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PATENTANSPRÜCHE
1. Verfahren zum Transport und zur Lagerung von radioaktiven Materialien, insbesondere von Reaktorbrennelementen, dadurch gekennzeichnet, dass die radioaktiven Materialien in einen hermetisch verschliessbaren, aus chemisch beständigem Material hergestellten Lagerbehälter eingeschlossen werden, dass der Lagerbehälter seinerseits in einen mechanischen, thermischen und Strahlungsschutz gewährleistenden Transportbehälter eingesetzt wird, dass letzterer zu einer Lagerstelle transportiert wird, und dass an der Lagerstelle der Lagerbehälter aus dem Transportbehälter entfernt und zur Lagerung in einem den Strahlungsschutz gewährleistenden Betonsilo eingebracht wird.
2. Verfahren nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeich net, dass nach dem Einbringen der radioaktiven Materialien ir den Transportbehälter ein Deckel auf diesen aufgesetzt und er über ein Ventil unter Vakuum gesetzt wird, dass sodann zwei zwischen dem Deckel und der Behälteröffnung sich befindliche, umlaufende Lippen miteinander verschweisst werden, das dann der Deckel zusätzlich mit dem Behälter verschraubt wird, und dass letzterer sodann mit einem Schutzgas unter Überdruck abgepresst wird.
3. Verfahren nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass zum Entfernen des Lagerbehälters aus dem Transportbehälter letzterer in einen Betonschacht versenkt wird, dass nach Abheben des Transportbehälterdeckels ein Schutzbehälter auf den Betonschacht aufgesetzt wird, und dass der Schutzbehälter unten geöffnet wird und der Lagerbehälter in den Schutzbehälter hineingehoben wird, worauf letzterer wieder geschlossen wird.
4. Verfahren nach Patentanspruch 3, dadurch gekennzeichnet, dass zum Überbringen des Lagerbehälters in den Betonsilo der mit dem Lagerbehälter beladene Schutzbehälter vom Betonschacht abgehoben und auf die Öffnung des Betonsilos aufgesetzt wird, und dass anschliessend der Lagerbehälter in den Betonsilo abgesenkt wird, worauf der Schutzbehälter entfernt und der Betonsilo durch einen Deckel verschlossen wird.
S.Verfahren nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Lagerbehälter im Betonsilo durch eine natürliche Konvektionsströmung der Luft gekühlt wird.
6. Verfahren nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass zur Kühlung des Lagerbehälters Kühlluft im Kreislauf geführt wird, die durch ein Wärmerohr, welches die Wärme nach aussen abführt, abgekühlt wird.
7. Verfahren nach Patentanspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass die Dichtheit des Lagerbehälters durch Überwachung der Anwesenheit des im Lagerbehälter vorhandenen Schutzgases in der Kühlluft kontrolliert wird.
8. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Einrichtung folgende Teile umfasst: einen Transportbehälter (17); einen in diesen einschliessbaren, hermetisch verschliessbaren Lagerbehälter (7) für die radioaktiven Materialien; einen Betonschacht (18) zur Aufnahme des Transportbehälters (17) beim Entladen des Lagerbehälters (7); einen Schutzbehälter (20) zur Aufnahme und Überführung des Lagerbehälters (7) vom Betonschacht 18 zur Lagerstelle (41) und mindestens ein Betonsilo (12) zur Aufnahme der Lagerbehälter (7) für die Lagerung.
9. Einrichtung nach Patentanspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass der aus einem massiven Stahlzylinder (31) beste hende, aus einem Stück geschmiedete mittlere Teil (31) des Transportbehälters (17) seitlich mit Kühlrippen (34) versehen ist und der Transportbehälter an beiden Enden wegnehmbare Stossdämpfer (16) aufweist.
10. Einrichtung nach Patentanspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass der einen rostfreien Stahlmantel (36) aufweisende Lagerbehälter (7) mit einem Deckel (1) hermetisch verschliessbar ist, dass am Deckel (1) und am Mantelflansch (38) je eine umlaufende Lippe (3) angeordnet ist, und dass diese
Lippen (3) miteinander verschweissbar sind.
11. Einrichtung nach Patentanspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass der Lagerbehälter an beiden Enden, sowie am Aussenumfang mit Rippen (4 und 5) versehen ist.
12. Einrichtung nach Patentanspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass im Innern des Lagerbehälters Borstahlkästen (11) angeordnet sind zur Aufnahme der radioaktiven Materialien.
13. Einrichtung nach Patentanspruch 12, dadurch gekennzeichnet, dass der Raum zwischen den Borstahlkästen (11) mit Leichtmetall-Gusskörpern (10) aufgefüllt ist.
14. Einrichtung nach Patentanspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass der Deckel (1) des Lagerbehälters zusätzlich mit dem Stahlmantel (36) verschraubbar ist, und dass der Lagerbehälter (7) mit einem Schutzgas unter Überdruck füllbar ist.
15. Einrichtung nach Patentanspruch 11, dadurch gekennzeichnet, dass der Betonsilo (12) mit inneren Rippen (25) versehen ist, welche zwischen die Rippen (4) des Lagerbehälters (7) hineinragen.
16. Einrichtung nach Patentanspruch 15, dadurch gekennzeichnet, dass der Lagerbehälter (7) im Betonsilo (12) durch Kühlluft gekühlt ist.
17. Einrichtung nach Patentanspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass oberhalb der Betonsilo (12) ein Rohrgitter (26) zur Führung der Kühlluft angeordnet ist, dass das Rohrgitter mit einem Schutzgasdetektor (40) in Verbindung steht, und dass mittels eines Abtastkontrollgerätes (43) und durch letzteres betätigbare Ventile (44) die Kühlluft irgendeines der Betonsilo (12) selektiv dem Schutzgasdetektor (40) zuführbar ist.
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Transport und zur Lagerung von radioaktiven Materialien, insbesondere von Reaktorbrennelementen, sowie eine Einrichtung zur Durchführung dieser Verfahren.
Das Verfahren wird hauptsächlich für die Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente vor der Wiederaufbereitung verwendet. Für die Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente sind schon verschiedene Lösungen vorgeschlagen worden. So ist es bekannt, die Brennelemente nass in einem Bekken zu lagern oder sie in Transportbehältern unterzubringen.
Im ersten Fall muss das Brennelementlager des Reaktors entweder zu diesem Zweck vergrössert, oder eine gleichwertige Lagereinrichtung an einem geeigneten Ort aufgebaut werden.
An solche Lager werden bezüglich Sicherheit, Überwachung und Handhabung die gleichen strengen Sicherheitsanforderungen gestellt, wie beim Reaktor selber. Im zweiten Fall gewährleisten die Transportbehälter bereits selber eine hinreichende Sicherheit. Sie werden an der Lagerstelle auch nicht geöffnet, so dass entsprechende separate Sicherheitsvorkehrungen an der Lagerstelle eingespart werden können. Müssen aber eine grössere Anzahl Brennelemente gelagert werden, so fallen die Investitionskosten der teuren Transportbehälter stark ins Gewicht.
Es sollte also eine Methode gefunden werden, welche die relativ kompakte Lagerung der abgebrannten Brennelemente gestattet, ohne dass beim Lager grosse Kosten an Einrichtungen für die Überwachung und Handhabung entstehen würden.
und ohne dass eine grosse Zahl teurer Transportbehälter benützt werden müsste.
Das erfindungsgemässe Verfahren erfüllt diese Anforde
rungen. Es zeichnet sich dadurch aus, dass die radioaktiven Materialien in einen hermetisch verschliessbaren, aus chemisch beständigem Material hergestellten Lagerbehälter seinerseits in einen mechanischen, thermischen und Strahlungsschutz gewährleistenden Transportbehälter eingesetzt wird, dass letzterer zu einer Lagerstelle transportiert wird, und dass an der Lagerstelle der Lagerbehälter aus dem Transportbehälter entfernt und zur Lagerung in einem den Strahlungsschutz gewährleistenden Betonsilo eingebracht wird.
Da die Brennelemente nicht einzeln gehandhabt werden müssen, sondern quasi in vorverpackter Form, vorzugsweise hermetisch eingeschweisst im rostfreien Stahlzylinder zum Lager transportiert und hier aufbewahrt werden, ist die Aktivitätsüberwachung wesentlich einfacher.
Diese vereinfachten Lagerbehälter können leicht und preisgünstig hergestellt werden, da sie die sicherheits- und strahlungstechnischen Anforderungen während des Transportes für sich allein nicht erfüllen müssen. Für den Transport werden sie im Transportbehälter verpackt, der die sicherheitstechnischen Anforderungen optimal erfüllt. Die Brennelemente werden also in der Nähe des Reaktors in die Lagerbehälter gefüllt, worauf letztere vorzugsweise verschweisst werden und ihrerseits in die Transportbehälter geladen werden.
Nach dem Transport ins Zwischenlager werden die Transportbehälter geöffnet, damit die Lagerbehälter ausgeladen und zum eigentlichen Lagerort, einem Betonsilo, gebracht werden können. Während dieser Manipulation muss der Lagerbehälter mit einem provisorischen Strahlenschutzschild versehen werden, was zweckmässigerweise durch Verwendung eines Schutzbehälters gewährleistet wird.
Die Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemässen Verfahrens umfasst folgende Teile: einen Transportbehälter; einen in diesen einschliessbaren, hermetisch verschliessbaren Lagerbehälter für die radioaktiven Materialien; einen Betonschacht zur Aufnahme des Transportbehälters beim Entladen des Lagerbehälters; einen Schutzbehälter zur Aufnahme und Überführung des Lagerbehälters vom Betonschacht zur Lagerstelle und mindestens ein Betonsilo zur Aufnahme der Lagerbehälter für die Lagerung.
Der wichtigste Bestandteil der erfindungsgemässen Einrichtung ist der Lagerbehälter. Er muss, zusammengefasst, die folgenden Bedingungen erfüllen: - einfach und billig sein - hermetisch verschliessbar und nichtrostend sein - im Transportbehälter Platz haben - mit einem temporären Strahlungsschutzschild versehen werden können - die Wärmeabgabe an die Umgebung gewährleisten
Nachfolgend wird anhand der Zeichnungen ein Ausführungsbeispiel der Erfindung näher erläutert.
Es zeigen:
Fig. 1 einen Längsschnitt durch einen Transportbehälter mit darin untergebrachtem Lagerbehälter,
Fig. 2 einen Querschnitt nach der Linie II-II durch den Transportbehälter und den Lagerbehälter gemäss Fig. 1,
Fig. 3 schematisch den Transportbehälter, der für das Entladen des Lagerbehälters vorbereitet wird,
Fig. 4 schematisch den in einen Betonschacht hineingesetzten Transportbehälter und den auf letzteren aufgesetzten Schutzbehälter,
Fig. 5 schematisch das Herausheben des Lagerbehälters aus dem Transportbehälter und das Hineinziehen des Lagerbehälters in den Schutzbehälter,
Fig. 6 schematisch den auf den zylindrischen Silo des Zwischenlagers aufgesetzten Schutzbehälter und das Absenken des Lagerbehälters,
Fig. 7 schematisch den im Zwischenlager untergebrachten Lagerbehälter,
Fig.
8 schematisch eine andere Ausführungsvariante eines Zwischenlagers mit darin plazierten Lagerbehälter,
Fig. 9 einen Querschnitt durch einen Silo mit darin platzierten Lagerbehälter und
Fig. 10 einen Heliumdetektor zur Kontrolle der Dichtheit der Lagerbehälter.
Der in der Fig. 1 dargestellte Transportbehälter 17 besteht aus einem massiven Stahlzylinder 31, der eine hinreichende Abschirmung gegenüber Gammastrahlen gewährleistet. Der Transportbehälter 17 wird in einem Stück geschmiedet, so dass zwischen dem Stahlzylinder 31 und dem Behälterboden 32 nur eine einzige Schweissnaht 33 erforderlich ist.
Ausserhalb des Stahlzylinders 31 sind Kühlrippen 34 angeordnet. Der Transportbehälter 17 ist mit einem sabotagesicheren und dicht schliessenden Deckel 19 verschlossen. Zur Handhabung des Behälters 17 sind an verschiedenen Stellen Tragzapfen 35 angebracht und an beiden Enden des Behälters 17 sind abnehmbare Stossdämpfer 16 montiert.
Beim beschriebenen Transportbehälter handelt es sich um eine Ausführung, die normalerweise mit 12 Brennelementen beladen werden kann. Im vorliegenden Fall wird jedoch der Transportbehälter mit einem Lagerbehälter beladen. Dieser Lagerbehälter 7 weist einen rostfreien Stahlmantel 36 auf für sieben Druckwasserreaktorbrennelemente. Die Wanddicke des Mantels beträgt etwa 15mm. Der Deckel 1 des Lagerbehälter 1 ist mittels Schrauben 2 auf dem Mantel befestigt. Die vorstehenden Lippen 3 zwischen dem Deckelflansch 37 und dem Mantelflansch 38 sind miteinander verschweisst. Über die Länge des Lagerbehälters sind Rippen 4 angebracht, die die Wärmeabgabe an die Transportbehälter beziehungsweise an die Umgebung gewährleisten. Am Boden 39 und am Deckel 1 sind Stahlrippen angeschweisst, die versteifend wirken und ebenfalls der Wärmeabgabe dienen.
Alle Rippen 4, 5 wirken ausserdem zusätzlich als Stossdämpfer bei einem Unfall.
Während des Verschweissens der Lippen 3 ist der Deckel 1 noch nicht am Mantel 36 angeschraubt, damit die Schraubenbolzen 2 die Schweissung nicht behindern. Nach Aufsetzen des Deckels 1 wird der Behälter 7 zuerst durch das Ventil 6 evakuiert. Der Aussendruck presst den Deckel 1 auf den Mantelflansch 38. Eine Dichtung 9 hilft das Vakuum aufrechtzuerhalten.
Nach dem Verschweissen der Lippen 3 werden die Schrauben 2 angebracht und angezogen. Der Behälter wird mit Helium bei einem Druck von ca. 7 atü abgepresst und die Dichtheit des Behälters wird mit Helium-Detektoren 40 (Fig.
10) kontrolliert. Der Überdruck im mit Helium gefüllten Behälter wird belassen und über das Füllventil 6 wird ein Abschlussdeckel 8 aufgeschweisst. Der unter Druck stehende Lagerbehälter 7 ist damit hermetisch verschlossen.
Sollte der Lagerbehälter wieder geöffnet werden, sei es weil er undicht geworden ist oder weil die Brennelemente der Wiederaufbereitung zugeführt werden sollen, so werden die beschriebenen Operationen in der umgekehrten Reihenfolge ausgeführt. Der Verschlussdeckel 8 wird nach dem Abschleifen der Schweissnaht entfernt, der Heliumdruck aus dem Behälter abgelassen und das Vakuum hergestellt. Anschliessend werden die Schrauben 2 entfernt und die Lippenschweissung 3 wird abgeschliffen.
Da der Lagerbehälter selber keinen hinreichenden Schutz gegen die Gamma-Strahlen gewährleistet, müssen alle Operationen beim Verschluss und beim Öffnen fernbedient erfolgen können.
Im Lagerbehälter sind die Brennelemente mit Borstahlkästen 11 umgeben. Normalerweise ist der Lagerbehälter immer trocken, aber der Abstand zwischen den Kästen 11 und ihr Borgehalt gewährleisten die hinreichende Unterkritikalität auch beim Füllen mit Wasser. Der Raum zwischen den Kästen 11 ist mit scheibenförmigen Aluminium-Gusskörpern 10 aufgefüllt. Diese Aluminium-Gusskörper geben der Konfigura tion beim Unfall eine grosse Stabilität, sie bremsen etwas die schnellen Neutronen, absorbieren etwas von den Gammastrahlen und leiten die Nachzerfallswärme der Brennelemente an die Lagerbehälterwandung ab.
Das Beladen und das Verschliessen des Lagerbehälters muss in geschützten und kontrollierten Räumen vorgenommen werden, am besten unmittelbar in der Nähe des Reaktors. Hier müssen auch die notwendigen fernbedienbaren Geräte vorhanden sein. Die Abmessungen des Lagerbehälters für sieben Druckwasserreaktorbrennelemente sind so gewählt, dass er im üblichen Transportbehälter, der normalerweise für 12 Brennelemente Platz hat, gerade hineinpasst. Der Lagerbehälter wird also in den Transportbehälter geladen und zum Zwischenlager transportiert. Während des Transportes werden alle sicherheitstechnischen Vorschriften und Anforderungen, wie mechanische Festigkeit, thermische Eigenschaften und Strahlungsschutzbedingungen vom Transportbehälter erfüllt.
Das eigentliche Zwischenlager besteht aus einer Betonplatte 41, in welche zylindrische Vertiefungen, die Silos 12 für die Lagerbehälter 7 eingelassen sind (Fig. 6, 7). Die Innenwände der Silos 12 sind zweckmässig mit einer Stahlauskleidung umhüllt.
Die Kühlung der Lagerbehälter erfolgt durch freie Konvektion der Umgebungsluft. Die Zufuhr der Frischluft erfolgt durch Kanäle 13 unterhalb der Lagerposition. Die erwärmte Luft steigt durch Schikanen 14, welche das Austreten der Gammastrahlen verhindern, durch den Betondeckel 15 ins Freie.
Die verschiedenen Stufen für das Entladen des Lagerbehälters aus dem Transportbehälter bis zum Plazieren im Zwischenlager sind in den Figuren 3 bis 6 veranschaulicht. Nach der Entfernung der Stossdämpfer 16 und der Deckelbefestigung wird der Transportbehälter 17 in einen Betonschacht 18 hinuntergelassen (Fig. 4). Jetzt wird der Deckel 19 abgehoben und aus dem Silo entfernt, so dass der Schutzbehälter 20 auf den Transportbehälter 17 gestellt werden kann. Nach seitlichem Herausziehen des Versclrlussschiebers 21 aus dem Schutzbehälter 20, wird eine Hebeplatte 2, die im Innern des Schutzbehälters angeordnet ist, hinuntergelassen und durch Drehen mit den Hebelaschen 23 des Lagerbehälters 7 verhenkt. Der Lagerbehälter 7 wird in den Schutzbehälter 20 hochgezogen und der Verschlussschieber 21 wieder hineingestossen.
Der Schutzbehälter 20 schützt hinreichend gegen die Strahlung aus dem Lagerbehälter 7, so dass er aus dem Betonschacht 18 gehoben werden kann. Der Schutzbehälter wird dann zur Lagerstelle transportiert. Dort angelangt, wird er über die Öffnung des Silos 12 auf einen Zwischenring 24 abgesetzt. Der Verschlussschieber 21 wird wieder herausgezogen und der Lagerbehälter 7 in den Silo 12 hinuntergelassen (Fig.
6). Die Hebeplatte 22 wird durch Verdrehen entkoppelt und der Schutzbehälter 20 wird zusammen mit dem Zwischenring 24 entfernt. Letzterer dient dazu, den Lagerbehälter beim Absinken in den Silo zu führen.
Die Position des Lagerbehälters 7 im Silo 12 wird durch Längsrippen 25a der Auskleidung 25 gesichert, welche die im Beton entstehende Wärme an die Luftströmung abgeben. Die restliche im Beton entstehende Wärme wird durch zusätzliche frei zirkulierende Kühlluft in den Kanälen 28 an die Umgebung abgegeben. Das Kühlsystem verhindert einen unzulässigen Temperaturanstieg und die damit verbundene Dehydration des Betons.
Eine Umweltbelastung durch das Zwischenlager ist auf drei verschiedene Arten möglich: durch direkte Strahlung, durch Undichtheit der Brennstoffumhüllung kombiniert mit Beschädigung oder Undichtheit der Lagerbehälter und durch Aktivierung der Kühlluft durch die schnellen Neutronen.
Gegen die direkte Strahlung (primäre Gammastrahlung, Neutronenstrahlung und sekundäre Gammastrahlung nach Neutroneneinfang) bildet die dicke Betonwand mit Borzusatz eine hinreichende Barriere. Die Dichtheit der Lagerbehälter wird durch das Überwachungssystem mit Heliumdetektoren kontrolliert. Die Aktivierung der Luft kann weitgehend ungefährlich gehalten werden, wenn die Staubfreiheit der kalten Zuluft gewährleistet ist. Somit können keine Staubpartikel am Lagerbehälter abgelagert, dort aktiviert und wieder von der Kühlluft mitgerissen werden.
Das Zwischenlager inklusive die Krananlagen können mit einer gewöhnlichen Halle überdeckt werden, welche den freien Austritt der Warmluft nicht behindern, aber den gewöhnlichen Schutz gegen atmosphärische Bedingungen (Seitenwinde mit Staubzufuhr, Regen, Schnee) gewährleisten soll. Die massive Betonkonstruktion des Zwischenlagers bietet gegen alle mechanischen Einwirkungen (Erdbeben, Flugzeugabsturz usw.) hinreichend Schutz.
Wie bereits erwähnt worden ist, wird die Dichtheit der Lagerbehälter mit einem Heliumdetektor kontrolliert. Ein Gitter 26 von Plasticrohren ist über die Betondeckel 15 der Betonsilo 12 verlegt. Je eine Abzweigung aus den Rohren in beiden Richtungen dringt in die Luftaustrittsöffnungen der Betondek kel 15 hinein, ohne aber den freien Luftaustritt zu beeinträchtigen. Ein zentrales Sauggebläse 27 sorgt für ständigen Unterdruck in den Rohren.
Ein Abtastkontrollgerät 43 öffnet periodisch der Reihe nach je eines der Ventile 44 gegen die Saugpumpe 27 des Heliumdetektors 40 hin. Innerhalb eines Abtastzyklus kann somit ein defekter Lagerbehälter festgestellt werden. Ein solcher Behälter muss aus dem Silo entfernt werden und zum Be- bzw.
Entladeort zurücktransportiert werden. Leckage aus einem Lagerbehälter bedeutet noch keinen Aktivitätsaustritt, da im Zwischenlager unbeschädigte Brennelemente gelagert sind.
Die Heliumfüllung der Lagerbehälter schliesst jede chemische Beschädigung der Brennelemente während der Lagerzeit aus.
Der Brennstoff ist somit durch eine doppelte mechanische Barriere geschützt. Die zweite rein mechanische Barriere kann jedoch leicht zu einer weiteren Barriere gegen Stoffaustausch ausgebaut werden. Bei dieser Variante gemäss Fig. 8 sind die Luftkanäle im Deckel 15 weggelassen. Der Kühlluftstrom des Lagerbehälters, zusammen mit der Kühlluft des Betons aus den Kanälen 28 zirkuliert in einem geschlossenen Kreislauf.
Die Rückkühlung erfolgt in zusätzlichen vertikalen Schächten 29 mit vertikalen Wärmerohren 30 mit oben angeordneten Wärmeaustauschern 45. Der Austritt der zirkulierenden Luft in die über dem Lager befindliche Werkhalle wird durch die Absauggebläse 27 des einen Unterdruck erzeugenden Leckageüberwachungssystems vermieden.
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PATENT CLAIMS
1. A method for the transport and storage of radioactive materials, in particular reactor fuel elements, characterized in that the radioactive materials are enclosed in a hermetically sealable storage container made of chemically resistant material, that the storage container itself in a mechanical, thermal and radiation protection transport container is used that the latter is transported to a storage location, and that the storage container is removed from the storage location at the storage location and placed in a concrete silo that ensures radiation protection.
2. The method according to claim 1, characterized in that after the introduction of the radioactive materials ir the lid of the transport container is placed on this and it is placed under vacuum via a valve, that then two circumferential lips located between the lid and the container opening are welded together, the cover is then additionally screwed to the container, and the latter is then pressed off with a protective gas under excess pressure.
3. The method according to claim 1, characterized in that for removing the storage container from the transport container the latter is sunk into a concrete shaft, that a protective container is placed on the concrete shaft after lifting the transport container cover, and that the protective container is opened at the bottom and the storage container in the Protective container is lifted in, whereupon the latter is closed again.
4. The method according to claim 3, characterized in that for transferring the storage container into the concrete silo, the protective container loaded with the storage container is lifted from the concrete shaft and placed on the opening of the concrete silo, and that the storage container is then lowered into the concrete silo, whereupon the protective container removed and the concrete silo is closed by a lid.
S.Verfahren according to claim 1, characterized in that the storage container in the concrete silo is cooled by a natural convection flow of air.
6. The method according to claim 1, characterized in that for cooling the storage container cooling air is circulated, which is cooled by a heat pipe, which dissipates the heat to the outside.
7. The method according to claim 2, characterized in that the tightness of the storage container is controlled by monitoring the presence of the protective gas present in the storage container in the cooling air.
8. Device for performing the method according to claim 1, characterized in that the device comprises the following parts: a transport container (17); a storage container (7) for the radioactive materials which can be hermetically sealed in this container; a concrete shaft (18) for receiving the transport container (17) when unloading the storage container (7); a protective container (20) for receiving and transferring the storage container (7) from the concrete shaft 18 to the storage location (41) and at least one concrete silo (12) for accommodating the storage container (7) for storage.
9. Device according to claim 8, characterized in that the existing from a solid steel cylinder (31) existing, forged from one piece central part (31) of the transport container (17) is laterally provided with cooling fins (34) and the transport container at both ends has removable shock absorbers (16).
10. Device according to claim 8, characterized in that the stainless steel jacket (36) having storage container (7) with a lid (1) can be hermetically sealed, that on the lid (1) and on the jacket flange (38) each have a circumferential lip ( 3) is arranged and that this
Lips (3) can be welded together.
11. Device according to claim 10, characterized in that the storage container is provided at both ends and on the outer circumference with ribs (4 and 5).
12. Device according to claim 10, characterized in that inside the storage container boron steel boxes (11) are arranged for receiving the radioactive materials.
13. Device according to claim 12, characterized in that the space between the boron steel boxes (11) is filled with light metal castings (10).
14. Device according to claim 10, characterized in that the lid (1) of the storage container can additionally be screwed to the steel jacket (36) and that the storage container (7) can be filled with a protective gas under excess pressure.
15. Device according to claim 11, characterized in that the concrete silo (12) is provided with inner ribs (25) which protrude between the ribs (4) of the storage container (7).
16. Device according to claim 15, characterized in that the storage container (7) in the concrete silo (12) is cooled by cooling air.
17. Device according to claim 16, characterized in that a pipe grille (26) for guiding the cooling air is arranged above the concrete silo (12), that the pipe grille is connected to a protective gas detector (40), and that by means of a scanning control device (43) and by means of the latter actuable valves (44) the cooling air of any one of the concrete silos (12) can be selectively fed to the protective gas detector (40).
The invention relates to a method for transporting and storing radioactive materials, in particular reactor fuel elements, and to a device for carrying out these methods.
The process is mainly used for the intermediate storage of spent fuel elements before reprocessing. Various solutions have already been proposed for the interim storage of irradiated fuel elements. It is known, for example, to store the fuel assemblies wet in a basin or to store them in transport containers.
In the first case, the fuel assembly of the reactor must either be enlarged for this purpose, or an equivalent storage facility must be set up at a suitable location.
Such bearings are subject to the same strict safety requirements with regard to safety, monitoring and handling as for the reactor itself. In the second case, the transport containers themselves already ensure adequate security. They are also not opened at the storage location, so that corresponding separate safety precautions can be saved at the storage location. However, if a larger number of fuel elements have to be stored, the investment costs of the expensive transport containers are significant.
A method should therefore be found which allows the spent fuel elements to be stored in a relatively compact manner, without the facility having to incur high costs for monitoring and handling facilities.
and without having to use a large number of expensive transport containers.
The method according to the invention fulfills this requirement
stanchions. It is characterized in that the radioactive materials are in turn placed in a hermetically sealable storage container made of chemically resistant material in a transport container that ensures mechanical, thermal and radiation protection, that the latter is transported to a storage location, and that the storage containers are made at the storage location removed from the transport container and placed in a concrete silo that provides radiation protection for storage.
Since the fuel elements do not have to be handled individually, but rather transported in a pre-packaged form, preferably hermetically sealed in a stainless steel cylinder, and stored here, the activity monitoring is much easier.
These simplified storage containers can be manufactured easily and inexpensively, since they do not have to meet the safety and radiation requirements during transport by themselves. For transport, they are packaged in a transport container that optimally fulfills the safety requirements. The fuel assemblies are therefore filled into the storage containers in the vicinity of the reactor, whereupon the latter are preferably welded and in turn loaded into the transport containers.
After transport to the interim storage facility, the transport containers are opened so that the storage containers can be unloaded and taken to the actual storage location, a concrete silo. During this manipulation, the storage container must be provided with a provisional radiation protection shield, which is expediently ensured by using a protective container.
The device for carrying out the method according to the invention comprises the following parts: a transport container; a hermetically closable storage container for the radioactive materials which can be sealed in this; a concrete shaft for receiving the transport container when unloading the storage container; a protective container for receiving and transferring the storage container from the concrete shaft to the storage location and at least one concrete silo for receiving the storage container for storage.
The most important component of the device according to the invention is the storage container. In summary, it must meet the following conditions: - be simple and cheap - hermetically sealable and rustproof - have space in the transport container - can be provided with a temporary radiation protection shield - ensure that heat is released to the surroundings
An exemplary embodiment of the invention is explained in more detail below with reference to the drawings.
Show it:
1 shows a longitudinal section through a transport container with a storage container housed therein,
2 shows a cross section along the line II-II through the transport container and the storage container according to FIG. 1,
3 schematically shows the transport container which is being prepared for unloading the storage container,
4 schematically shows the transport container placed in a concrete shaft and the protective container placed on the latter,
5 schematically shows the lifting of the storage container from the transport container and the pulling of the storage container into the protective container,
6 schematically shows the protective container placed on the cylindrical silo of the intermediate storage and the lowering of the storage container,
7 schematically shows the storage container accommodated in the interim storage facility,
Fig.
8 schematically shows another embodiment variant of an intermediate storage with a storage container placed therein,
Fig. 9 shows a cross section through a silo with storage containers placed therein
Fig. 10 shows a helium detector for checking the tightness of the storage container.
The transport container 17 shown in Fig. 1 consists of a solid steel cylinder 31 which ensures adequate shielding against gamma rays. The transport container 17 is forged in one piece, so that only a single weld 33 is required between the steel cylinder 31 and the container base 32.
Cooling fins 34 are arranged outside the steel cylinder 31. The transport container 17 is closed with a tamper-proof and tightly closing lid 19. To handle the container 17, support pins 35 are attached at various points and removable shock absorbers 16 are mounted on both ends of the container 17.
The transport container described is a version that can normally be loaded with 12 fuel elements. In the present case, however, the transport container is loaded with a storage container. This storage container 7 has a stainless steel jacket 36 for seven pressurized water reactor fuel elements. The wall thickness of the jacket is about 15mm. The lid 1 of the storage container 1 is fastened to the jacket by means of screws 2. The protruding lips 3 between the cover flange 37 and the jacket flange 38 are welded together. Ribs 4 are attached over the length of the storage container, which ensure the heat emission to the transport container or to the environment. Steel ribs are welded to the bottom 39 and to the lid 1, which have a stiffening effect and also serve to emit heat.
All ribs 4, 5 also act as shock absorbers in the event of an accident.
During the welding of the lips 3, the cover 1 is not yet screwed onto the jacket 36, so that the screw bolts 2 do not hinder the welding. After putting on the lid 1, the container 7 is first evacuated through the valve 6. The external pressure presses the cover 1 onto the jacket flange 38. A seal 9 helps to maintain the vacuum.
After welding the lips 3, the screws 2 are attached and tightened. The container is pressed out with helium at a pressure of approx. 7 atm and the tightness of the container is checked with helium detectors 40 (FIG.
10) controlled. The overpressure in the container filled with helium is left and an end cover 8 is welded on via the filling valve 6. The pressurized storage container 7 is thus hermetically sealed.
If the storage container is opened again, be it because it has leaked or because the fuel elements are to be reprocessed, the operations described are carried out in the reverse order. The closure cover 8 is removed after the weld seam has been ground off, the helium pressure is released from the container and the vacuum is established. The screws 2 are then removed and the lip weld 3 is ground off.
Since the storage container itself does not guarantee adequate protection against the gamma rays, all operations when closing and opening must be carried out remotely.
The fuel elements are surrounded by boron steel boxes 11 in the storage container. The storage container is normally always dry, but the distance between the boxes 11 and their boron content ensure the sufficient subcriticality even when filling with water. The space between the boxes 11 is filled with disc-shaped cast aluminum bodies 10. These cast aluminum bodies give the configuration great stability in the event of an accident, they slow down the fast neutrons somewhat, absorb some of the gamma rays and dissipate the decay heat of the fuel elements to the storage container wall.
The loading and closing of the storage container must be carried out in protected and controlled rooms, ideally in the immediate vicinity of the reactor. The necessary remote-controlled devices must also be available here. The dimensions of the storage container for seven pressurized water reactor fuel elements are selected so that they fit straight into the usual transport container, which normally has space for 12 fuel elements. The storage container is thus loaded into the transport container and transported to the interim storage facility. During transport, all safety-related regulations and requirements such as mechanical strength, thermal properties and radiation protection conditions are met by the transport container.
The actual intermediate storage consists of a concrete slab 41, in which cylindrical recesses, the silos 12 for the storage containers 7 are embedded (FIGS. 6, 7). The inner walls of the silos 12 are expediently covered with a steel lining.
The storage containers are cooled by free convection of the ambient air. The fresh air is supplied through channels 13 below the storage position. The heated air rises through baffles 14, which prevent the gamma rays from escaping, through the concrete cover 15 to the outside.
The different stages for unloading the storage container from the transport container to placing it in the intermediate storage are illustrated in FIGS. 3 to 6. After the shock absorbers 16 have been removed and the cover fastened, the transport container 17 is lowered into a concrete shaft 18 (FIG. 4). Now the lid 19 is lifted off and removed from the silo, so that the protective container 20 can be placed on the transport container 17. After the closing slide 21 has been pulled out of the protective container 20 from the side, a lifting plate 2, which is arranged in the interior of the protective container, is lowered and, by turning, is lifted with the lifting tabs 23 of the storage container 7. The storage container 7 is pulled up into the protective container 20 and the closing slide 21 is pushed in again.
The protective container 20 provides sufficient protection against the radiation from the storage container 7 so that it can be lifted out of the concrete shaft 18. The protective container is then transported to the storage location. Once there, it is placed on an intermediate ring 24 via the opening of the silo 12. The slide valve 21 is pulled out again and the storage container 7 is lowered into the silo 12 (FIG.
6). The lifting plate 22 is decoupled by twisting and the protective container 20 is removed together with the intermediate ring 24. The latter serves to guide the storage container into the silo when it sinks.
The position of the storage container 7 in the silo 12 is secured by longitudinal ribs 25a of the lining 25, which give off the heat generated in the concrete to the air flow. The remaining heat generated in the concrete is given off to the environment by additional freely circulating cooling air in the channels 28. The cooling system prevents an inadmissible temperature rise and the associated dehydration of the concrete.
Environmental pollution from the interim storage facility is possible in three different ways: through direct radiation, through leaks in the fuel jacket combined with damage or leaks in the storage containers and through activation of the cooling air by the fast neutrons.
The thick concrete wall with added boron forms a sufficient barrier against direct radiation (primary gamma radiation, neutron radiation and secondary gamma radiation after neutron capture). The tightness of the storage containers is controlled by the monitoring system with helium detectors. The activation of the air can be kept largely harmless if the cold supply air is free of dust. This means that no dust particles can be deposited on the storage container, activated there and then carried away by the cooling air.
The interim storage facility, including the crane systems, can be covered with an ordinary hall, which should not hinder the free escape of warm air, but should ensure normal protection against atmospheric conditions (cross winds with dust, rain, snow). The massive concrete structure of the interim storage facility offers sufficient protection against all mechanical influences (earthquake, plane crash, etc.).
As has already been mentioned, the tightness of the storage containers is checked with a helium detector. A grid 26 of plastic pipes is laid over the concrete cover 15 of the concrete silo 12. One branch each from the tubes in both directions penetrates into the air outlet openings of the concrete cover 15 without, however, impairing the free air outlet. A central suction fan 27 ensures constant negative pressure in the tubes.
A scanning control device 43 periodically opens one of the valves 44 against the suction pump 27 of the helium detector 40 one after the other. A defective storage container can thus be found within a scanning cycle. Such a container must be removed from the silo and used for loading or
Unloading location to be transported back. Leakage from a storage container does not mean that there is no activity, since undamaged fuel elements are stored in the interim storage facility.
The helium filling of the storage containers prevents any chemical damage to the fuel elements during the storage period.
The fuel is thus protected by a double mechanical barrier. However, the second purely mechanical barrier can easily be expanded to a further barrier against mass transfer. In this variant according to FIG. 8, the air channels in the cover 15 are omitted. The cooling air flow of the storage container, together with the cooling air of the concrete from the channels 28, circulates in a closed circuit.
The recooling takes place in additional vertical shafts 29 with vertical heat pipes 30 with heat exchangers 45 arranged at the top. The escape of the circulating air into the workshop located above the warehouse is avoided by the suction fans 27 of the leakage monitoring system which generates a vacuum.