CN1115586A - 废核燃料运输与贮存用的屏蔽罐 - Google Patents
废核燃料运输与贮存用的屏蔽罐 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1115586A CN1115586A CN94190771A CN94190771A CN1115586A CN 1115586 A CN1115586 A CN 1115586A CN 94190771 A CN94190771 A CN 94190771A CN 94190771 A CN94190771 A CN 94190771A CN 1115586 A CN1115586 A CN 1115586A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- shell
- container
- cylinder ear
- mentioned
- annular
- 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.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
- G21F5/008—Containers for fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/08—Shock-absorbers, e.g. impact buffers for containers
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Gasket Seals (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (AREA)
Abstract
一种用来运输和短期贮存废核燃料的罐,罐的构件壳定出一个纳置废核燃料用的空腔,此壳包括分别由第一、第二种金属形成的上、下壳部。第一种金属的承重强度较第二种的高。上壳部上由安装在固定于其上的套中的筒耳界定出一支承面。每个筒耳确定一个可与其结合供升降罐用的支承突起件,而使罐升降时的拉伸与剪切载荷从筒耳转移到上述套上,从而转移到该上壳部上。壳的上下均有可松释的封闭板,壳的外围有中子辐射吸收屏蔽罩。
Description
本发明涉及运输与短期贮存废核燃料用的容器。
随着核能实用性工业的成熟,越来越多地需要有更广的贮存空间来安全地盛放废核燃料。近年来为贮存废核燃料所开发的一种方法是在水平贮存单元中作干式贮存,这些单元是一些屏蔽的贮槽,其中贮存着已集装箱化的废核燃料并对其定时监测。废核燃料棒水平单元型干式贮存的一种传统方法已公开于Fisher等人的美国专利4780269号中。
废核燃料干式贮存的一种基本方法是将干式的屏蔽小罐置放于一屏蔽的运输罐中。这种小罐与罐注满去离子水后向下放到一个盛有废核燃料的水池中。然后将废核燃料组件放入小罐内,并使一端塞就位来封闭此小罐。再将小罐与罐从池中取出,把水排出并干燥之。罐的外部经去污染处理,随后用封闭板将其封闭。此时即把这一封闭的运输罐放到一拖车上并用系固装置固定。
此运输拖车将上述罐载运到水平干式贮存单元的视距范围内。将罐打开并与干式贮存单元的入口相连接。然后借助一个例如从入口的相对端部通过干式贮存单元的活塞使小罐经此入口进到打开的罐内。至此可将小罐紧固并拉进干式贮存单元内,这以后即把入口与通道孔两者都封闭。
上述方法的关键在于防止污染以及将小罐内的废核燃料从原先的贮存池运送到最终的干式水平贮存地点。输送罐必须构制成具有适当的结构强度,并使其屏蔽成既能从实质上保护其中干式屏蔽的小罐,又能提供生态的屏蔽使得在小罐转移作业中的个人辐射剂量减到最低限度。
在小罐的转运过程中,上述罐必须能经受住任何可以预见的冲击,例如因罐从输送拖车上意外掉下或是暴露在龙卷风或其它自然灾害下时。在美国,联邦法规所列出的这种运输罐必须满足的要求,记明在10.C.F.R.72(包括子部G)、以及10.C.F.R.71与10.C.F.R.50中。具体地说,这种罐必须能经受从30英寸高坠落到一实质上不屈服的水平表面上时的冲击而不会有结构损伤。而且,即使是结构受损,也不能允许罐内的物质外泄。
为此,重要的是设计出具有高度结构完整性的罐。于此同时,需要在任何给定时刻使罐内可以运输的废核燃料最大化,同时需要将构造这种罐的成本降到最少。从强度上考虑,固然要用较厚的金属或其它材料件来构制这种罐,但这样的结果有可能减少罐内可以运输的废核燃料数量。罐的外部尺寸则受到如下的种种约束条件的限制,例如已装载的罐的总重,以及使罐通过隧道、桥下与立体交叉交通结构下所需的间隙,等等。
当前,通常的罐是由防侵蚀的抛光过的奥氏体不锈钢,例如304不锈钢构制成。但这种不锈钢的强度受到限制,有可能在高应力下断裂。为了克服这种潜在的缺点,上述通常的罐是用较厚的金属件制成,还必须用角撑板或其它加强件加强。此外,罐上的在运输中受到力影响的部位还需用焊合到罐结构上的另外的金属板加强。
上述这种通常的罐例如是在它的筒形结构的外壳上,于径向相对的位置处装配上直接焊合的或以螺栓连接的筒耳。这些筒耳由钩钩牢,用作罐在运输过程中升降用的支点。由于在使用中有应力从筒耳传递到罐结构上,一般要在筒耳的周围区域上焊接另外的金属板进行加强。
筒耳本身一般是通过直接地焊合或由螺栓连接到罐壳而永久性地固定于其上。焊合时,焊接接头在罐的升降中会受到显著应力的影响。在用螺栓将筒耳定位时,螺栓会在罐的升降中受到极大的剪切载荷与拉伸载荷的影响。从而筒耳还必须大大地加强来经受这类载荷结果导致罐的重量与总体尺寸增加,而因此减小了废核燃料的可包容量并加大了制造成本。
在把弹性(例如O环)密封件或金属密封件用作密封接头时,通常要把用来形成结构罐壳的基体金属机加工成密封表面。例如,当把304不锈钢用来构造罐壳时,要在此壳上机加工出环形表面然后抛光成密封表面。上述的罐尽管在绝大多数情况下可以合适地运行,但当密封区域受到极端的冲击力的作用,例如当罐意外地依倾斜角度掉落而使力集中到此密封区上时,就有可能使金属密封表面永久变形,结果潜在有漏泄的危险。
本发明提供了一种供废核燃料短期保存以及运输用的容器。在本发明的第一个组成部分中,上述容器是由一种界定出一个用来接收废核燃料的空腔的结构壳形成,此壳上有通入该腔内的第一与第二端部孔。上述壳具有由第一种材料形成的第一端部和由第二种材料形成的第二端部。此第一端部与第二端部结合成上述壳结构。第一端部上限定出一能配合用来升降容器的支承面。壳的这种第一端部是由承重强度高于第二种材料的第一种材料构制成,以适应升降应力。这种容器还包括可固定到壳的第一端部上来密封第一端部孔的第一封闭件,以及可以固定到壳的第二端部上来密封第二端部孔的第二密封件。另外,此容器还包括有辐射吸收屏蔽层,这种层则可以包含γ辐射吸收与中子辐射吸收两种材料。
于是,按上述方式构成的容器,它的受到最大应力作用的区域,例如第一端部,便是由最强的金属材料例如高强金属合金制成。但是,罐的并不暴露到这样高应力下的那些部分,则是由其强度能适应加到它们上面的低负荷的成本较低的材料制成。
根据本发明的另一方面,所提供的罐包括界定一用来接收废核燃料的空腔的管状内壳以及第一端与第二端。在此内壳上共轴线地装配上一有第一端与第二端的管状外壳,内外壳之间便限定出一环形空间。环形空间内由辐射吸收材料充填。界定出一中央孔和一第一环形密封表面的一个环形件,以其周边绕定到内、外壳两者的第一端上而与此内、外壳形成气密接头。以一第一封闭板可松释安装到上述环形件上,确定出一个与此环形件所界定的第一环形密封表面相对应的第二环形密封表面。在第一封闭板的第二环形密封表面与上述环形件的第一环形密封表面间设有一密封件,它在第一封闭板与环形件之间确立了气密密封。这种罐还包括一以其周边贴近内壳第二端的第二封闭板,以同内壳形成气密接头。
根据本发明的另一方面,所提供的罐包括界定出一用来接收废核燃料的空腔以及第一与第二两个端部孔。壳上可安装一用来密封第一端部孔的第一封闭件和用来密封第二端部的第二封闭件。壳上还附有一辐射吸收屏蔽层。第一与第二对筒耳安装结构,最好取筒套构型,相对地设置形成在构件壳内的孔中。所包括的第一与第二筒耳每个界定出一底座与一支承表面。各筒耳的底座可松释地安装到相应的一个筒耳安装构件上,由此得以抱紧第一筒耳的支承表面来升降容器。第二筒耳则是用来相对输送机构装卸罐时提供支承与转动点。
在一最佳实施例中,筒耳安装结构取焊接到罐的构件壳上的环形套形而将筒耳纳置于这样的套中。借助这种结构,用来将筒耳固定到安装结构上的螺栓一类紧固连接件使基本上不受拉伸与剪切载荷的影响。
根据本发明的另一方面,前述筒耳安装结构最好由例如用来形成安装着第一筒耳的那部分外壳的高强材料来构成,这样就可不用另外的加强板而能实现牢固的筒耳安装。
根据本发明的再一方面,前述的罐包括有改进的密封接头。罐的密封表面利用增硬金属的焊合外罩形成,得以提供不易受到罐冲击时发生永久变形影响的密封表面。在此最佳实施例中,罐上封闭板的密封表面上形成有限定出呈半燕尾状横剖面的供纳置密封件用的槽。这样就能在接头中使用金属或弹性体的密封件,并可在罐处于水平或垂直位置上组合这些接头。
根据本发明的再一方面,所公开的罐包括有界定出一用来接收废核燃料的空腔的管形构件壳以及第一与第二开口端。第一封闭板可松释地安装于壳的第一开口端上,由此,当它安装到壳上时,此第一开口端便封闭,而当它从壳上松释开时,便可通过第一开口端在空腔内进行废核燃料的装卸。第二封闭板则安装到壳的第二开口端上并将其封闭。此第二封闭板界定出一中央通道孔。可松释地安装到第二封闭板上的一块通道盖板密封此中央通道孔,当它从第二封闭板上松释开时,就可让一活塞经过通道孔进入壳的空腔内,以便通过壳的第一开口端来卸出废核燃料。
设有充填着辐射吸收材料的屏蔽塞,用来在短期的贮存和输送中盖住罐上形成的筒耳安装结构与中央通道孔。
另一方面,本发明涉及到一种用来运送核燃料输送罐与安全壳的滑架。这种滑架围绕着中子辐射屏蔽材料支承着上述罐。此滑架包括一支承件与一保持件,它们中的每一个包括一批相平行分开的板,这些板处在一批垂直于罐的纵轴线的平面上,并由一批与罐的纵轴线平行的纵向肋片连接。这些纵向肋片定位成能同一些与中子辐射材料关联的构件匹配,以将载荷从罐输送给滑架。
这样,本发明便提供了一种制造费用较低且可改进冲击条件下安全性的罐。还能减少工作人员在输送过程中暴露在辐射下的机会。
在结合附图阅读下面的描述后,将可更容易地理解本发明及其所具有的优点,附图中:
图1是依据本发明构制的一种罐的等角图,此罐的一部分已切除,用以示明安装于其中来保持废核燃料的干式屏蔽小罐,同时由剖开此罐来示明一用于系紧键槽中的屏蔽塞;
图2是图1中的罐经除去内部的干式屏蔽小罐后,沿着一与图1中2—2线标明的此罐的纵轴线相交平面截取的剖面图,并通过分解此罐示明了通道孔封闭板与顶端封闭板;
图3A是图2中所述同一平面截取的,图2中相匹配的罐体的顶端封闭板与顶端的详细剖面图;
图3B是图3A中所示顶端封闭板密封表面的更为详细的剖面图;
图4是沿图2中上述同一平面截取的焊合的底端板封闭件与装配的通道孔封闭孔的详细剖面图;
图5A是沿图2中上述同一平面截取的,从底端封闭板匹配表面分解出的活塞封闭板的详细剖面图;
图5B是图5A所示的此活塞封闭板密封区的更详细剖面图;
图6是图1中的罐的端视图,用来示明此罐的“顶”端,并以沿一与此罐纵轴线正交的平面所截取的部分剖面图来示明中子屏蔽罩与罐体的内部结构;
图7是沿图2中前述同一平面截取的图1中罐的抗剪键槽结构的详细剖面图;
图8是沿一与罐的纵轴线正交的平面所截取的图1中罐的抗剪键槽的详细剖面图;
图9是沿一与罐的纵轴线正交并与上部筒耳中央轴线准直的平面所截取的,图1中罐的上部筒耳与筒耳安装套的详细局部分解图;
图10是沿一与罐的纵轴线正交并与底部筒耳中央轴线对齐的平面所截取的,图1中罐的底部筒耳与筒耳安装套的局部分解详图;
图11A是图1中罐的仰视图,用来示明此罐的长侧,其中的屏蔽塞安装成封闭住筒耳安装套和通道孔口,并以剖面图给出的抗剪切槽结构来示明键槽屏蔽塞的布置;
图11B是以沿一与罐的纵轴线一致的平面截取的部分剖面图所示明的,通道孔屏蔽塞装配情形的详细侧视图;
图12是由冲击限制器保护并由依据本发明所构成且停放在通常拖车上的滑架所载承的输送罐的环境图;
图13是图12中的滑架的透视图;而
图14是图12中的滑架的前视图。
下面详述最佳实施例。
图1示明用于废核燃料输送和短期贮存用的罐10的一个实施例。罐10包括由具有一上壳部16与一下壳部18的管状构件壳14构制成的罐体12。下壳部18由一底端封闭板20密封,此封闭板20有一为通道盖板24密封的中央通道孔22。上壳部16为一顶端封闭板26密封。构件壳14的外部由中子吸收屏蔽罩28屏蔽。上壳部16的外部上有两个安装在上筒耳安装套32内的沿径向相对的上筒耳30(图中只示出一个)。与下壳部18呈径向相对的两个下筒耳34则安装于下筒耳安装套36内。
下面普遍用“底”与“下”来指涉及到罐10的最邻近底端封闭板20的罐10的端部及其部件,而用“顶”与“上”等字眼来指涉及到与顶部封闭板26邻近的与上述端部相对的端部。废核燃料用的干式贮存小罐38示明为安装在罐10的内部空腔40之中。干式贮存小罐38的结构已在发明人为R.A.Lehnert,R.D.Quiun,S.E.Sisley与B.D.Thomas,标题为“废核燃料运输与贮存用容器”,1993.10.8提出的美国专利申请中作了全面的描述,其中公开的内容作为本发明的参考。
在屏蔽罩28的下端和上端围绕罐10将多个凸耳42固定到构件壳14及屏蔽罩28的环形端部上,其中屏蔽罩上端的凸耳图中未示出。凸耳42的目的是在运输过程中使罐10与冲击限制器配合。适用于罐的运输中的冲击限制器和运输小车完全公开于1993年10月8日申请的一个美国专利申请中,其发明人为R.A.Johnson,I.D.McInnes,R.D.Quinn和C.J.Temus,发明名称为“废核燃料运输用的屏蔽罐的冲击限制器”,该申请所公开的内容作为本发明的参考。
下面参看图2描述罐体12的结构。体12整体呈筒状构型,包括构件壳14。构件壳14取管状构型,界定出一下周缘50与一上周缘52。下壳部18的上缘48与上壳部16的下缘50相邻接,同时围绕构件壳14的整个周边用完整的渗透焊而焊合到一起。上壳部16与下壳部18各有一与纵轴线14一致的中央轴线,并共同配合定地一正圆柱体。
下壳部18是由硬金属,最好是由抗侵蚀的金属,而更好是用一种不锈钢,例如ASME SA—240的304型奥氏体不锈钢形成。但上壳部16则最好是用有较高承重能力的材料,同时也最好是由一种不锈钢,例如ASME SA—204的XM—19型高合金不锈钢形成。XM—19型的不锈钢也是奥氏体的,但它的承重强度约为304型的两倍。
如图1所示,上筒耳30是固定于上壳部16上。上筒耳30是用来升降空的或装载有一已充满的小罐38的罐10。这样,上筒耳30是用来将有效的剪切与拉伸载荷传递给上壳部16的。下壳部18载有下筒耳34,后者如下面所述是用来在输送中使罐10竖立并稳定,从而承受下部载荷。由于XM—19型不锈钢的价格较304型的贵,当把XM—19型用于罐10的载荷承载部时,可以减少制造费用。构件壳14的两个部分可以由卷板形成并焊合。
参看图2,共轴地安装于构件壳14内的是一个内壳54,它也是由304型不锈钢或其它合适的抗侵蚀结构材料形成。内壳54的外径略小于构件壳14的内径,因而在两者之间限定出一环形空间。此环形空间内充填以γ射线吸收材料,例如ASTMB—29化学铅。构件壳14与内壳54以及底端封闭板20与顶端封闭板26中所含的钢同样可用来吸收γ射线。
屏蔽罩28具管状构型,安装在构件壳14上方并环绕着它的绝大部分长度。屏蔽罩28是由管状的外壳罩58形成。外壳罩58的内径大于壳14的外径,这样便界定出一环形空间,其中充填以中子辐射吸收屏蔽材料60。适当的一种中子辐射吸收材料是含氢的固体中子吸收材料,例如一种水泥质的可浇注的中子吸收材料。屏蔽罩的上、下端分别由上、下环状支承圈62、63封闭,焊接到构件壳14的外部以及外壳罩58的边缘上。下环状支承圈63包括不锈钢的安全膜,用来防止屏蔽罩28的过压。
在罐体12的内壳54之内,由焊接或其它方法固定着一对细长的导轨64。这对导轨64与罐10的中央纵轴线平行并沿内壳54的全长延伸。图6中还表明每根导轨64是由带状的平板形成。两根导轨64是在内壳54的同一径向九十度弧中相互沿径向分开。当罐10水平放置时导轨64位于座落在拖车或其它支承面上的罐体12的侧边上。
各个导轨64所用材料最好较用来制造内壳54的材料更硬,例如增硬的不锈钢,此导轨在小罐38相对于罐10安装或卸下时为小罐提供了一种无孔眼等缺陷的低摩擦滑动表面。适用的材料为硝基60型冷轧薄钢板,ASTM4—204,牌号UN5,521800,RC29、25的不锈钢。
一下壳部18的下缘46和内壳54的下缘都焊合在底端封闭板20上,这样就能密封罐体12的底端,后面将对此作更详细的说明。上壳部16的上缘52和内壳54的上缘即焊合到环形密封图66上。顶端封闭板26可以安装到环形密封圈66上,用来有选择地关闭罐体12的顶端。
下面参看图2与图3A来描述环形密封圈66的构型。密封圈66有一个横剖面基本上是矩形的主体部。从主体部68的下表面与圈66内缘相邻处向下延伸出一环形下凸缘70。凸缘70的内径与内壳54的内径基本相等。
上壳部16的上缘52焊合到环形密封圈66的主体部68上,下凸缘70的下缘焊合到内壳54的上缘上。这两种焊接都是环绕圈66的整个周边而延伸的完全渗透焊。主体部68的上表面界定出一环形接合面74。从接合面74上沿着圈66的外周边向上突出一环形上凸缘76。
接合面74上由环形增硬金属镶嵌材料层78形成一增硬的密封表面。镶嵌层78最好通过把一种硬金属的外层焊合到圈66的基底金属上来形成。此环形密封圈66最好通过304型不锈钢的环形锻造形成。镶嵌层78最好由铬镍铁合金形成。镶嵌层78包覆着主体部68的内上角,得以在接合面74的内部与主体部68内缘的上部两者之上提供一个硬的抛光表面。为镶嵌层78所提供的这种硬表面,对于罐10的接头区受冲击时的永久变形是高度稳定的。
继续参看图2与图3A,顶端封闭板26构造成一实心盘。此顶板26在其底侧围绕周边有一环形凹槽,界定出一环形密封表面80。环形密封表面80在尺寸上同环形密封圈60的接合面74基本上相当。如图3A所示,顶端封闭板26可通过在密封圈66的环形上凸缘76内滑动而安装到主体12上,安装好后,此顶板26的密封面80便与密封圈66的接合面74邻接。顶板26底侧的一个不下凹的中心部82便被纳置到密封圈66的主体部68的内缘之内。
镶嵌层78为密封圈66提供了密封表面。在叠置到镶嵌层78上的顶板26的密封表面部分内形成有两个环形槽84。如图3A所示,每个槽84内置纳一密封件86。这种密封件86可采用能变形的金属密封件或采用弹性体密封件,例如O形环或其它构型的弹性体密封件。密封件86在顶板26与密封圈66之间变形,并保持在槽84内。
参看图3B,每个槽84界定出一半燕尾槽形横截面,具有底表面88、第一正交侧表面90、以及第二内弯侧表面92。当主体12不论处于水平或垂直位置而顶板26已卸下时,槽84的半燕尾槽构型确保密封件86被保持在槽84内。
密封圈66与内壳54之间的焊合是气密的。密封圈66与上壳部16之间的焊合据信也是气密的,但对此特性未加测试。同样,由密封表面80、接合面74、以及密封件86所构成的密封接头也是气密的。
顶板26是以下述方式有选择地安装到密封圈66之上,即让一批螺栓94穿过绕顶板周边按相等间隔分开的凹孔96,进入到密封圈66的接合面74中所形成的对应位置处的螺纹通道98中。在各螺纹通道98的底层上设有排泄孔(未示明)。参看图6,在上述顶板中形成有两个监测孔100,它们是有选择地为塞102所密封。
现在集中注意图2与4来描述底端封闭板20与构件壳14和内壳54之间的气密接头。此底板20也取实心盘构型。从底板20的顶(内)表面上,在一沿径向朝内与顶板20外周边相分开的位置,有一向上突起的环形凸缘104。当底板20放置到罐体12的底端之上时,凸缘104的上缘便同内壳54的下缘接合。凸缘104的上缘焊接到内壳54的下缘上。下壳部18的下缘46焊接到底板20之上。这两种焊接都是围绕底板26的整个周边形成的完全渗透焊,且内壳54与凸缘104间的焊接是气密的。下壳部18与凸缘104间的焊接据信也是气密的,但未对这种特性作测试。
穿过此底板20,形成有从它的顶(内)表面到它的外周的一个排泄孔106,此孔由以螺纹塞110为帽的螺栓108密封。螺栓108与螺纹塞110各包括一气密的密封件(未示明)。孔106可以排出罐19内部空腔40中的液体。此排泄口可位于罐底的任何方位上。
参看图2与5A,形成有一个在中央通过底端封闭板20的中央通道孔22。在此底板20的底侧(即外侧)中形成了一个环形凹槽112,有效地扩大了中央通道孔22底部的直径。凹槽112界定出一环形接合面114。围绕着与中央通道孔22毗邻的最内部分,按一定角度形成了可通过焊接上硬金属(例如铬镍铁合金)而形成的增硬的镶嵌层116。此镶嵌层116经抛光而限定出一密封表面。
用于上述通道的通道盖板24取实心盘构型,它所具有的外径可使它置纳于凹槽112内。在此盖板24的顶端侧(即内侧)围绕着此板的周边形成一个限定出一密封表面118的环形凹槽。密封表面118界定出一非下凹的中心部120。当盖板24装配到底板20上时,此盖板24即收纳到底板20的凹槽112内,而盖板24的中心部120即纳置于中央通道孔22中。在这种安装好的结构中,密封表面118叠置到镶嵌层116上。
参看图5A与5B,在密封表面118上形成有两个半燕尾槽型的环形槽112,它们的构型与前述的在顶板26中的槽84类似。同样,在槽122内设置有密封件(未示明),密封件在密封表面118与镶嵌层116之间被压缩,在通道盖板活塞封闭板24与底端封闭板20之间形成气密密封。活塞封闭板24是由一批螺栓124保持就位,这批螺栓穿过等间隔地形成在板24周边上的凹孔并设置于底板20的接合面114中对应位置处形成的螺纹通道128内。
底端封闭板20最好由机器锻造,例如锻造304型的不锈钢形成。上述的活塞封闭板最好由高强材料,例如由XM—19型不锈钢形成。
下面参看图6来较详细地描述屏蔽罩28的结构。正如前面指出的,屏蔽罩的外壳罩58的内径大于上壳部16与下壳部18的外径。它们之间形成的环形空间内充填以中子辐射吸收屏蔽材料60,由于后者并非很强的承重材料,故在其中嵌入一批细长的加强件130。这些加强件130的取向与罐体12的中央轴线44平行。
每个加强件130(它们也示明在图8与9中)于其中央部分处沿它的全长弯成两个折线,而使各加强件130确定出一个平坦的V形剖面。于是每个加强件130便有一个细长的中央部132和从此中央部132朝外倾斜伸出的第一与第二细长腿部134。各中央部132都焊接到外壳罩58的内部。这两条腿部134中每一条突伸出的边缘与构件壳14的外侧相接触并焊接到其上。这样就给予屏蔽罩28的结构一种“波纹式”增强效应。加强件130将热从构件壳14通过屏蔽罩28而传至罐10外部,以除去罐10内废核燃料的衰变热,并为在运输中支持罐10提供了一个整体结构系统。
现在参看图1、7与8来描述罐10的其它特点。罐10包括一种系紧键槽结构136。键槽结构136为系紧操作起到一个固定点作用,将罐10固定到一台运输滑车上来进行安全运输。键槽结构136大约在罐体12的中部限定出了一个穿过屏蔽罩28的细长形弧状孔口。键槽结构136具有径向长度和轴向宽度,并且是由直接焊接到构件壳14上的四个框架件形成。
参看图7与8,键槽结构136的长边是由沿弧线按相分开的位置安装在下壳部18上的弧形支承座138所构成。键槽结构136的周边框架是由两个焊在支承座138相对端上的纵向系杆件140所完成。支承座138与系杆140中的每一个都焊接到下壳部18上,协同地确定出一矩形框架。在各个支承座138的外表面与系杆140之间围绕所定出的框架的内周边形成一凹槽142。
为支承座138与系杆140所确定出的周边框架还用配合到支承座138与系杆140上的弧形垫板144加强。垫板144设在屏蔽罩28内并直接焊接到下壳部180,以及支承座138与系杆140上。屏蔽罩28的外壳罩58也焊接到系杆140与支承座138上。
垫板144、系杆140与支承座138最好由XM—19型不锈钢一类的高强金属制成,以适应使用中加给它的应力。由于当有过量载荷加到键槽结构136上时宁可牺牲此键槽结构136,而不要牺牲构件壳14的整体性,因而在键槽结构136与下壳部18以及与屏蔽罩28外壳罩58之间的焊接点相对较小。这样就能保证当有极大载荷加到键槽结构136上时,在构件壳14破裂之前,此键槽结构136即受到破坏。
下面参看图9与10来分别描述上筒耳30与下筒耳34的结构。上筒耳30与下筒耳34除所说明的外具有类似结构。为此,只描述上筒耳30,并应认识到同样的描述适用于下筒耳34。上筒耳30有一个筒体146。围绕筒体146的中部形成有一环形凸缘148。在筒体146中的一个圆周面152之上形成有一凹槽150,它完全延伸到筒体146的内部而限定出一空腔154。于是筒体146具有空心结构。凸缘148与第一面152之间的筒耳体146的那部分便确定一筒形底座156。
内部空腔154中充填以中子辐射吸收屏蔽材料60。这种中子屏蔽材料60由一盛纳在凹座150内并焊接定位的圆形挡板158覆盖并保持住。中子屏蔽材料60的存在减少了流过上筒耳30的中子束流。
从筒耳体146的第二圆周面162上突伸出一圆筒轴承突起部160。围绕此轴承突起部160的端部形成一个环形凸缘164。轴承突起部160、凸缘164与第二圆周面162共同配合而确定一个可由具有相应轮廓用来搬运罐10的钩钩合住的轴承槽。围绕上筒耳30的周边上相分开地形成有一批通过凸缘48的孔166,这些孔是用来通过螺栓168固定罐10的。
下筒耳34的构型与上筒耳30类似,只是没有圆筒轴承突起部160从筒耳体146上突起。此外,内腔154未由中子屏蔽材料充填,并且也没有挡板158。
上筒耳30通过与上筒耳安装套32相配合,可以有选择及可松释地安装到罐体12上。上筒耳安装套32包括一个穿过上壳部16并焊接于其上的管套。通过上壳部16于所需位置上形成了用于上筒耳安装套32的圆孔170。上筒耳安装套32安装成,通过屏蔽罩28与上壳部168,使得套32的中央轴线(未示明)相对于罐体12的纵轴线44取径向方向。
上筒耳安装套32围绕它的周边完全焊接到上壳部16上。此外,在屏蔽罩28的外壳罩58与上筒耳安装套32之间形成有焊接接头。在上筒耳安装套32内安装有一个圆形的耳轴式填料板171,此板定位于套32的沿径向朝内的端部中使之能同上壳部16的弧线一致。耳轴式填料板171是焊接在上筒耳安装套32内来密封它的径向内端。
围绕着上筒耳安装套32的入口形成有一个环形凹槽172。为使上筒耳30定位到罐10之上,将上筒耳30的圆形底座156滑配合到上筒耳安装套32所限定的内通道174中,同时将上筒耳30的凸缘148纳置于凹槽172内。套32的内通道174与凹槽172的尺寸公差,以及上筒耳30的底座156与凸缘148的尺寸公差都受到严密的控制,使得在筒耳30与套32之间能形成非常密切的滑配合。这就保证了上筒耳30不会在其安装套32内翘起。
螺栓168通过上筒耳30的凸缘148与孔166,进入到套32的凹槽172内形成的对应设置的螺纹通道176内而进行安装的。
由于上筒耳30的这种双件式安装形式,即利用了独立的上筒耳30与上筒耳安装套32,这一上筒耳30在不需要升降罐10时可将其卸下。此外,由于套32接收并纳置下筒耳30,螺栓168实质上就不受剪切与拉伸载荷的影响,而且是将这两种载荷从筒耳30传递给套32,然后传给构件壳14。这样的结构有助于保证上筒耳30被钩合以升降罐10和其中内含物的重量时不会从构件壳14上脱下。
套32与筒耳30最好用XM—19型不锈钢一类的高强金属制成。筒耳的挡板158则可用304型不锈钢或其它适当金属制成。
参看图10,下筒耳安装套36的结构和装设到下壳部18上的情形与上筒耳安装套32的结构及其装设到上壳部16上的情形,除了在此指出的以外是相同的。由于作用到下筒耳34上的应力没有作用到上筒耳30上的应力大,故在下筒耳安装套36的外面没有形成用来纳置下部筒耳34的凸缘148的那种凹槽172。相反,下筒耳安装套36的纵向长度则作相应地减小,而下筒耳34的凸缘148则与下筒耳安装套36的环形外表面178相接。
现在参看图11A,通常当罐10装载有小罐38时,罐10将暂时固定在原位。在这段期间内是不要求将上筒耳30与下筒耳34安装到罐10上的。处于这样的情况下,最好是通过撤除筒耳30与34来进一步减少通过筒耳30的中子束流和减少通过筒耳34的γ射线流,同时用筒耳屏蔽件180罩住上筒耳安装套32,用筒耳屏蔽件181罩住下筒耳安装套36。筒耳屏蔽件180是金属盘形件,充装有中子屏蔽材料60(未示明),并用螺栓连接到上筒耳安装套32上。筒耳屏蔽件18.1是实心金属盘状件,由螺栓连接到下筒耳安装套上。
另外,当不在运输中时,就不使用键槽结构136。此时最好安装上一种键槽屏蔽件182(图1中未示明)来覆盖此键槽结构136。上述键槽屏蔽件182也是充装以中子屏蔽材料60,并由螺栓将顶板184固定到键槽结构136的框架上。这又进一步减少了通过键槽结构136的中子束流。
最后,当从罐10上卸下小罐38时,如下面所简单说明的,必须从底端封闭板20上撤下通道盖板24。此时,如后所述,当通道盖板24从罐10上取下而实际上又不需插入一活塞时,则可通过中央通道孔22将一通道孔屏蔽组件186安装到底端封闭板20的中央来封盖通道孔22。
参看图11B,通道孔屏蔽组件186包括一个环形的第一屏蔽件188,此屏蔽件188则是由环形圈192固定到一起的两块环形板190所形成。板190中央有一个孔194,孔194内有一个紧贴其边界的内圈196。第一屏蔽件188充装有中子吸收屏蔽材料60。还用到具有类似结构的第二屏蔽件198。屏蔽件198也取盘状形式,但其内径较屏蔽件188的小同时没有中央孔,也充装有中子吸收屏蔽材料60。屏蔽件198由一批从第一屏蔽件188的孔194周围朝外伸出的悬杆200所支承。当用到屏蔽件198与屏蔽件188两者时,就能屏蔽住中央通道孔22的整个区域。
参看图12、13与14,本发明另一方面涉及到一种滑架,用来支承和保护在运输过程中的废核燃料运输罐。图12示明一种通常的拖车226,它包括:由按照本发明形成的滑架220所包装的一个运输罐,以及一对依据本发明而形成的在以“废核燃料运输罐的冲击限制器”为主题的申请中描述过的冲击限制器222。在图12中,运输罐完全为滑架220与冲击限制器222所包围,所以是看不见的。滑架220还进一步用展开的金属帘224封围,也就更难看到滑架220与运输罐。此展开的金属帘224是用来为滑架220与运输罐隔绝阳光。在图12中,运输罐的纵轴线平行于拖车226的长向。这两个冲击限制器222则分设在大致呈圆筒形的运输罐的两相对端。滑架220如下面较详细描述到的,是在两个冲击限制器222之间沿着运输罐的长向来支承着此运输罐的。
主要参看图13与14,运输滑架220包括一个下部支承件290和一个上部保持件292。下部支承件290承载着此罐的垂向与侧向载荷,同时包括一批垂直于运输罐的纵轴线且平行相分开的板294。板294有一个基本上是方形的外周边部,使用中坐落在运输拖车的车身底座上。板294的内周边包括一个在图示实施例中取作半圆形的槽,此槽与运输罐外表面的一部分匹配。此槽在支承件290内的底部是一个支鞍291,此支鞍包括一块在长向上沿槽底延伸,在宽向上直达此槽两边的板。在图示实施例中,支鞍291约占此槽底部半径的1/3。在槽底中央,沿支鞍291的长向有一个向上突起的矩形楔296,用作一个与运输罐上系紧键槽结构(图1中的136)相配合的抗剪键。矩形楔296与运输罐相配合,用来为承载罐的轴向剪切载荷提供一种独立装置。下部支承件290的相分开的板294是由一批与运输罐纵轴线平行的纵向肋片连接。在图示实施例中,板294是由一英寸厚的钢板制成,肋片201则是些半英寸厚的钢板。板294对于运输罐的向下、垂直与横向载荷,给此罐提供了支承。
上部保持件292承载着运输罐的垂直向上载荷,它包括一批相分开的与运输罐纵向轴线垂直的板298。在此实施例中,板298的内周边包括一个是支承件290中槽的镜象的倒半圆形槽。板298的外周边与其内周边基本上同中心。上部保持件292还包括一批平行的纵向肋片202,它们定位成与运输罐的纵轴线相平行。在此实施例中,板298与肋片202是由铝一类金属制成。上部保持件292与下部支承件290相互配合,限定出一个完全封围住中子屏蔽材料(图2中的60)的圆筒形空腔。
如上所述,中子吸收屏蔽材料不是一种很强的承重材料,因而在其中嵌装有一批细长的加强件(图6中的130)。这些细长的加强件取平行于罐体中央轴线的方向。肋片201与202间的径向距离取定成:当运输罐为矩形楔296配合上时,中子辐射屏蔽材料中的细长加强件130的中心部132便与肋片201和202平齐并沿着它们落定。因此,此中子屏蔽材料便不承载运输罐的荷重,相反,在这些纵向肋片上的细长加强件却载承着运输罐的荷重。
下面简述罐10的应用。当需要将一小罐38安装到罐10内时,将通道盖板24固定到底端封闭板20之上,同时从罐体12上卸下顶端封闭板26。然后将小罐38安装到罐体12的内部空腔40之内。以上操作都是在水池内或是根据工业实践经验进行。在运输这一敞开的罐时,是通过抓牢上筒耳30来提升罐10的。在从罐10内将水排出之后,按照标准的工业操作方法使罐10干燥,再将顶端封闭板26固定到罐体12上。
再次钩合上筒耳30来将罐10提升,把它移到一运输拖车上。在提升过程,罐10由于受到上筒耳30的支承便因其自重而取垂直方向。然后将罐10水平地重新定位于一拖车上,在这一操作期间,下筒耳34则用来使罐10稳定和重新定位。然后将罐10运送至小罐38待安装入的水平贮存单元或其它贮存单元的所在地。
一旦罐10到达贮存地,便将顶端封闭板26卸下,把此已敞开顶端的罐体12装入指定的贮存组件中。然后卸下通道盖板24,更换通道孔屏蔽组件186来减少中子束流。在把小罐38从罐10转运到贮存单元中时,从通道孔屏蔽组件186上挪开第二屏蔽件198。通过余剩下的屏蔽件198与通道孔22,可将一活塞插入罐体20的内部空腔40之中。此活塞于是便推迫着小罐38,此小罐在它通过为环形密封圈66所限定的,罐体12的开口端时,是在轨道64上滑动。这样,小罐38便移动到贮存单元中。一旦小罐38的转运完成,罐10可以重新组装并重新加以利用。
在运输工作中,可以采用与上述相反的操作而将小罐收回到罐内。这时从拖车上将罐提升起,然后放到如上所述的一种适当的运输撬车上,此时的抗剪键则配合到键槽结构136内。筒耳30与34都被卸下,同时安装上筒耳屏蔽件180与181。
尽管在上面已用最佳实施例描述了本发明,但应认识到,那些对本项技术有一般了解的人是可以在本发明的范围内作出种种变动、更改与替换形式的。例如可以用不同于前面所述的材料来形成罐10的各个部件,只要这些材料能满足上面列出的条件即可。为此,这里给出的专利文件应视作为只受后附权利要求书中所含定义的限制。
Claims (42)
1.一种用来装盛和运输废核燃料的容器,它包括:
一个构件壳,它界定出一用来纳置废核燃料的空腔以及通向此空腔的第一与第二端部孔,此构件壳具有由第一种材料形成的第一端部和由第二种材料形成的第二端部,其中的第一种材料具有较第二种材料为高的承重强度;
一个支承面,它限定在上述第一端部上并能配合用来进行此容器的升降;
第一封闭件,可安装到构件壳的第一端部上来密封第一端部孔;
第二封闭件,可安装到构件壳的第二端部上来密封第二端部孔;以及
一附于上述壳上的辐射吸收屏蔽层。
2.如权利要求1所述的容器,其特征在于:
上述壳具有管状构型;
此壳的第一端部具有管状构型并且是由第一种金属构成;
此壳的第二端部具有管状构型并且是由第二种金属构成,且此第一端部是以相衔接的形式焊合到第二端部上。
3.如权利要求2所述的容器,其特征在于:所说第一种金属包括一种高合金的不锈钢。
4.如权利要求1所述的容器,其特征在于,它还包括:
依对峙位置设在上述壳的第一端部上的第一与第二筒耳安装结构;以及
第一与第二筒耳,每一个确定出一底座与一支承面,每个筒耳的底座以可松释的方式安装在相应的一个筒耳安装结构上,由此可使这些筒耳的支承面能被夹持住来升降容器。
5.如权利要求4所述的容器,其特征在于:所说第一与第二筒耳安装结构各包括一固定于前述壳的第一端部上的环形套,且各第一与第二的底座都取筒状构型并可置入相应的套内。
6.如权利要求5所述的容器,其特征在于,它还包括有:安装在所说壳上的,与前述第一与第二筒耳安装结构沿此壳长向相分开的位置上的第三与第四筒耳安装结构;以及能可松释的方式安装在此第三与第四筒耳安装结构上的第三与第四筒耳。
7.如权利要求5所述的容器,其特征在于:前述的第一与第二环形套都是由用来构成所说壳的第一端部的第一种材料形成。
8.如权利要求5所述的容器,其特征在于:每个所说的第一与第二筒耳都界定出一个内部筒耳空腔,这种空腔内充装有中子吸收屏蔽材料。
9.如权利要求8所述的容器,其特征在于:上述各个第一与第二筒耳的内部筒耳空腔是由一个通过筒耳底座所形成的凹槽界定出,由一块安装在此凹槽内并盖住此凹槽的背衬板将中子吸收屏蔽材料封装于这种筒耳空腔之内。
10.如权利要求1所述的容器,其特征在于:它还包括有一个固定在所说壳的外表面上的键槽,此键槽是由安装在此壳上的几个周边框架件形成,由此而确定出用在运输过程中来保持住容器的接合结构,且其中至少有一部分周边框架件是由用来形成所说壳的第一端部的第一种材料所形成。
11.如权利要求1所述容器,其特征在于:所说构件壳具有管状构型并具有确定出第一与第二端部孔的第一与第二端部,此构件壳还包括一个具有第一与第二端的管形内壳,同时构件壳则共轴线地装配到此内壳上而于其间限定出一环形空间,且前述的第一封闭件固定在此构件壳与内壳的第一端部上,而第二封闭件则可松释地安装在构件壳内与内壳的第二端部上。
12.如权利要求11所述的容器,其特征在于:
上述第二封闭件包括一第二封闭板,此板在其周边附近焊合到内壳的以及构件壳的第二端部上,与它们形成气密接头;而第一封闭件则包括:
一个环形件,它界定出一中央孔和第一环形密封面,此环形件是在其周边邻近焊接到内壳的和构件壳的第一端部上,以同此构件与内壳中的至少一个形成一种气密接头;
一个第一封闭板,它以可松释的方式安装到上述环形件上,限定出一个与由此环形件所界定的上述第一环形密封面相对应的第二环形密封面;以及
一个密封件,它可设置在第一封闭板的第二环形密封面与环形件的第一环形密封面之间,以在第一封闭板与环形件之间形成气密封接。
13.如权利要求12所述的容器,其特征在于:在上述环形件上的第一环形密封面包括一种增硬金属的镶嵌层。
14.如权利要求11所述的容器,其特征在于:前述构件壳与内壳的环形空间中充装有γ辐射吸收屏蔽材料层。
15.如权利要求14所述的容器,其特征在于:上述辐射吸收屏蔽层包括一个围绕构件壳外表面安装并充装有中子屏蔽材料的罩。
16.如权利要求1所述的容器,其特征在于:上述壳的第一端部确定一个第一环形密封面,而上述第一封闭件则确定一个相对应的第二环形密封面,而此第一环形密封面包括一种增硬金属的镶嵌层。
17.如权利要求16所述的容器,其特征在于:在上述第一封闭件的第二环形密封面上形成有一呈半燕尾状横剖面的环形槽。
18.如权利要求1所述的容器,其特征在于:前述辐射吸收屏蔽层包括一个屏蔽层,此屏蔽罩有一个围绕构件壳的外表面安装的外壳罩,此外壳罩中充装有中子吸收屏蔽材料。
19.如权利要求18所述的容器,其特征在于:上述构件壳确定出一条纵向轴线还包括一批细长加强件,它们嵌装在此壳的外表面与上述外壳罩之间,布置成与此壳的纵向轴线平行,每一加强件沿一纵向轴线朝长向弯曲,确定出一个弯曲边和第一与第二自由边,此细长加强件的第一与第二自由边与构件壳和外壳罩中之一接触,而此细长加强件的弯曲边与构件壳和外壳罩中之另一接触。
20.如权利要求1所述的容器,其特征在于:
上述第一封闭件包括一块可松释地安装到所说壳的第一端部上的第一封闭板,当把此封闭板安装到壳上时,壳的第一端部孔便被密封住,而当此封闭板从壳上松释开时,就可以通过此第一端部孔在前述空腔内进行废核燃料的装卸;
上述第二封闭件则有:
第二封闭板,它安装到此壳的第二端部上来密封壳的第二端部孔,同时限定出一个中央通道孔;以及
通道盖板,它可松释地安装到第二封闭板上,当安装到第二封闭板上时便密封住通道孔,而当从第二封闭板上松释开时,便允许通过通道孔进入壳的空腔内,得以方便地通过壳的第一端部孔卸去废核燃料。
21.如权利要求20所述的容器,其特征在于:它还包括含有中子吸收屏蔽材料的通道孔屏蔽组件,此通道孔屏蔽组件是在通道盖板从第二封闭板上卸下时安装好来盖住通道孔的,由此能减少通过通道孔的中子束流。
22.如权利要求21所述的容器,其特征在于:上述通道孔屏蔽组件包括一个充装有中子吸收屏蔽材料并限定出一通过其中的中央孔的环形第一屏蔽件,此第一屏蔽件可松释地安装到第二封闭板上以塞闭通道孔的周边区,由此而能减小此通道孔的有效宽度;同时有一第二屏蔽件,它可有选择地安装到第一屏蔽件上,用来屏蔽限定在第一屏蔽件中的中央孔。
23.如权利要求1所述的容器,其特征在于:上述构件壳确定出一条纵轴线还包括至少一条细长轨道件,此轨道件安装在此构件壳空腔的内表面上并与上述纵轴线平行,而且是用增硬的低摩擦金属制成。
24.一种用来装盛和运输废核燃料的容器,它包括:
一个管形内壳,它限定出一个用来纳置废核燃料的空腔以及第一与第二端部;
一个管形外壳,它具有第一与第二端部,此外壳共轴线地装配到内壳之上,在其中间界定出一环形空间;
一种辐射吸收材料,它充填在上述环形空间内;
一个环形件,它限定出一中央孔和第一环形密封面,此环形件在邻近其周边处安装到上述内、外壳的第一端部上,以使内、外壳中至少一个形成气密接头;
第一封闭板,它可松释地安装到上述环形件上,并确定出一个与此环形件限定出的第一环形密封面相对应的第二环形密封面;
一个密封件,它可以定位于第一封闭板的第二环形密封面和环形件的第一环形密封面之间,而在第一封闭板与环形件之间形成气密封接;以及
第二封闭板,它在其周边邻近安装到内、外壳的第二端部上,与这两个内、外壳形成气密封接。
25.如权利要求24所述的容器,其特征在于:上述环形件是在其整个周边邻近焊接到内、外壳的第一端部上,而第二封闭板则是在其整个周边邻近焊接到内、外壳的第二端部上。
26.如权利要求24所述的容器,其特征在于:上述环形件所限定出的第一环形密封面包括一种增硬金属的镶嵌层。
27.如权利要求26所述的容器,其特征在于:上述增硬的金属镶嵌层是通过附上一层焊接的外层而形成。
28.如权利要求27所述的容器,其特征在于:此焊接的外层包括一种铬镍铁合金625的焊接的外层。
29.如权利要求24所述的容器,其特征在于:在前述第一封闭板的第二环形密封面中形成有一具有半燕尾形横剖面的环形槽。
30.如权利要求28所述的容器,其特征在于:前述密封件是从包括金属密封件和弹性体密封件构成的组中选取的。
31.一种用来装盛和运输废核燃料的容器,它包括:
一个构件壳,它确定出一个用来纳置废核燃料的空腔以及第一与第二端部孔;
第一封闭件,它可安装到此构件壳上来密封上述第一端部孔;
第二封闭件,它可安装到此构件壳上来密封上述第二端部孔;
一种辐射吸收屏蔽层,它附在上述壳上;
第一与第二筒耳安装结构,它们以相对峙的位置设在上述壳的外表面上;以及
第一与第二筒耳,每一个确定出一底座与一支承面,每个筒耳的底座可以固定到相应的一个筒耳安装结构上,借此可以夹持住这些筒耳的支承面来提升所说容器。
32.如权利要求31所述的容器,其特征在于:上述第一与第二筒耳安装结构各包括一个固定在该构件壳上的环形套,而第一与第二筒耳都呈圆筒形构型并可纳置于相应的套中。
33.如权利要求32所述的容器,其特征在于:上述各筒耳都确定出一个形成在其底座与支承面之间的环形凸缘,还形成有一批通过此种凸缘的孔,同时包括有一批螺栓,它们可插过凸缘中的这些孔并同在相应套中形成的对应螺纹通道拧合,通过将筒耳的底座拧合到相应的套内,可使螺栓与受到所说容器在升降过程中剪切和拉伸载荷影响的部分分隔开。
34.如权利要求33所述的容器,其特征在于:它还包括有形成在各个所说套上外环形表面中的环形凹槽,这种环形凹槽的尺寸确定成可以纳置下为对应筒耳所确定的环形凸缘。
35.如权利要求34所述的容器,其特征在于:前述套的内部、套中的凹槽、筒耳的圆筒状底座以及筒耳的凸缘,它们的尺寸允差都经严密控制,得以在筒耳与套之间形成特小间隙滑配合。
36.如权利要求32所述的容器,其特征在于:上述套的内部以及筒耳的圆筒形底座,它们的尺寸允差经严密控制成能在筒耳与套之间形成特小间隙滑配合。
37.如权利要求32所述的容器,其特征在于:前述的第一与第二筒耳安装套是固定在构件壳的邻近其第一端部孔处,此外,该容器还包括有:
第三与第四筒耳安装套,它们以相对峙的位置安装在构件壳上第二端部孔邻近处;和
第三与第四筒耳,它们可安装于此第三与第四筒耳安装套内。
38.如权利要求32所述的容器,其特征在于:此第一与第二筒耳中的每一个确定出一内部的筒耳空腔,腔中充装着中子吸收屏蔽材料。
39.如权利要求38所述的容器,其特征在于:上述各第一与第二筒耳中的内部筒耳空腔是由通过筒耳底座所形成的一个凹槽限定,而中子吸收屏蔽材料则是由一块安装在此凹槽内并封闭此凹槽的背衬板封闭到筒耳的空腔内。
40.用来运输包括有由细长件加强的中子辐射屏蔽材料的核燃料运输罐的一种滑架,此滑架包括:
一个支承件,其中有一批平行分开的且垂直于罐的纵轴线的板,这些个平行分开的板包括一个用来与罐配合的半圆形槽并且是通过一批与罐的纵轴线相平行的纵向肋片相互连接;以及
一个保持件,它包括一批平行分开且垂直于罐的纵轴线的板,这些个平行分开的板包括一个用来与罐配合的槽并且是由一批与罐的纵轴线平行的纵向肋片连接,上述支承件的纵向肋片则分开这样一段距离,当罐落定在支承件的上述槽中时,支承件的肋片便同加强中子辐射屏蔽材料的所说细长件对准,转移运输罐与滑架间的载荷。
41.如权利要求40所述的滑架系统,其特征在于:上述支承件的相分开的板包括一个外周边,此外周边则包括一用来坐定在一平表面上的平底座。
42.如权利要求40所述的滑架系统,其特征在于:上述保持件的纵向肋片分开这样一段距离,使得当罐落定到此保持件的前述槽内时,保持件的肋片便同用来加强中子辐射屏蔽材料的所说细长件对准,转移运输罐与滑架间的载荷。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US08/131,973 US5406600A (en) | 1993-10-08 | 1993-10-08 | Transportation and storage cask for spent nuclear fuels |
US08/131,973 | 1993-10-08 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1115586A true CN1115586A (zh) | 1996-01-24 |
Family
ID=22451838
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN94190771A Pending CN1115586A (zh) | 1993-10-08 | 1994-10-07 | 废核燃料运输与贮存用的屏蔽罐 |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (4) | US5406600A (zh) |
EP (1) | EP0673540A4 (zh) |
JP (1) | JP3566294B2 (zh) |
KR (3) | KR100364148B1 (zh) |
CN (1) | CN1115586A (zh) |
AU (1) | AU7971094A (zh) |
FI (1) | FI952819A (zh) |
TW (1) | TW295669B (zh) |
WO (1) | WO1995010837A1 (zh) |
ZA (1) | ZA947870B (zh) |
Cited By (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101562057B (zh) * | 2004-03-18 | 2013-02-13 | 霍尔泰克国际股份有限公司 | 用于存储高放废物的系统和方法 |
CN102959640A (zh) * | 2010-06-25 | 2013-03-06 | Tn国际公司 | 用于运输和/或存储放射性材料的容器 |
CN105378852A (zh) * | 2013-05-22 | 2016-03-02 | Tn国际公司 | 包括减震箱导轨的用于乏燃料的存储容器 |
CN105531770A (zh) * | 2013-09-06 | 2016-04-27 | Tn国际公司 | 用于放射性物质的运输和/或临时存放的封装物的减震防护元件 |
CN109416949A (zh) * | 2016-07-01 | 2019-03-01 | 霍尔泰克国际公司 | 用于存储和/或运输乏核燃料的容器 |
CN109963663A (zh) * | 2016-11-18 | 2019-07-02 | 萨尔瓦托雷·莫里卡 | 用于废物处理的受控hip容器塌缩 |
CN110797131A (zh) * | 2019-11-08 | 2020-02-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种具有可变屏蔽层的新型集装箱辐射防护装置 |
CN111430057A (zh) * | 2020-03-18 | 2020-07-17 | 张云逢 | 高放射性核废料容器 |
CN112041941A (zh) * | 2018-04-27 | 2020-12-04 | Tn国际公司 | 用于放射性材料的运输和/或存储以使生产更容易并提高热导率的包装件 |
CN112466500A (zh) * | 2020-11-13 | 2021-03-09 | 中广核工程有限公司 | 核电站乏燃料贮罐运输容器 |
CN113168926A (zh) * | 2018-11-29 | 2021-07-23 | 霍尔泰克国际公司 | 乏核燃料罐 |
Families Citing this family (71)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5742653A (en) * | 1994-05-19 | 1998-04-21 | General Electric Company | Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor |
US5577084A (en) * | 1995-05-08 | 1996-11-19 | General Electric Company | Apparatus for removing and installing a recirculation pump in a pressure housing |
US6372157B1 (en) | 1997-03-24 | 2002-04-16 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Radiation shielding materials and containers incorporating same |
US5898747A (en) * | 1997-05-19 | 1999-04-27 | Singh; Krishna P. | Apparatus suitable for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus |
EP1122745A1 (de) * | 1999-12-15 | 2001-08-08 | GNB Gesellschaft für Nuklear-Behälter mbH | Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive, wärmeentwickelte Elemente undVerfahren zu dessen Herstellung |
US6280127B1 (en) * | 2000-09-11 | 2001-08-28 | Gnb Gesellschaft Fur Nuklearbehalter Mbh | Shock absorber attachment for containers |
WO2002025670A1 (fr) * | 2000-09-20 | 2002-03-28 | Hitachi, Ltd. | Réservoir servant à transporter du combustible nucléaire |
ATE327559T1 (de) * | 2001-10-23 | 2006-06-15 | Nuklear Service Gmbh Gns | Tragzapfen für zur aufnahme radioaktiver stoffe bestimmte behälter |
US6683931B1 (en) * | 2001-12-19 | 2004-01-27 | Westinghouse Electric Company Llc | Unirradiated nuclear fuel transport system |
US6587536B1 (en) * | 2002-03-18 | 2003-07-01 | Holtec International, Inc. | Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures |
US6625246B1 (en) * | 2002-04-12 | 2003-09-23 | Holtec International, Inc. | System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask |
US6788755B2 (en) | 2002-06-14 | 2004-09-07 | American Crane & Equipment Corporation | Safe lift and process for transporting canisters of spent nuclear fuel |
US6674828B1 (en) | 2002-06-14 | 2004-01-06 | David P. Weber | Safe lift and process for transporting canisters of spent nuclear fuel |
US20040173719A1 (en) * | 2003-03-05 | 2004-09-09 | Mitchell Jed D. | Magnetized beverage container holder |
US6748042B1 (en) | 2003-04-28 | 2004-06-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Unirradiated nuclear fuel component transport system |
GB2405678B (en) * | 2003-09-03 | 2007-03-07 | Nsk Europ Ltd | A bearing assembly |
US7590213B1 (en) | 2004-03-18 | 2009-09-15 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having protection design |
US20050220256A1 (en) * | 2004-03-18 | 2005-10-06 | Singh Krishna P | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having a low heat load |
US8098790B2 (en) * | 2004-03-18 | 2012-01-17 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
US8437444B2 (en) * | 2005-01-13 | 2013-05-07 | Nac International, Inc. | Apparatus and methods for achieving redundant confinement sealing of a spent nuclear fuel canister |
US20060188054A1 (en) * | 2005-02-04 | 2006-08-24 | Nac International, Inc. | Methods for transporting and canistering nuclear spent fuel |
EP1849163B1 (en) * | 2005-02-11 | 2014-07-30 | Holtec International, Inc. | Manifold system for the ventilated storage of high level waste and a method of using the same to store high level waste in a below-grade environment |
US8718220B2 (en) | 2005-02-11 | 2014-05-06 | Holtec International, Inc. | Manifold system for the ventilated storage of high level waste and a method of using the same to store high level waste in a below-grade environment |
US7330526B2 (en) * | 2005-03-25 | 2008-02-12 | Holtec International, Inc. | System and method of storing high level waste |
US9443625B2 (en) | 2005-03-25 | 2016-09-13 | Holtec International, Inc. | Method of storing high level radioactive waste |
US20060222139A1 (en) * | 2005-03-29 | 2006-10-05 | Nac International, Inc. | Methods for demonstrating moderator exclusion for nuclear criticality safety |
FR2889766B1 (fr) * | 2005-08-11 | 2008-02-15 | Cogema Logistics Sa | Emballage destine a recevoir un etui contenant des matieres radioactives, et procede de transfert d'un tel etui |
US20080137794A1 (en) * | 2005-12-01 | 2008-06-12 | Nac International, Inc. | Systems and methods for loading and transferring spent nuclear fuel |
FR2902571B1 (fr) * | 2006-06-16 | 2014-02-14 | Tn Int | Emballage pour matieres radioactives equipe de tourillons de de manutention amovibles |
US7820870B2 (en) | 2006-07-10 | 2010-10-26 | Holtec International, Inc. | Apparatus, system and method for facilitating transfer of high level radioactive waste to and/or from a pool |
US7786456B2 (en) * | 2006-10-11 | 2010-08-31 | Holtec International, Inc. | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials |
FR2908227B1 (fr) * | 2006-11-08 | 2009-02-13 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de transport de combustible nucleaire et procede de chargement/dechargement dudit dispositif |
FR2918649B1 (fr) * | 2007-07-10 | 2012-02-10 | Transnuclear Inc | Emballage de stockage longue duree a fond amovible. |
US8660230B2 (en) * | 2007-12-22 | 2014-02-25 | Holtec International, Inc. | System and method for the ventilated storage of high level radioactive waste in a clustered arrangement |
US7940882B2 (en) * | 2008-02-11 | 2011-05-10 | Atomic Energy Council - Institute Of Nuclear Energy Research | Method for selecting and disposing remaining spent nuclear fuel bundles for casks |
US11569001B2 (en) | 2008-04-29 | 2023-01-31 | Holtec International | Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials |
US9001958B2 (en) | 2010-04-21 | 2015-04-07 | Holtec International, Inc. | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
US8093573B2 (en) * | 2008-09-25 | 2012-01-10 | Columbiana Hi Tech Llc | Container for transporting and storing uranium hexaflouride |
EP2430635A4 (en) | 2009-05-06 | 2013-12-25 | Holtec International Inc | DEVICE FOR STORAGE AND / OR TRANSPORT OF HIGH-RADIOACTIVE WASTE AND METHOD FOR THE PRODUCTION THEREOF |
JP5374281B2 (ja) * | 2009-09-07 | 2013-12-25 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質収納容器及びトラニオンの取付方法 |
US9824781B2 (en) * | 2009-09-25 | 2017-11-21 | Mhe Technologies, Inc. | Cask handling system and method |
US8995604B2 (en) * | 2009-11-05 | 2015-03-31 | Holtec International, Inc. | System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials |
US8905259B2 (en) | 2010-08-12 | 2014-12-09 | Holtec International, Inc. | Ventilated system for storing high level radioactive waste |
US9514853B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-12-06 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
US10811154B2 (en) | 2010-08-12 | 2020-10-20 | Holtec International | Container for radioactive waste |
US11373774B2 (en) | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
US11887744B2 (en) | 2011-08-12 | 2024-01-30 | Holtec International | Container for radioactive waste |
WO2012159119A1 (en) | 2011-05-19 | 2012-11-22 | Holtec Internaitonal, Inc. | System and method for transferring and/or working near a radioactive payload using shield-gate apparatus |
WO2013085638A1 (en) | 2011-10-28 | 2013-06-13 | Holtec International, Inc. | Method for controlling temperature of a radioactive waste storage system |
US8757639B2 (en) * | 2012-04-13 | 2014-06-24 | Randall Lee Graffis | Multi-functional hunter's accessory |
EP2839484A4 (en) | 2012-04-18 | 2016-01-06 | Holtec International Inc | STORAGE AND / OR TRANSPORT OF HIGH-RADIOACTIVE WASTE |
US10210961B2 (en) * | 2012-05-11 | 2019-02-19 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | System and method for a commercial spent nuclear fuel repository turning heat and gamma radiation into value |
JP5172033B1 (ja) * | 2012-07-17 | 2013-03-27 | 山本基礎工業株式会社 | 廃棄物埋設工法及び廃棄物収容コンテナ |
JP6053394B2 (ja) * | 2012-08-23 | 2016-12-27 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質収納容器 |
JP5808303B2 (ja) * | 2012-09-25 | 2015-11-10 | 株式会社神戸製鋼所 | 放射性物質輸送貯蔵容器 |
US9466400B2 (en) * | 2013-01-25 | 2016-10-11 | Holtec International | Ventilated transfer cask with lifting feature |
US10020084B2 (en) | 2013-03-14 | 2018-07-10 | Energysolutions, Llc | System and method for processing spent nuclear fuel |
US10032533B2 (en) | 2013-10-02 | 2018-07-24 | Nac International Inc. | Systems and methods for transferring spent nuclear fuel from wet storage to dry storage |
US11715575B2 (en) | 2015-05-04 | 2023-08-01 | Holtec International | Nuclear materials apparatus and implementing the same |
US11515056B2 (en) | 2015-10-16 | 2022-11-29 | Holtec International | Nuclear waste storage canisters, welds, and method of fabricating the same |
WO2017087106A2 (en) * | 2015-10-16 | 2017-05-26 | Holtec International | Nuclear waste storage canisters |
WO2017184261A2 (en) * | 2016-03-02 | 2017-10-26 | Nac International Inc. | Nuclear fuel debris container |
KR20190117759A (ko) * | 2017-03-08 | 2019-10-16 | 에퀴포스 누클리아레스, 에스.에이., 에스.엠.이. | 사용후핵연료의 저장 및 운반용 컨테이너 |
JP7005944B2 (ja) * | 2017-06-06 | 2022-01-24 | Jfeエンジニアリング株式会社 | 放射性廃棄物収容容器及びその製造方法 |
KR101938845B1 (ko) * | 2018-03-30 | 2019-01-16 | 한국원자력연구원 | 방사성 폐기물 용기 |
JP7285182B2 (ja) * | 2019-06-18 | 2023-06-01 | 三菱重工業株式会社 | 保管容器及び保管容器の設計方法 |
CN110634583B (zh) * | 2019-09-25 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 单根乏燃料棒转运容器及其使用方法 |
US11610696B2 (en) | 2019-10-03 | 2023-03-21 | Holtec International | Nuclear waste cask with impact protection, impact amelioration system for nuclear fuel storage, unventilated cask for storing nuclear waste, and storage and transport cask for nuclear waste |
WO2021158527A1 (en) * | 2020-02-03 | 2021-08-12 | Holtec International | Unventilated cask for storing nuclear waste |
RU2754812C1 (ru) * | 2020-12-28 | 2021-09-07 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Транспортно-упаковочный комплект |
CN112927856B (zh) * | 2021-01-22 | 2022-09-13 | 四川核保锐翔科技有限责任公司 | 一种核污染线缆回收屏蔽桶装置 |
Family Cites Families (31)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2514909A (en) * | 1949-01-14 | 1950-07-11 | Atomic Energy Commission | Carrier for radioactive slugs |
US3119933A (en) * | 1960-05-03 | 1964-01-28 | Stanray Corp | Container for transporting thermally hot intensely radioactive material |
US3732427A (en) * | 1971-03-17 | 1973-05-08 | A Trudeau | Integrated transport system for nuclear fuel assemblies |
US3751669A (en) * | 1971-05-24 | 1973-08-07 | Nl Industries Inc | Radiation shielding means joint and method of making same |
US3838289A (en) * | 1972-08-29 | 1974-09-24 | Gilbert Associates | Radioactive waste filter removal system |
US4232730A (en) * | 1977-05-16 | 1980-11-11 | Reese Stanton L | Radioactive materials transporting container and vehicles |
DE2749690A1 (de) * | 1977-11-07 | 1979-05-10 | Ganuk Ges Zur Auslegung Von Nu | Transportbehaelter fuer abgebrannte kernreaktor-brennelemente |
FR2419568A1 (fr) * | 1978-03-09 | 1979-10-05 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de jonction entre un conteneur et une enceinte de dechargement |
FR2445589A1 (fr) * | 1978-12-29 | 1980-07-25 | Commissariat Energie Atomique | Conteneur de transfert pour elements combustibles nucleaires actifs chauds |
FR2446529A1 (fr) * | 1979-01-12 | 1980-08-08 | Provence Const Met | Conteneur de matieres fortement radioactives |
US4336460A (en) * | 1979-07-25 | 1982-06-22 | Nuclear Assurance Corp. | Spent fuel cask |
DE3012256A1 (de) * | 1980-03-29 | 1981-10-15 | Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau | Behaelter zum transport und/oder lagerung radioaktiver stoffe |
US4456827A (en) * | 1980-07-11 | 1984-06-26 | Transnuklear Gmbh | Transportation and/or storage containers for radioactive material |
US4532104A (en) * | 1981-04-06 | 1985-07-30 | British Nuclear Fuels Limited | Transport and storage flask for nuclear fuel |
US4666659A (en) * | 1983-10-25 | 1987-05-19 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Shipping and storage container for spent nuclear fuel |
US4780268A (en) * | 1984-06-13 | 1988-10-25 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron absorber articles |
US4983352A (en) * | 1984-11-13 | 1991-01-08 | Westinghouse Electric Corp. | Closure system for a spent fuel storage cask |
US4780269A (en) * | 1985-03-12 | 1988-10-25 | Nutech, Inc. | Horizontal modular dry irradiated fuel storage system |
JPS62133395A (ja) * | 1985-12-05 | 1987-06-16 | 原子燃料工業株式会社 | 原子燃料集合体の輸送方法 |
DE3639653A1 (de) * | 1986-11-29 | 1988-06-23 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Deckelverschluss fuer den aeusseren abschirmbehaelter eines doppelbehaeltersystems zum transport und zur lagerung von radioaktiven abfaellen |
US4827139A (en) * | 1987-04-20 | 1989-05-02 | Nuclear Assurance Corporation | Spent nuclear fuel shipping basket and cask |
US5061858A (en) * | 1987-10-19 | 1991-10-29 | Westinghouse Electric Corp. | Cask assembly for transporting radioactive material of different intensities |
US4825088A (en) * | 1987-10-30 | 1989-04-25 | Westinghouse Electric Corp. | Lightweight titanium cask assembly for transporting radioactive material |
GB8729504D0 (en) * | 1987-12-18 | 1988-02-03 | British Nuclear Fuels Plc | Transport & storage flask |
US5044846A (en) * | 1988-04-15 | 1991-09-03 | Westinghouse Electric Corp. | Compliant tiedown system for securing a cask for transporting radioactive materials to a vehicle |
US4896046A (en) * | 1988-05-24 | 1990-01-23 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod shipping cask having peripheral fins |
US4883637A (en) * | 1988-08-25 | 1989-11-28 | Nuclear Assurance Corporation | Closure arrangement for spent nuclear fuel shipping containers |
US4930650A (en) * | 1989-04-17 | 1990-06-05 | Nuclear Assurance Corporation | Spent nuclear fuel shipping basket |
FR2674667B1 (fr) * | 1991-03-25 | 1994-09-02 | Framatome Sa | Dispositif de fixation d'un objet sur une structure de transport et en particulier dispositif de verrouillage d'un assemblage combustible dans un conteneur de transport. |
FR2674668B1 (fr) * | 1991-03-25 | 1993-07-16 | Framatome Sa | Dispositif de fixation d'un objet sur une structure de transport et en particulier dispositif de verrouillage d'un assemblage combustible dans un conteneur. |
DE4135066C1 (zh) * | 1991-10-24 | 1993-04-01 | Gns Gesellschaft Fuer Nuklear-Service Mbh, 4300 Essen, De |
-
1993
- 1993-10-08 US US08/131,973 patent/US5406600A/en not_active Expired - Lifetime
- 1993-10-15 TW TW082108581A patent/TW295669B/zh not_active IP Right Cessation
-
1994
- 1994-10-07 EP EP94930661A patent/EP0673540A4/en not_active Withdrawn
- 1994-10-07 KR KR1019950702280A patent/KR100364148B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1994-10-07 KR KR10-2002-7009769A patent/KR100395364B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1994-10-07 JP JP51193795A patent/JP3566294B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1994-10-07 WO PCT/US1994/011413 patent/WO1995010837A1/en not_active Application Discontinuation
- 1994-10-07 CN CN94190771A patent/CN1115586A/zh active Pending
- 1994-10-07 ZA ZA947870A patent/ZA947870B/xx unknown
- 1994-10-07 KR KR1020027005405A patent/KR100364145B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1994-10-07 AU AU79710/94A patent/AU7971094A/en not_active Abandoned
-
1995
- 1995-04-10 US US08/419,721 patent/US5513232A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-04-10 US US08/419,120 patent/US5546436A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-04-10 US US08/419,722 patent/US5513231A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-08 FI FI952819A patent/FI952819A/fi not_active Application Discontinuation
Cited By (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101562057B (zh) * | 2004-03-18 | 2013-02-13 | 霍尔泰克国际股份有限公司 | 用于存储高放废物的系统和方法 |
CN102959640A (zh) * | 2010-06-25 | 2013-03-06 | Tn国际公司 | 用于运输和/或存储放射性材料的容器 |
CN105378852A (zh) * | 2013-05-22 | 2016-03-02 | Tn国际公司 | 包括减震箱导轨的用于乏燃料的存储容器 |
CN105378852B (zh) * | 2013-05-22 | 2017-05-24 | Tn国际公司 | 包括减震箱导轨的用于乏燃料的存储容器 |
CN105531770A (zh) * | 2013-09-06 | 2016-04-27 | Tn国际公司 | 用于放射性物质的运输和/或临时存放的封装物的减震防护元件 |
CN105531770B (zh) * | 2013-09-06 | 2018-01-02 | Tn国际公司 | 用于放射性物质的运输和/或临时存放的封装物的减震防护元件 |
CN109416949A (zh) * | 2016-07-01 | 2019-03-01 | 霍尔泰克国际公司 | 用于存储和/或运输乏核燃料的容器 |
CN109416949B (zh) * | 2016-07-01 | 2023-05-26 | 霍尔泰克国际公司 | 用于存储和/或运输乏核燃料的容器 |
CN109963663A (zh) * | 2016-11-18 | 2019-07-02 | 萨尔瓦托雷·莫里卡 | 用于废物处理的受控hip容器塌缩 |
CN109963663B (zh) * | 2016-11-18 | 2022-04-08 | 萨尔瓦托雷·莫里卡 | 用于废物处理的受控hip容器塌缩 |
CN112041941B (zh) * | 2018-04-27 | 2024-03-01 | Tn国际公司 | 用于放射性材料的运输和/或存储以使生产更容易并提高热导率的包装件 |
CN112041941A (zh) * | 2018-04-27 | 2020-12-04 | Tn国际公司 | 用于放射性材料的运输和/或存储以使生产更容易并提高热导率的包装件 |
CN113168926A (zh) * | 2018-11-29 | 2021-07-23 | 霍尔泰克国际公司 | 乏核燃料罐 |
CN110797131A (zh) * | 2019-11-08 | 2020-02-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种具有可变屏蔽层的新型集装箱辐射防护装置 |
CN111430057A (zh) * | 2020-03-18 | 2020-07-17 | 张云逢 | 高放射性核废料容器 |
WO2022033606A1 (zh) * | 2020-11-13 | 2022-02-17 | 中广核工程有限公司 | 核电站乏燃料贮罐运输容器 |
CN112466500A (zh) * | 2020-11-13 | 2021-03-09 | 中广核工程有限公司 | 核电站乏燃料贮罐运输容器 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US5513231A (en) | 1996-04-30 |
AU7971094A (en) | 1995-05-04 |
JPH08507381A (ja) | 1996-08-06 |
TW295669B (zh) | 1997-01-11 |
KR100364145B1 (ko) | 2002-12-11 |
US5513232A (en) | 1996-04-30 |
KR100364148B1 (ko) | 2003-02-11 |
JP3566294B2 (ja) | 2004-09-15 |
EP0673540A1 (en) | 1995-09-27 |
KR100395364B1 (ko) | 2003-08-21 |
ZA947870B (en) | 1995-05-22 |
FI952819A0 (fi) | 1995-06-08 |
US5546436A (en) | 1996-08-13 |
FI952819A (fi) | 1995-06-08 |
US5406600A (en) | 1995-04-11 |
WO1995010837A1 (en) | 1995-04-20 |
EP0673540A4 (en) | 1996-06-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1115586A (zh) | 废核燃料运输与贮存用的屏蔽罐 | |
CN1128451C (zh) | 核燃料组件的运输容器 | |
CN1332397C (zh) | 未受辐照的核燃料元件运输系统 | |
CN1117322A (zh) | 输送与贮存废核燃料用的容器 | |
US20150069274A1 (en) | Container system for radioactive waste | |
DE10228387B4 (de) | Behältersystem zum Transport und zur Lagerung hochradioaktiver Materialien | |
EP0034150A1 (de) | Transportbehälter für radioaktives material. | |
CN101971267A (zh) | 核燃料组件用的运输容器和运输核燃料组件的运输方法 | |
US10800316B2 (en) | Sand trailer | |
US5894134A (en) | Shipping container for radioactive material | |
JPH11295483A (ja) | 放射性物質のための容器の放射線防護装置及びその使用方法 | |
JP2008076270A (ja) | 放射性物質の輸送兼貯蔵容器 | |
JP4782061B2 (ja) | 放射性物質の輸送あるいは貯蔵容器 | |
JP2007240173A (ja) | 放射性物質の輸送・貯蔵容器 | |
CN110444306A (zh) | 一种乏燃料运输容器 | |
US20150034639A1 (en) | Final disposal container and method for the production thereof | |
CN109545410B (zh) | 立式、卧式贮存两用乏燃料贮罐 | |
CN218513187U (zh) | 一种核燃料组件运输容器 | |
JP7356953B2 (ja) | 緩衝蓋、放射性物質収納容器の保護装置および放射性物質収納容器の保護方法 | |
CN210073345U (zh) | 一种乏燃料运输容器 | |
CN211365713U (zh) | 一种化工用可防撞击的化工储存罐 | |
CN219506056U (zh) | 一种船维修的可移动支撑底座 | |
JP4250474B2 (ja) | キャスク | |
CN212150897U (zh) | 一种漏斗自卸车保护顶棚 | |
US10633163B1 (en) | Transport container for radioactive material |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C01 | Deemed withdrawal of patent application (patent law 1993) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |