vier oder mehr und vorzugsweise acht oder neun solcher Hülsen können innerhalb des inneren Hohlraumes bereitgestellt sein.
  • Die Grundflächen-Platte kann an einer/einem oder mehreren Seitenplatten oder -elementen befestigt sein. Die Seitenplatten oder -elemente können Wände bilden, welche den Wänden des inneren Hohlraums entsprechen. Somit kann ein Innenbehälter bereitgestellt sein.
  • Vorzugsweise sind eine oder mehrere der Hülsen wenigstens teilweise von einem Neutronen-absorbierenden Material umgeben. Vorzugsweise sind eine oder mehrere der Hülsen, und weiter vorzugsweise alle Hülsen, um ihren gesamten Umfang herum durch ein Neutronenabsorbierendes Material umgeben. Ein Neutronenabsorbierendes Material kann wahlweise um ein oder beide Enden von einer oder mehreren der Hülsen vorgesehen sein.
  • Vorzugsweise ist das Neutronen-absorbierende Material ein Material auf der Grundlage eines Harzes. Vorzugsweise ist das Neutronen-absorbierende Material feuerbeständig. Vorzugsweise ist das Material auf der Grundlage eines Harzes mit bis zu 6,5% Bor oder mit bis zu 5% Bor und bevorzugter mit bis zu 2,5% Bor versetzt. Vorzugsweise nimmt das Harz wenigstens 50% des Nicht- Hülsen-Volumens des inneren Hohlraumes ein. Das Neutronen- absorbierende Material kann das gesamte Nicht-Hülsen-Volumen des inneren Hohlraumes ausfüllen oder es können Materialien mit geringerer Dichte wie Polystyrol einverleibt sein.
  • Der Innenbehälter ist vorzugsweise mit einem Deckel versehen.
  • Vorzugsweise umfassen die Brennstoffbehälter oder -fässer zylindrische Trommeln. Vorzugsweise sind lösbare Deckel vorgesehen. Der Lösemechanismus des Deckels liegt in der verschlossenen Stellung vorzugsweise innerhalb des ebenen Profils des Behälters, um den Raum zu minimieren.
  • Der Brennstoff nimmt vorzugsweise wenigstens 50% des Brennstoffbehälters ein und kann 60, 70, 80, 90, 95% oder jeden einzelnen Prozentsatz über 50% einnehmen.
  • Der Brennstoff kann innerhalb des Brennstoffbehälters in Kunststoffbeuteln wie Polyethylen bereitgestellt sein.
  • Der Brennstoff kann in der Form von Pellets, Pulver oder einer anderen Form vorliegen. Der Brennstoff kann unbestrahltes angereichertes Uran sein. Die Bereitstellung von Uran mit einer Anreicherung von im wesentlichen bis zu 5% kann verwendet werden. Eine Dichte von etwa 1,4 g/cm³ kann verwendet werden. In solch einem Fall kann jeder einzelne Brennstoffbehälter ein Volumen zwischen 15 und 20 Litern aufweisen, z. B. 17,3 Liter.
  • Der Boranteil jeder der Isolationsschichten, inneren Teilungen, Hülsen, Brennstoffbehälter oder des verbleibenden Kammerraumes kann vergrößert werden, um zu einer erhöhten Absorption zu führen.
  • Die Brennstoffbehälter sind vorzugsweise in mehr als drei Kammern oder Hülsen vorgesehen. Die Bereitstellung der Brennstoffbehälter in umliegenden Kammern oder Hülsen und weiter vorzugsweise in allen außenliegenden Kammern oder Hülsen wird in Betracht gezogen. Eine oder mehrere der Kammern oder Hülsen können mit einem Neutronenabsorber versehen sein. Vorzugsweise ist der Neutronenabsorber in einer Einheit vorgesehen, welche in ihren Ausmessungen der Kammer oder Hülse entspricht, welche diese aufnehmen. Die Bereitstellung von Polyethylen als Neutronenabsorber wird bevorzugt. Der Polyethylenabsorber kann in einem Stahlbehälter vorliegen, der der Größe und der Form der Kammer oder Hülse entspricht, welche diesen aufnimmt. Der Absorber kann auch mit einem Deckel versehen sein, welcher der Kammer oder Hülse entspricht, in die der Absorber eingebracht wird, um die Sicherung des Absorbers innerhalb der Kammer oder Hülse zu unterstützen. Der Deckel ist vorzugsweise aus Stahl.
  • In einer besonders bevorzugten Ausbildung umfasst der Behälter einen Außenbehälter mit einem lösbaren Deckel, wobei der Außenbehälter mit einer isolierenden Schicht an jeder Wand und an der Grundfläche versehen ist, und wobei eine weitere entfernbare isolierende Schicht zwischen dem Deckel und dem inneren Hohlraum des Behälters bei seiner Verwendung vorgesehen ist, der innere Hohlraum in eine Mehrzahl von Kammern unterteilt ist, wobei ein Brennstoffbehälter in wenigstens drei der Kammern vorgesehen ist und wenigstens eine der Kammern mit einem Neutronen-absorbierenden Material versehen ist.
  • Bei einer alternativen besonders bevorzugten Ausbildung umfasst der Behälter einen Außenbehälter mit einem lösbaren Deckel, wobei der Außenbehälter mit einer isolierenden Schicht an jeder Wand und der Grundfläche versehen ist, eine weitere entfernbare isolierende Schicht an dem Deckel vorgesehen ist, die isolierenden Schichten einen inneren Hohlraum des Behälters begrenzen, der innere Hohlraum mit einer Mehrzahl von Hülsen versehen ist, wobei ein Brennstoffbehälter in wenigstens drei der Hülsen vorgesehen ist und die Hülsen wenigstens teilweise von einem Neutronen-absorbierenden Material umgeben sind.
  • Es ist bevorzugt, daß nur ein Brennstoffbehälter oder -fass in jeder Kammer vorgesehen ist.
  • Bei einer besonders bevorzugten Anordnung ist eine rechtwinklige ebene Öffnung vorgesehen, welche in neun Kammern, drei Kammern mal drei Kammern, unterteilt ist. Vorzugsweise sind die Brennstoffbehälter in den außenliegenden Kammern vorgesehen. Ein Neutronenabsorbierendes Material kann in der mittleren Kammer und/oder einer oder mehrerer der anderen Kammern, wie erforderlich, untergebracht werden.
  • Bei einer weiter besonders bevorzugten Anordnung kann ein geradliniger ebener innerer Hohlraum mit neun Hülsenelementen vorgesehen sein, in einer Anordnung von drei mal drei Hülsenelementen. Vorzugsweise sind in jeder der außenliegenden Hülsen und bevorzugter in jeder der Hülsen Brennstoffbehälter vorgesehen. Ein Neutronen-absorbierendes Material kann in einer oder mehreren der Kammern untergebracht sein.
  • Verschiedene Ausführungsbeispiele der Erfindung werden nun nur beispielhaft unter Bezug auf die beigefügte Zeichnung veranschaulicht, wobei:
  • Fig. 1 eine perspektivische Schnitt-Ansicht eines Behälters gemäß eines ersten Ausführungsbeispieles der Erfindung zeigt, um die Brennstoffbehälter in dem Behälter darzustellen;
  • Fig. 2 eine Querschnitt-Seitenansicht nach Fig. 1 zeigt;
  • Fig. 3 eine Fassbeladung in einer Ansicht von oben zeigt;
  • Fig. 4 eine Seitenansicht des Behälters nach Fig. 1 zeigt;
  • Fig. 5 eine Ansicht von oben eines geschlossenen Behälters gemäß des ersten Ausführungsbeispieles der Erfindung teilweise im Schnitt zeigt, um die Brennstoffbehälter in dem Behälter der Erfindung darzustellen;
  • Fig. 6 ein Ausführungsbeispiel eines Brennstoffbehälters oder -fasses zur Anwendung bei dem Außenbehälter der vorliegenden Erfindung zeigt;
  • Fig. 6A eine Ansicht von oben eines Brennstoffbehälters oder -fasses nach Fig. 6 zeigt;
  • Fig. 7 eine perspektivische Ansicht des Behälters gemäß eines zweiten Ausführungsbeispieles der Erfindung teilweise aufgeschnitten zeigt, um die Brennstoffbehälter in dem Behälter darzustellen;
  • Fig. 8 eine Fassbeladung in einer Ansicht von oben zeigt; und
  • Fig. 9 eine Querschnitt-Seitenansicht entlang der Achse XX von Fig. 8 zeigt.
  • Der Behälter, wie in Fig. 1 veranschaulicht, weist die allgemeine Form eines rechtwinkligen Kastens auf. Der Behälter 1 wird durch vier vertikal angeordnete Wände 2 und eine Grundflächenwand 3 begrenzt. Die Wände sind an den Verbindungsecken mit Verstärkungselementen 4 in der Form von L-förmigen Streifen versehen. Die vertikalen Verstärkungselemente 4 weisen Abschnitte 6 auf, welche sich über den Deckel 8 des Behälters hinaus erstrecken. An jeder Ecke der Grundfläche sind Füße 10 vorgesehen und arbeiten mit dem Abschnitt 6 zum einfachen und stabilen Stapeln zusammen.
  • Die Außenhülle, welche die Wände 2, die Grundfläche 3 und den getrennten Deckel 8 bilden, sind aus Edelstahl.
  • Ein Umfangsflansch 12 ist um den Behälter herum vorgesehen. Der Deckel 8 ist so bemessen, daß er verschiebbar innerhalb der Begrenzungen der L-förmigen Elemente 4 aufgenommen wird. Der Deckel 8 hat einen Flansch 16, welcher dem Umfangsflansch 12 des Behälters entspricht. Griffe 14 an dem Deckel helfen bei dessen Abnehmen und Einsetzen. Bei der gezeigten geschlossenen und gesicherten Stellung ist der Deckel 8 durch eine Reihe von schnell lösbaren Muttern und Bolzen 18 gesichert, welche in entsprechende Öffnungen in dem Flansch 16 des Deckels 8 eingreifen. Der Deckel ist mit geeigneten Dichtungen versehen, um jeden Eintritt von Wasser zu verhindern.
  • An die Stahlhülle angrenzend ist der Behälter mit einer beträchtlichen Dicke einer thermischen Isolierung 20 aus Calciumsilicat versehen. Diese Schicht wird durch eine Reihe von Abschnitten bereitgestellt, siehe Fig. 2. Die Bereitstellung des Materials in festen Abschnitten stellt eine genaue Positionierung während des Zusammenbaus und der Verwendung sicher. Eine einzige Grundflächen-Schicht der Isolierung 22 und vier Wandabschnitte 24 kleiden den Behälter selbst aus. Wenn der Behälter wie unten beschrieben beladen wird, wird eine zweistückige oben liegende Isolierschicht verwendet. Diese zwei Stücke 26, 28 sind ausgebildet, daß sie sich miteinander verbinden können.
  • Der rechtwinklige Kasten, welcher durch die inneren Oberflächen der Isolierschichten begrenzt wird, nimmt einen Innenbehälter 30A auf, welcher vier Wände und eine Grundfläche hat und ebenfalls aus Borstahl oder Edelstahl ist. Dieser Behälter 30A ist ebenfalls mit einem Deckel 31 versehen, wie in Fig. 1 gezeigt ist. Wie in Fig. 3 zu erkennen ist, besteht der Behälter aus einer Reihe von ineinandergreifenden vertikalen Wänden 30 aus Borstahl/- Edelstahl. Der Behälter 30A weist zwei Paare innere Wände 30 in einem Winkel von 90º zueinander auf, welche neun Kammern 32 innerhalb der Faßbeladung festlegen.
  • Bei der Verwendung wird von jeder der acht außenliegenden Kammern eine Brennstofftrommel oder ein Brennstofffass aufgenommen. Die mittlere Kammer 32A ist mit einem Polyethylen-Neutronenabsorber 38 versehen. Der Absorber 38 selbst ist in einem Stahlbehälter (nicht dargestellt) vorgesehen, welcher der Form der Kammer 32 entspricht, in welche er eingefügt werden soll. Ein Deckel ist auf der Oberseite des Absorbers vorgesehen, um den Absorber an seinem Ort in der Kammer 32A zu sichern.
  • Wenn der Innenbehälter 30A alle acht Brennstofftrommeln 36 aufgenommen hat wird der Behälter 1 durch die Verwendung des Deckels 31, der isolierenden obenliegenden Schichten 26, 28 und des äußeren Deckels 8 geschlossen. Der Deckel 8 wird an dem Behälter 1 durch die schnell lösbaren Muttern und Bolzen 18 gesichert.
  • Die Brennstoff enthaltende Trommel 36 besteht, wie in Fig. 6 veranschaulicht ist, aus einer Edelstahl-Zylinderwand 40 mit einer Grundflächenplatte 42 und einem lösbaren Deckel 44. Der Deckel 44 ist mit einem Standardklammerband 46 mit innenliegendem Hebel versehen, welcher es ermöglicht, daß der Deckel an der Brennstofftrommel 36 befestigt werden kann. Die Bereitstellung des Klammerbandes 46 mit innenliegendem Hebel innerhalb der Außenlinie der Trommel 36 ist wichtig, um den beanspruchten Raum zu minimieren. Bei geschlossenem Zustand ist die Trommel 36 wasserdicht, um jeden Wassereintritt zu verhindern.
  • Der Brennstoff 55, entweder in Pulver- oder Pellet-Form, ist in Polyethylen-Beuteln enthalten. Die mit Brennstoff gefüllten Polyethylen-Beutel sind in einem größeren Polyethylen-Beutel untergebracht, welcher in die Trommel eingebracht wird. Sobald der größere Beutel voll ist, wird dieser verschlossen. Die Trommel wird dann mit dem Deckel 44 verschlossen. Der Brennstoff kann typischerweise angereichertes Uranium sein, welches dafür bestimmt ist, Brennstäbe zu bilden.
  • In dem zweiten Ausführungsbeispiel der Erfindung, das in Fig. 7 veranschaulicht ist, hat der Behälter 100 wieder die Form eines rechtwinkligen Kastens. Der Außenbehälter 100 wird in ähnlicher Weise wie bei dem Behälter des ersten Ausführungsbeispieles durch vertikal angeordnete Seitenwände 102 und eine Grundflächen-Wand 103 begrenzt. Andere gleichwertige Elemente sind mit Bezugszeichen versehen, welche denen, die bei dem ersten Ausführungsbeispiel verwendet wurden, entsprechen, wobei sie um Einhundert erhöht sind.
  • Somit sind die Verstärkungselemente, die Füße, der Umfangsflansch, die Deckelbefestigung und die Deckelanordnung in ähnlicher Weise vorgesehen.
  • Der Behälter 100 ist ebenfalls mit einer beträchtlichen Dicke einer thermischen Isolierung 120 versehen, welche durch einen Grundflächen-Abschnitt, Wandabschnitte und einen Abschnitt bereitgestellt wird, der wahlweise in ähnlicher Weise wie bei dem ersten Ausführungsbeispiel der Erfindung an dem Deckel befestigt werden kann.
  • Die Anordnung innerhalb des inneren Hohlraumes, der durch diese isolierenden Schichten begrenzt wird, ist jedoch unterschiedlich.
  • Der Hohlraum ist mit einer Reihe von Edelstahl-Hülsen 150 versehen, welche starr an einer Bodenplatte befestigt sind, die auf der Grundflächenschicht-Isolation steht. Die zylindrischen Hülsen sind hohl und weisen innere Ausmaße auf, die so ausgebildet sind, daß sie den äußeren Abmessungen des Brennstoffbehälters 152, welcher in die Hülsen 150 eingeführt gezeigt ist, eng anliegend entsprechen. Neun Hülsen 150 werden in einer drei mal drei- Anordnung verwendet, wobei bei Benutzung in jedem ein Brennstoffbehälter 152 angeordnet ist.
  • Die Brennstoffbehälter liegen im Allgemeinen in der Art vor, wie sie in Fig. 6 und 6A oben veranschaulicht ist, umfassen aber äußere Befestigungen, welche über die Ebene des Brennstoffbehälters hervorstehen.
  • Wie in den Fig. 7, 8 und 9 gezeigt ist, sind die Hülsen 150 von einem Neutronen-absorbierenden Material 158 umgeben. Dieses Material wird während der Herstellung des Abschnittes der Anordnung in das Volumen, welches die Hülsen umgibt, eingebracht, indem der innere Hohlraum durch Einfüllen eines flüssigen Harzes aufgefüllt wird, welches man dann aushärten lässt. Eine harzdichte Einheit wird zur Begrenzung dieses Hohlraumes bevorzugt. Das Harz ist mit Bor vorzugsweise bis zu einem Grad von 2% versetzt, um die gewünschte Neutronen-Absorberfähigkeit zu schaffen. Eine Borbeladung von bis zu 6,5 Gew.-% und/ oder einem Versetzen mit Blei von bis zu 15 Gew.-% oder eine Bleibeladung von bis zu 15 Gew.-% kann vorgesehen sein. Das Material bietet zwischen 1 · 10²2 und 1 · 10²3 Wasserstoffatome/cm³.
  • Um die Kosten und das Gewicht des Neutronenabsorbierenden Materiales zu verringern, können typischerweise 1,68 g/cm³ leichtere Materialien wie Polystyrol in Abschnitte eingebracht werden, bei denen das Volumen des Neutronen-absorbierenden Materiales sonst übermaßig wäre. Somit kann das Neutronenmaterial an Stellen 162 zwischen Sätzen von vier Hülsen und außenliegend an den Stellen 164 der Ecken sowie an Stellen 166 zwischen Hülsenpaaren durch das leichtere Material ersetzt werden. Dies wirkt sich nicht auf die Neutronenabsorber-Fähigkeit des Behälters aus.
  • Die den Brennstoff enthaltende Trommeln 152 und die Art und Weise, in welcher der Brennstoff als Pulver oder Pellets in diesen bereitgestellt ist, sind wie oben für das erste Ausführungsbeispiel der Erfindung beschrieben.
  • Die vorliegende Erfindung ermöglicht, daß annähernd 20% bis 40% des Volumens des Außenbehälters von Brennstoff 55 eingenommen werden und erfüllt immer noch die notwendigen Standards. Dies ist vorteilhaft im Vergleich zu Systemen nach dem Stand der Technik. Somit wird eine erhöhte Nutzlast erfolgreich bereitgestellt.
  • Die Verwendung von Edelstahl und die modulare Beschaffenheit des Aufbaues unterstützen die Sanierung und jeden erforderlichen Reinigungsschritt wie eine Dekontamination.

Claims (30)

1. Transportabler Behälter für Kernbrennstoff, der einen äußeren Behälter (1; 100) umfaßt, der mit einer inneren Isolierung (20; 120) versehen ist, wobei die Isolierung (20; 120) einen inneren Hohlraum begrenzt, der innere Hohlraum in eine Reihe von Kammern (32) aufgeteilt ist, die durch einen Deckel (8; 108) zugänglich sind, welcher entfernbar an dem äußeren Behälter (1; 100) befestigt ist, der innere Hohlraum eine Mehrzahl von Brennstoffbehältern (36; 152), jeden in einer jeweiligen Kammer (32) bei der Verwendung, aufnimmt, wobei die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter (36; 152.) mindestens 5% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters (1), das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
2. Behälter nach Anspruch 1, in dem der innere Hohlraum durch ein oder mehrere Elemente (30; 150) in eine Reihe von Kammern (32) aufgeteilt ist, wobei die Elemente im wesentlichen die volle Höhe des inneren Hohlraums überspannen.
3. Behälter nach Anspruch 1, in dem die Kammern durch eine Mehrzahl von Hülsenelementen (50) begrenzt sind.
4. Behälter nach Anspruch 3, in dem die Hülsen (150) in einem Neutronen-absorbierenden Material (158) eingeschlossen sind.
5. Behälter nach Anspruch 4, in dem das Neutronen-absorbierende Material (158) ein Harz ist, das bei der Herstellung vorzugsweise als Flüssigkeit um die Hülsen (150) herum eingeführt ist.
6. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem Brennstoffbehälter (36; 152) in mehr als drei der Kammern (32) vorgesehen sind.
7. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem der innere Hohlraum in neun Kammern (32) aufgeteilt ist, drei Kammern mal drei Kammern, wobei die Brennstoffbehälter (36; 152) in den außenliegenden Kammern vorgesehen sind und ein Neutronen-absorbierendes Material (38) in der Zentralkammer und/oder einer oder mehreren der anderen Kammern vorgesehen ist.
8. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem der innere Hohlraum mit einem entsprechend geformten inneren Behälter (30A; 130A) aus einer einzigen Einheit versehen ist, welcher vier Seitenwände und eine Basis aufweist und die Kammern (32) umgibt.
9. Behälter nach einem vorangehenden Anspruch, in dem das isolierende Material (20; 120) in einer Reihe von getrennten Schichten mit einer oder mehreren Basisschichten (22; 122) und/oder einer oder mehreren Wandschichten (24; 124) für jede Wand vorgesehen ist.
10. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem das isolierende Material (20; 120) thermisch isolierend und/oder Neutronen-absorbierend ist.
11. Behälter nach Anspruch 8 oder einem davon abhängigen Anspruch, in dem der innere Behälter (30A) aus Stahl ist, insbesondere aus Borstahl oder Edelstahl.
12. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem der innere Hohlraum in neun im wesentlichen gleichwertige Kammern (32) aufgeteilt ist.
13. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem die Brennstoffbehälter (36; 152) zylindrische Trommeln umfassen, die in einer oder mehreren der Kammern (32) aufgenommen sind.
14. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem Brennstoffbehälter (36; 152) in allen außenliegenden Kammern vorgesehen sind.
15. Behälter nach einem der vorangehenden Ansprüche, in dem eine oder mehrere der Kammern (32) mit einer Neutronenabsorptionseinrichtung (38) versehen sind, vorzugsweise mit Abmessungen, welche der Kammer, die sie aufnimmt, entsprechen.
16. Behälter nach Anspruch 1, in dem die Reihe von Kammern (32) durch Hülsen (150) begrenzt sind, die um ihren gesamten Umfang herum voneinander getrennt vorliegen.
17. Behälter nach Anspruch 1 oder Anspruch 16, in dem die Reihe von Kammern (32) durch neun Hülsen (150) begrenzt ist.
18. Behälter nach Anspruch 1, Anspruch 16 oder Anspruch 17, in dem die Reihe von Kammern (32) durch eine Drei- mal-Drei-Matrix von Hülsen (150) begrenzt ist.
19. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 18, in dem die Reihe der Kammern (32) durch Edelstahlhülsen begrenzt ist.
20. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 19, in dem die Reihe der Kammern (32) durch einer Mehrzahl von Hülsenelementen mit kreisförmigem Querschnitt begrenzt ist.
21. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 20, in dem die Kammern (32) durch eine Mehrzahl von Hülsenelementen mit einem Innendurchmesser begrenzt sind, der im wesentlichen dem Außendurchmesser der Brennstoffbehälter entspricht.
22. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 21, in dem die Reihe von Kammern (32) starr voneinander getrennt ist.
23. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 22, in dem die Brennstoffbehälter (36; 152) mit lösbaren Deckeln versehen sind, wobei der Lösungsmechanismus für den Deckel in der verschlossenen Position innerhalb des ebenen Profils des Behälters enthalten ist, um den Platz zu minimieren.
24. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 23, in dem der Deckel (8; 108) mit einer Schicht aus isolierendem Material versehen ist.
25. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 24, in dem die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter (36; 152) mindestens 10% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters, das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
26. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 25, in dem die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter (36; 152) mindestens 15% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters, das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
27. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 26, in dem die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter (36; 152) mindestens 25% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters, das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
28. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 27, in dem die Summe der Innenvolumina der Brennstoffbehälter (36; 152) mindestens 35% des Gesamtvolumens des äußeren Behälters, das durch dessen Äußeres begrenzt wird, beträgt.
29. Behälter nach Anspruch 1 oder einem der Ansprüche 16 bis 28, in dem der Brennstoff nicht-bestrahltes angereichertes Uran ist.
30. Verfahren zum Transport und/oder zur Lagerung von Kernbrennstoff, umfassend das Anordnen von Kernbrennstoff in einem Behälter nach einem der Ansprüche 1 bis 15.
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Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP4296645B2 (ja) * 1999-08-10 2009-07-15 三菱マテリアル株式会社 核燃料物質貯蔵容器、中性子遮蔽材及びその製造方法
KR100748120B1 (ko) * 2001-07-16 2007-08-10 주식회사 포스코 합금철 수송박스
KR100441687B1 (ko) * 2002-04-29 2004-07-27 한국원자력연구소 방사성 폐기물 저장용기
EP2201577B1 (de) * 2007-10-19 2012-12-19 Areva Federal Services LLC Verpackungsanordnungen und innenstützstrukturen für transport und lagerung von radioaktivem material
FR2925975B1 (fr) * 2007-12-26 2016-05-27 Areva Np Conteneur de transport pour assemblage de combustible nucleaire, et procede de transport d'un assemblage de combustible nucleaire
FR2932601B1 (fr) * 2008-06-17 2010-07-30 Soc Generale Pour Les Techniques Nouvelles Sgn Interne d'etui et etui pour l'entreposage a sec d'elements combustibles irradies ; procede d'entreposage
GB0906143D0 (en) * 2009-04-09 2009-05-20 Nuvia Ltd Radioactive waste storage
FR2952468B1 (fr) * 2009-11-10 2012-01-13 Tn Int Emballage pour le transport et/ou entreposage de matieres radioactives comprenant des elements de protection radiologique empiles radialement
CN101964216B (zh) * 2010-09-27 2012-12-26 郭泽学 新型放射源运输存储箱
CN102140826A (zh) * 2010-10-27 2011-08-03 李勇 防核辐射空心楼盖
US20140361198A1 (en) 2011-12-08 2014-12-11 Atomic Energy Of Canada Limited/Énergie Atomique Du Canada Limitée Apparatus for holding radioactive objects
DE102012101319B4 (de) * 2012-02-17 2013-12-24 Siempelkamp Nukleartechnik Gmbh Endlagerbehälter und Verfahren zur Herstellung desselben
KR101488614B1 (ko) * 2013-08-23 2015-02-02 한국원자력환경공단 사용후 핵연료 용기 열시험장치
US9865366B2 (en) * 2014-07-10 2018-01-09 Energysolutions, Llc Shielded packaging system for radioactive waste
KR101630401B1 (ko) * 2015-04-15 2016-06-15 한전원자력연료 주식회사 중수로 연료집합체 운반용 포장박스
CN104952501A (zh) * 2015-05-25 2015-09-30 中国核电工程有限公司 一种球形核燃料元件贮存容器
US10633163B1 (en) * 2018-01-24 2020-04-28 William M. Arnold Transport container for radioactive material
CN110047605B (zh) * 2019-05-13 2021-03-02 中国核电工程有限公司 一种核临界安全贮槽
CN112951468A (zh) * 2021-01-07 2021-06-11 上海核工程研究设计院有限公司 一种二氧化铀芯块粉末两用运输容器
TWI783630B (zh) * 2021-08-16 2022-11-11 行政院原子能委員會核能研究所 水下翻轉大型圓筒狀物之傾轉裝置及其傾轉方法
KR20230155117A (ko) * 2022-05-03 2023-11-10 한전원자력연료 주식회사 경수로 신연료집합체 운반용기

Family Cites Families (90)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2514909A (en) * 1949-01-14 1950-07-11 Atomic Energy Commission Carrier for radioactive slugs
US3038999A (en) * 1958-05-20 1962-06-12 Curtiss Wright Corp Method and apparatus for loading and handling a radioactive source
US3046403A (en) * 1959-04-17 1962-07-24 Babcock & Wilcox Co Device for the storage of a heat evolving material
US3119933A (en) * 1960-05-03 1964-01-28 Stanray Corp Container for transporting thermally hot intensely radioactive material
NL266686A (de) * 1960-07-06
US3111586A (en) * 1961-08-25 1963-11-19 Baldwin Lima Hamilton Corp Air-cooled shipping container for nuclear fuel elements
US3229096A (en) * 1963-04-03 1966-01-11 Nat Lead Co Shipping container for spent nuclear reactor fuel elements
US3505525A (en) * 1966-01-25 1970-04-07 Corning Glass Works Radiation-shielding window containing silicone oils between facing sheets
US3466445A (en) * 1967-10-06 1969-09-09 Atomic Energy Commission Container for radioactive fuel elements
FR2055761A1 (de) * 1969-08-12 1971-04-30 Robatel Slpi
GB1279076A (en) * 1970-08-18 1972-06-21 Israel Atomic Energy Comm Apparatus for the storage of radioactive objects
FR2113805B1 (de) * 1970-11-17 1976-03-19 Transnucleaire
US3832563A (en) * 1972-08-07 1974-08-27 B Dubovsky Apparatus for storing and processing fissionable substances
US3882313A (en) * 1972-11-07 1975-05-06 Westinghouse Electric Corp Concentric annular tanks
DE2300620A1 (de) 1973-01-08 1974-07-11 Transnuklear Gmbh Behaelter zum transport von plutoniumund uranylnitratloesungen
US3886368A (en) * 1973-02-27 1975-05-27 Nuclear Fuel Services Spent fuel shipping cask
US3935467A (en) * 1973-11-09 1976-01-27 Nuclear Engineering Co., Inc. Repository for fissile materials
FR2337410A1 (fr) * 1975-12-31 1977-07-29 Transnucleaire Transports Ind Emballage pour le transport d'elements combustibles irradies et outil de manutention adapte
US4021676A (en) * 1976-05-07 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Waste canister for storage of nuclear wastes
USRE31661E (en) * 1977-05-09 1984-09-04 Aar Corp. Spent nuclear fuel storage racks
NL7803742A (nl) * 1978-04-07 1979-10-09 Rotterdamsche Droogdok Mij Rek voor het opbergen van splijtstofelementen voor kernreaktoren.
US4274922A (en) * 1978-05-11 1981-06-23 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor shield including magnesium oxide
DE7833030U1 (de) * 1978-11-07 1979-03-08 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Einsatzkorb fuer abgebrannte kernbrennelemente in transport- und/oder lagerbehaeltern
ES489024A0 (es) * 1979-04-23 1981-02-16 Sulzer Ag Perfeccionamiento en las armaduras para el almacenamiento dehaces de elementos combustibles nucleares
CH637499A5 (de) 1979-05-07 1983-07-29 Elektrowatt Ing Ag Verfahren zum transport und zur lagerung von radioaktiven materialien.
CH638640A5 (de) * 1979-07-03 1983-09-30 N Med Ag Einrichtung zur temporaeren aufnahme radioaktiver abfaelle.
ATE3678T1 (de) * 1979-08-20 1983-06-15 Elektrowatt Ingenieurunternehmung Ag Transportbehaelter fuer radioaktives material.
DE7932527U1 (de) * 1979-11-17 1980-04-24 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive stoffe
DE3012310A1 (de) * 1980-03-29 1981-10-08 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Einsatzkorb fuer radioaktives material in transport- und/oder lagerbehaelter
AT368291B (de) * 1980-09-01 1982-09-27 Westphal Georg Peter Dr Verfahren und vorrichtung zur gewinnung der verarbeitungswahrscheinlichkeit von detektorimpulsen bei der impulshoehenanalyse von kern- und roentgenstrahlen
DE3038592C2 (de) * 1980-10-13 1985-03-28 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Lager mit Abschirmbehältern
FR2495817B1 (fr) 1980-12-06 1988-05-13 Kernforschungsz Karlsruhe Conteneur pour le stockage et le transport d'au moins une coquille remplie de dechets radio-actifs incorpores dans du verre fondu
US4399366A (en) * 1981-04-24 1983-08-16 Bucholz James A Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask
US4436693A (en) * 1981-09-18 1984-03-13 Automation Industries, Inc. Non-impacting loose rod storage canister
EP0116036A1 (de) * 1982-07-28 1984-08-22 VAN KAMPEN, Joseph Verfahren zum lagern von abfallstoffen
US4588088A (en) * 1983-01-10 1986-05-13 Allen Arthur A Container assembly for storing toxic material
EP0116412A1 (de) * 1983-01-18 1984-08-22 Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho Behälter für radioaktive Materialien und Verfahren zur Herstellung
DE3310233A1 (de) * 1983-03-22 1984-10-04 Strabag Bau-AG, 5000 Köln Behaeltnis zur lagerung radioaktiver elemente
DE3320071A1 (de) * 1983-06-03 1984-12-06 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Anordnung zum aufnehmen abgebrannter kernreaktor-brennstaebe und verfahren zu ihrer handhabung
US4619808A (en) * 1983-09-23 1986-10-28 Combustion Engineering, Inc. System and method for consolidating spent nuclear fuel
US4666659A (en) * 1983-10-25 1987-05-19 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Shipping and storage container for spent nuclear fuel
ES527878A0 (es) * 1983-11-25 1985-12-01 Nuklear Service Gmbh Gns Disposicion para el transporte y el almacenamiento de barras combustibles de elementos combustibles irradiados
DE3404329A1 (de) * 1984-02-08 1985-08-08 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Lager fuer radioaktive abfaelle und abgebrannte brennelemente
US4535250A (en) 1984-05-30 1985-08-13 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Container for radioactive materials
US4780268A (en) * 1984-06-13 1988-10-25 Westinghouse Electric Corp. Neutron absorber articles
US4845372A (en) * 1984-07-05 1989-07-04 Westinghouse Electric Corp. Nuclear waste packing module
US4784802A (en) * 1984-07-05 1988-11-15 Westinghouse Electric Corp. Nuclear waste disposal site
DE3430243C2 (de) * 1984-08-17 1986-11-27 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Lagerbehälter zur Aufnahme von vereinzelten Brennstäben bestrahlter Kernreaktorbrennelemente
US4781883A (en) * 1984-09-04 1988-11-01 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US4711758A (en) * 1984-12-24 1987-12-08 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel storage cask having basket with grid assemblies
US4649017A (en) * 1984-12-24 1987-03-10 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel rod transfer canister having corrugated funnel
US4780269A (en) * 1985-03-12 1988-10-25 Nutech, Inc. Horizontal modular dry irradiated fuel storage system
GB8518402D0 (en) * 1985-07-22 1985-09-04 British Nuclear Fuels Plc Container
US4908515A (en) * 1985-12-27 1990-03-13 Nus Corporation Method of efficiently storing spent nuclear fuel rods in a cylindrical container
US4698510A (en) * 1986-01-29 1987-10-06 Halliburton Company Multiple reservoir transportation assembly for radioactive substances, and related method
JPS62249100A (ja) * 1986-04-22 1987-10-30 日本ニユクリア・フユエル株式会社 核燃料ペレツト輸送用容器
US4778628A (en) * 1986-05-15 1988-10-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Underground waste barrier structure
DE3620737C1 (de) * 1986-06-20 1987-10-01 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Doppelbehaeltersystem zum Transport und zur Lagerung von radioaktiven Stoffen
US4834917A (en) * 1986-06-25 1989-05-30 Australian Nuclear Science & Technology Organization Encapsulation of waste materials
FR2601809B1 (fr) * 1986-07-17 1988-09-16 Commissariat Energie Atomique Dispositif de stockage a sec de materiaux degageant de la chaleur, notamment de materiaux radioactifs
DE3638702A1 (de) * 1986-11-13 1988-05-26 Alkem Gmbh Behaelter insbesondere fuer eine radioaktive substanz
GB2203377B (en) 1987-04-06 1990-03-28 British Nuclear Fuels Plc Improvements in flasks for radioactive materials.
US4827139A (en) * 1987-04-20 1989-05-02 Nuclear Assurance Corporation Spent nuclear fuel shipping basket and cask
US4770844A (en) * 1987-05-01 1988-09-13 Westinghouse Electric Corp. Basket structure for a nuclear fuel transportation cask
DE3717189C1 (de) * 1987-05-22 1988-11-10 Nuklear Service Gmbh Gns Vorrichtung fuer die UEbergabe eines radioaktiven Gegenstandes aus einem Erstbehaelter in einen Zweitbehaelter
US4844840A (en) * 1987-08-14 1989-07-04 Bechtel Group, Inc. Method and structure for hazardous waste containment
JPH01119799A (ja) 1987-11-04 1989-05-11 Nippon Gennen Service Kk 核分裂性物質の貯蔵方法
US4863638A (en) * 1988-04-01 1989-09-05 Harper Iii Raymond F Process for hazardous waste containment
US4896046A (en) * 1988-05-24 1990-01-23 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod shipping cask having peripheral fins
JP2560084B2 (ja) * 1988-06-16 1996-12-04 動力炉・核燃料開発事業団 核燃料物質収納容器用中性子毒
US4972087A (en) * 1988-08-05 1990-11-20 Transnuclear, Inc. Shipping container for low level radioactive or toxic materials
US4914306A (en) * 1988-08-11 1990-04-03 Dufrane Kenneth H Versatile composite radiation shield
FR2648611B2 (fr) * 1988-12-12 1994-08-19 Cogema Conteneur de stockage pour dechets radioactifs
US4930650A (en) * 1989-04-17 1990-06-05 Nuclear Assurance Corporation Spent nuclear fuel shipping basket
GB8915700D0 (en) 1989-07-08 1989-08-31 British Nuclear Fuels Plc An improved container for nuclear fuel elements
IT1235121B (it) * 1989-07-13 1992-06-18 Casagrande Spa Sistema per lo stoccaggio permanente dei rifiuti radioattivi.
US5114666A (en) * 1989-09-11 1992-05-19 U.S. Tool & Die, Inc. Cask basket construction for heat-producing radioactive material
US5063299A (en) * 1990-07-18 1991-11-05 Westinghouse Electric Corp. Low cost, minimum weight fuel assembly storage cask and method of construction thereof
US5098645A (en) * 1991-03-06 1992-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Container for reprocessing and permanent storage of spent nuclear fuel assemblies
US5171483A (en) * 1991-05-16 1992-12-15 Science Applications International Corporation Method for retrievable/permanent storage of hazardous waste materials
WO1993000279A1 (en) * 1991-06-26 1993-01-07 Housholder William R Reusable container unit
US5595319A (en) * 1991-06-26 1997-01-21 Nuclear Containers, Inc., A Tennesse Corporation Reusable container unit having spaced protective housings
AT398012B (de) 1992-07-13 1994-08-25 Theodor Haering Behälter zum transport und zur endlagerung von atomaren brennstäben
US5303836A (en) 1993-07-21 1994-04-19 The Babcock & Wilcox Company Shipping container for highly enriched uranium
US5438597A (en) * 1993-10-08 1995-08-01 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
JPH07120589A (ja) * 1993-10-22 1995-05-12 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料の収納方法及び使用済燃料収納体
US5373540A (en) * 1993-12-08 1994-12-13 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Spent nuclear fuel shipping basket
US5406601A (en) * 1994-05-02 1995-04-11 The Babcock & Wilcox Company Transport and storage cask for spent nuclear fuel
US5612543A (en) * 1996-01-18 1997-03-18 Sierra Nuclear Corporation Sealed basket for boiling water reactor fuel assemblies
US20010011711A1 (en) * 1996-05-03 2001-08-09 Graham Nicholson Container for nuclear fuel transportation

Also Published As

Publication number Publication date
TW393651B (en) 2000-06-11
WO1997042636A1 (en) 1997-11-13
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JP2000509809A (ja) 2000-08-02
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CN1217811A (zh) 1999-05-26
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AU2705297A (en) 1997-11-26
ES2191176T3 (es) 2003-09-01
EP1333448A1 (de) 2003-08-06
US20110001066A1 (en) 2011-01-06
US20060043320A1 (en) 2006-03-02
DE69718459D1 (de) 2003-02-20
KR101059546B1 (ko) 2011-12-15
GB9609304D0 (en) 1996-07-10
ZA973788B (en) 1998-11-02
US8049194B2 (en) 2011-11-01
EP0896721B1 (de) 2003-01-15
KR20050094485A (ko) 2005-09-27

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