CZ289913B6 - Metal-made screening vessel - Google Patents

Metal-made screening vessel Download PDF

Info

Publication number
CZ289913B6
CZ289913B6 CZ19994378A CZ437899A CZ289913B6 CZ 289913 B6 CZ289913 B6 CZ 289913B6 CZ 19994378 A CZ19994378 A CZ 19994378A CZ 437899 A CZ437899 A CZ 437899A CZ 289913 B6 CZ289913 B6 CZ 289913B6
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
longitudinal
longitudinal chambers
chambers
shielding
vessel
Prior art date
Application number
CZ19994378A
Other languages
Czech (cs)
Other versions
CZ437899A3 (en
Inventor
Harry Dr. Ing. Spilker
Original Assignee
Gnb Gesellschaft Für Nuklear-Behälter Mbh
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Gnb Gesellschaft Für Nuklear-Behälter Mbh filed Critical Gnb Gesellschaft Für Nuklear-Behälter Mbh
Publication of CZ437899A3 publication Critical patent/CZ437899A3/en
Publication of CZ289913B6 publication Critical patent/CZ289913B6/en

Links

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
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

In the invented metal-made screening vessel, particularly of steel, intended for transportation of deteriorated fuel elements of nuclear reactors or the like, the vessel jacket (2) is provided on its outer side with elongated chambers, filled with neutron moderator (4) and closed by welded on segment plates (5). The elongated chambers extend at obtuse angle to radial direction (R) and in the radial direction (R), they form a covering of said neutron moderator (4).

Description

Vynález se týká stínící nádoby z kovu, zejména oceli, pro přepravu a skladování vyhořelých palivových článků jaderných reaktorů a podobně, s pláštěm nádoby, který má na vnější straně podélné komory, naplněné neutronovým moderátorem a uzavřené svařenými segmentovými plechy.The invention relates to a shielding vessel of metal, in particular steel, for the transport and storage of spent nuclear fuel elements of nuclear reactors and the like, with a vessel shell having an external longitudinal chamber filled with a neutron moderator and closed by welded segmental sheets.

Dosavadní stav technikyBACKGROUND OF THE INVENTION

U jedné z praxe známé stínící nádoby tohoto druhu jsou podélné komory pro neutronový moderátor vytvořeny radiálními můstky, přivařenými na plášť nádoby. To je nákladné a z funkčního hlediska neuspokojivé. Přes komorové můstky musí být veškeré teplo, vznikající v stínící nádobě, odvedeno na povrch. Gama záření má být odstíněno kovem pláště nádoby a neutronové záření neutronovým moderátorem. Jsou-li radiální můstky příliš tenké, dochází ke shlukování tepla a tím k vysoké vnitřní teplotě ve stínící nádobě. Pokud jsou radiální můstky příliš tlusté, vzniká tam kvůli chybějícímu neutronovému moderátoru takzvaný neutronový tok, to jest zvýšená dávková intenzita neutronů na povrchu. Tloušťka radiálních můstků v sobě obsahuje proto vždy určitý kompromis.In one known shielding vessel of this kind, the longitudinal neutron moderator chambers are formed by radial bridges welded to the vessel shell. This is expensive and functionally unsatisfactory. Through the thermal bridges all heat generated in the shielding vessel must be dissipated to the surface. Gamma radiation should be shielded by the container shell metal and neutron radiation by a neutron moderator. If the radial bridges are too thin, heat build-up and thus a high internal temperature in the shielding vessel occurs. If the radial bridges are too thick, there is a so-called neutron flux, i.e. increased neutron dose intensity on the surface, due to the lack of a neutron moderator. The thickness of the radial bridges therefore always contains a certain compromise.

Úkolem vynálezu je vytvořit v úvodu jmenovaným způsobem stínící nádobu tak, aby ji bylo možné jednoduše vyrobit a byla funkčně bezpečná.SUMMARY OF THE INVENTION It is an object of the invention to provide a screening container in the aforementioned manner so that it can be manufactured and functionally safe.

Podstata vynálezuSUMMARY OF THE INVENTION

Tento úkol splňuje stínící nádoba z kovu, zejména oceli, pro přepravu a skladování vyhořelých palivových článků jaderných reaktorů a podobně, s pláštěm nádoby, který má na vnější straně podélné komoiy naplněné neutronovým moderátorem a uzavřené svařenými segmentovými plechy, podle vynálezu, jehož podstatou je, že podélné komoiy jsou vytvořeny v plášti nádoby, probíhají v tupém úhlu k radiálnímu směru a v radiálním směru překrývají neutronový moderátor.This object is achieved by a shielding vessel of metal, in particular steel, for the transport and storage of spent nuclear fuel elements of nuclear reactors and the like, with a vessel shell having on the outside a longitudinal chamber filled with a neutron moderator and closed by welded segmental sheets. that the longitudinal chambers are formed in the container shell, extend at an obtuse angle to the radial direction and overlap the neutron moderator in the radial direction.

Díky šikmému uspořádání podélných komor je možná optimální regulace stínících vlastností na fyzikálních základech. Stínění záření gama nastává blízko zdroje a stínění neutronů na vnějším okraji stínění záření gama. Prostřednictvím šikmého ustavení vestavěného neutronového moderátoru je neutronový tok vyloučen, protože se moderátorové můstky v radiálním směru překrývají. Odvod tepla se v dostatečné míře dosáhne můstky v základním materiálu nádoby.Thanks to the inclined arrangement of the longitudinal chambers, optimal control of the shielding properties on physical foundations is possible. Gamma radiation shielding occurs near the source and neutron shielding at the outer edge of the gamma radiation shielding. Due to the inclined alignment of the built-in neutron moderator, neutron flux is eliminated because the moderator bridges overlap in the radial direction. The heat dissipation is sufficiently achieved by bridges in the base material of the vessel.

Pro další úpravu existuje v rámci vynálezu více možností, které jsou přednostně uvedeny dále.For further modification, there are several possibilities within the scope of the invention, which are preferably given below.

Podélné komory jsou zejména v plášti nádoby vyfrézované podélné komory. Přitom se doporučuje provést podélné komory s konci vybíhajícími v podélném směru. Podélné komory mají být uzavřeny segmentovými plechy, které se rozprostírají přes více podélných komor, přednostně přes čtyři podélné komory. V této souvislosti se doporučuje přivařit segmentové plechy v podélném směru na můstky, které probíhají mezi podélnými komorami a ve směru obvodovém pod spodní a nad horní vybíhající konce. Běžně se mají segmentové plechy před svařením opatřit na své vnější straně přivřenými podélnými chladicími žebry, takže je možné se vyhnout pozdějšímu připevňování na stínící nádobu.In particular, the longitudinal chambers are milled longitudinal chambers in the container shell. In this case, it is recommended to provide longitudinal chambers with ends extending in the longitudinal direction. The longitudinal chambers are to be closed by segmental sheets which extend over a plurality of longitudinal chambers, preferably over four longitudinal chambers. In this context, it is recommended to weld segmental sheets in the longitudinal direction to the webs which extend between the longitudinal chambers and in the circumferential direction below the lower and above the upper projecting ends. Typically, the segmental sheets are to be provided with longitudinal cooling ribs on their outside before welding, so that later attachment to the shielding vessel can be avoided.

Přehled obrázků na výkresechBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS

Vynález bude dále blíže objasněn na základě schematického znázornění příkladu provedení podle 5 přiložených výkresů, na nichž znamená obr. 1 část stínící nádoby v příčném řezu a obr. 2 předmět podle obr. 1 v podélném řezu.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS The invention will now be explained in more detail with reference to the accompanying drawings, in which: FIG. 1 is a cross-sectional view of a shielding vessel; and FIG. 2 is a longitudinal sectional view of FIG.

Příklady provedení vynálezuDETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

Stínící nádoba, znázorněná na obrázcích, sestává z kovu, zejména z oceli, a je určena pro přepravu a ukládání vyhořelých palivových článků jaderných reaktorů nebo podobných radioaktivních předmětů. Ve svém základním provedení sestává z pláště 2 nádoby, opatřeného dnem 1, na který je možno nasadit na obrázcích neznázoměné víko.The shielding vessel shown in the figures consists of metal, in particular steel, and is intended for the transport and storage of spent nuclear fuel elements of nuclear reactors or similar radioactive objects. In its basic embodiment, it consists of a container shell 2 provided with a bottom 1 on which a lid (not shown) can be fitted.

Plášť 2 nádoby disponuje na své vnější straně podélnými komorami 3, které jsou naplněny neutronovým moderátorem 4 a které jsou uzavřeny přivařenými segmentovými plechy 5. Tyto podélné komory 3 probíhají, jak je možné z obrázků lehce rozpoznat, v tupém úhlu k radiálnímu směru 4 a v radiálním směru R je v plášti 2 nádoby vyrobeno frézováním překrytí moderátorů 4. 20 Přitom mají podélné komory 3 v podélném směru vybíhající konce 6 podle obr. 2.The container housing 2 has on its outside longitudinal chambers 3 which are filled with neutron moderator 4 and which are closed by welded segment plates 5. These longitudinal chambers 3, as can be easily seen from the figures, run at an obtuse angle to the radial direction 4 and In this case, the longitudinal chambers 3 have longitudinally extending ends 6 according to FIG. 2.

Podélné komory 3 jsou uzavřeny segmentovými plechy 5, které se táhnou přes čtyři podélné komory 3, a které jsou v podélném směru přivařeny na můstky 7, probíhající mezi podélnými komorami podle obr. 1 a v obvodovém směru pod spodními a nad horními vybíhajícími konci 6 25 podle obr. 2. Z obrázků je možné poznat, že segmentové plechy 5 mají na svých vnějších stranách přivařená podélná chladicí žebra 8.The longitudinal chambers 3 are closed by segmental sheets 5 which extend over the four longitudinal chambers 3 and which are welded in the longitudinal direction to the bridges 7 extending between the longitudinal chambers according to Fig. 1 and circumferentially below the lower and above the projecting ends 6 It can be seen from the figures that the segmental sheets 5 have welded longitudinal cooling fins 8 on their outer sides.

Claims (6)

1. Stínící nádoba z kovu, zejména z oceli, pro přepravu a skladování vyhořelých palivových1. Shielding vessel of metal, in particular of steel, for the transport and storage of spent fuel 35 článků jaderných reaktorů a podobně, s pláštěm (2) nádoby, který má na vnější straně podélné komory (3), naplněné neutronovým moderátorem (4) a uzavřené svařenými segmentovými plechy (5), vyznačující se tím, že podélné komory (3) jsou vytvořeny v plášti (2) nádoby, probíhající v tupém úhlu k radiálnímu směru (R) a v radiálním směru (R) překrývají neutronový moderátor (4).35 nuclear reactor elements and the like, with a vessel shell (2) having an outer side of the longitudinal chamber (3), filled with a neutron moderator (4) and closed by welded segmental sheets (5), characterized in that the longitudinal chambers (3) are formed in the container housing (2), which extend at an obtuse angle to the radial direction (R) and overlap the neutron moderator (4) in the radial direction (R). 2. Stínící nádoba podle nároku 1, vyznačující se tím, že podélné komory (3) jsou v plášti (2) nádoby vyfrézované podélné komory (3).Shielding vessel according to claim 1, characterized in that the longitudinal chambers (3) have milled longitudinal chambers (3) in the vessel housing (2). 3. Stínící nádoba podle nároku 1 nebo 2, vyznačující se tím, že podélné komory (3) 45 mají konce (6), vybíhající v podélném směru.Shielding vessel according to claim 1 or 2, characterized in that the longitudinal chambers (3) 45 have ends (6) extending in the longitudinal direction. 4. Stínící nádoba podle jednoho z nároků 1 až 3, vyznačující se tím, že podélné komory (3) jsou uzavřeny segmentovými plechy (5), rozkládajícími se přes více podélných komor (3), přednostně přes čtyři podélné komory (3).Shielding vessel according to one of Claims 1 to 3, characterized in that the longitudinal chambers (3) are closed by segmental sheets (5) extending over a plurality of longitudinal chambers (3), preferably over four longitudinal chambers (3). 5. Stínící nádoba podle nároku 4, vyznačující se tím, že segmentové plechy (5) jsou v podélném směru přivařeny na můstky (7), probíhající mezi podélnými komorami (3) a v obvodovém směru pod spodními stejně jako nad horními vybíhajícími konci (6).Shielding vessel according to claim 4, characterized in that the segmental sheets (5) are welded in the longitudinal direction to the webs (7) extending between the longitudinal chambers (3) and in the circumferential direction below the lower as well as over the upper projecting ends (6). ). 6. Stínící nádoba podle jednoho z nároků 1 až 5, vyznačující se tím, že segmentové plechy (5) mají na své vnější straně navařená podélná chladicí žebra (8).Shielding vessel according to one of Claims 1 to 5, characterized in that the segmental sheets (5) have welded longitudinal cooling fins (8) on their outer side.
CZ19994378A 1998-12-09 1999-12-06 Metal-made screening vessel CZ289913B6 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19856685A DE19856685A1 (en) 1998-12-09 1998-12-09 Shielding container

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CZ437899A3 CZ437899A3 (en) 2000-06-14
CZ289913B6 true CZ289913B6 (en) 2002-04-17

Family

ID=7890438

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CZ19994378A CZ289913B6 (en) 1998-12-09 1999-12-06 Metal-made screening vessel

Country Status (3)

Country Link
EP (1) EP1008994B1 (en)
CZ (1) CZ289913B6 (en)
DE (2) DE19856685A1 (en)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2453006C1 (en) * 2011-02-02 2012-06-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" Container to transport spent nuclear fuel
RU2458417C1 (en) * 2011-04-22 2012-08-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Cover for spent fuel assemblies
RU2459295C1 (en) * 2011-04-22 2012-08-20 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays
RU2463677C1 (en) * 2011-04-22 2012-10-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors
RU2465662C1 (en) * 2011-07-20 2012-10-27 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel
RU2486614C1 (en) * 2011-11-02 2013-06-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Петрозаводский государственный университет" Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel
RU2479876C1 (en) * 2011-11-10 2013-04-20 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Container to transport and/or store spent nuclear fuel
RU2593273C1 (en) * 2015-08-04 2016-08-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Container for spent nuclear fuel transportation and storage
RU2593388C1 (en) * 2015-08-04 2016-08-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Cover for placing and storing of spent fuel assemblies of vver-1000 reactor
RU171909U1 (en) * 2016-12-07 2017-06-21 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER
RU2642449C1 (en) * 2017-01-10 2018-01-25 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Container for tp with casing from high-strength spheroidal graphite cast iron
RU2646852C1 (en) * 2017-01-10 2018-03-12 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite
RU2707871C1 (en) * 2019-03-27 2019-12-02 Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ") Container cover for transportation and storage of spent reactor fuel assembly

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LU37754A1 (en) * 1958-10-17
FR2074726A7 (en) * 1970-01-22 1971-10-08 Robatel Slpi Composite packaging material esp - for radio chemicals
BE791334A (en) * 1971-11-15 1973-03-01 Lemer & Cie PERFECTED DEVICE FOR AIR COOLING OF RADIOACTIVE PRODUCTS TRANSPORT CASTLES
DE2740933C2 (en) * 1977-09-10 1982-11-25 GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen Transport and storage containers for radioactive substances, especially irradiated nuclear reactor fuel elements
DE7911030U1 (en) * 1979-04-14 1979-08-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau SHIELD CONTAINER FOR THE TRANSPORT AND / OR STORAGE OF BURNED FUEL ELEMENTS
FR2521764A1 (en) * 1982-02-12 1983-08-19 Creusot Loire NEUTRON PROTECTION DEVICE FOR RADIO-ACTIVE PRODUCT
DE3620737C1 (en) * 1986-06-20 1987-10-01 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Double container system for the transport and storage of radioactive substances
DE4402282C1 (en) * 1994-01-27 1995-04-13 Apparate Und Anlagenbau Gmbh Method of making a welded connection, and transport and storage container produced according to this method for spent nuclear fuel assemblies

Also Published As

Publication number Publication date
DE59906938D1 (en) 2003-10-16
EP1008994A1 (en) 2000-06-14
CZ437899A3 (en) 2000-06-14
DE19856685A1 (en) 2000-06-15
EP1008994B1 (en) 2003-09-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0757361B1 (en) Transport/storage cask for a radioactive material
CZ289913B6 (en) Metal-made screening vessel
US9672948B2 (en) Cask apparatus, system and method for transporting and/or storing high level waste
US3962587A (en) Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies
US4339411A (en) Shielding container for the transportation and/or for storage of spent fuel elements
US3780306A (en) Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers
RU2348085C1 (en) Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel
RU2465662C1 (en) Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel
JPH032695A (en) Radiation shielding material with high heat removal efficiency
US4868400A (en) Ductile iron cask with encapsulated uranium, tungsten or other dense metal shielding
JP2020076732A (en) Nuclear power plant
US4388268A (en) Transportation and/or storage containers for radioactive materials
JP5808303B2 (en) Radioactive material transport storage container
KR102626866B1 (en) A spent nuclear fuel disposal vessel that recovers decay heat by applying thermo electronic module
JP2001318187A (en) Cask
JP4398929B2 (en) Spent fuel storage container
RU187096U1 (en) CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL
JP5357661B2 (en) Radioactive material storage container
RU2686476C1 (en) Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage
JP4815100B2 (en) Transport and storage containers for radioactive materials that generate heat, especially spent nuclear fuel elements or high-level radioactive waste-glass solids
WO2020251383A1 (en) Container for transporting and/or storing spent fuel assemblies
KR102638259B1 (en) Packaging for transport and/or storage of radioactive materials, allowing for easy manufacturing and improved thermal conductivity
JPS5930474Y2 (en) Container for transporting spent nuclear fuel
JP2001133590A (en) Cask
JP6165011B2 (en) Radioactive material storage container

Legal Events

Date Code Title Description
PD00 Pending as of 2000-06-30 in czech republic
MM4A Patent lapsed due to non-payment of fee

Effective date: 20051206