DE1119427B - Transportbehaelter fuer radioaktiven Stoff - Google Patents

Transportbehaelter fuer radioaktiven Stoff

Info

Publication number
DE1119427B
DE1119427B DEE18369A DEE0018369A DE1119427B DE 1119427 B DE1119427 B DE 1119427B DE E18369 A DEE18369 A DE E18369A DE E0018369 A DEE0018369 A DE E0018369A DE 1119427 B DE1119427 B DE 1119427B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
transport container
ribs
container according
container
lead
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
Application number
DEE18369A
Other languages
English (en)
Inventor
Elmer Cosby Lusk
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
EDLOW LEAD Co
Original Assignee
EDLOW LEAD Co
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 EDLOW LEAD Co filed Critical EDLOW LEAD Co
Publication of DE1119427B publication Critical patent/DE1119427B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Packages (AREA)
  • Wrappers (AREA)
  • Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft einen Transportbehälter für radioaktiven Stoff, bestehend aus einem inneren Behälter aus nichtrostendem Stahl, einem dazu konzentrisch und in einem Abstand außerhalb des inneren Behälters angeordneten äußeren Gehäuse aus nichtrostendem Stahl sowie einem in dem Raum zwischen dem inneren Behälter und dem Gehäuse angeordneten, zur Strahlungsabschirmung dienendem Stoff in Form einer einheitliehen, aus gegossenem Blei bestehenden Masse.
Beim Transport der verbrauchten Brennstoffelemente bzw. -stäbe aus Atomreaktoren ergeben sich zwei Schwierigkeiten. Erstens besteht die Notwendigkeit, für einen Strahlungsschutz zu sorgen, den gewöhnlich eine Abschirmung aus Blei liefert, und zweitens muß die durch die Brennstoffelemente erzeugte Wärme abgeführt werden. Mit Aluminium überzogene Brennstoffelemente müssen beispielsweise auf einer relativ niedrigen Temperatur gehalten werden, um ein Erweichen und Schmelzen des Aluminiums zu verhindern. Mit Umhüllungen aus nichtrostendem Stahl versehene Brennstoffelemente müssen ebenfalls während des Transports auf einer niedrigen Temperatur gehalten werden, da der Schmelzpunkt der aus Blei bestehenden Abschirmung verhältnismäßig niedrig ist. Wenn Teile eines solchen Transportbehälters so heiß werden, daß die Bleiabschirmung in dem Behälter schmilzt, dehnt sich das schmelzende Blei aus, so daß dann das sich ausdehnende Blei den Versandbehälter auseinandersprengen kann.
Es sind Transportbehälter bekannt, die aus einem inneren Behälter aus nichtrostendem Stahl mit einer zylindrischen Wand, einem dazu konzentrisch und in einem Abstand außerhalb des inneren Behälters angeordneten äußeren Gehäuse aus nichtrostendem Stahl mit einer zylindrischen Wand bestehen sowie aus einem in dem Raum zwischen dem inneren Behälter und dem Gehäuse angeordneten, zur Strahlungsabschirmung dienenden Stoff in Form einer einheitlichen, aus Blei gegossenen Masse.
Diese Behälter besitzen jedoch den Nachteil einer zu geringen Wärmeableitung vom Inneren des Behälters nach außen, so daß sie vor dem Versand entweder eine längere Zeit gelagert werden müssen, bis sich das Ausmaß der Wärmeerzeugung so weit vermindert hat, daß ein gefahrloser Transport möglich wird, oder es muß, wenn sie transportiert werden sollen, während sie thermisch noch verhältnismäßig aktiv sind, ein besonderes Kühlsystem vorgesehen sein, das aus Sicherheitsgründen auch während des Transports in Betrieb gehalten wird.
Transportbehälter für radioaktiven Stoff
Anmelder:
The Edlow Lead Company,
Columbus, Ohio (V. St. A.)
Vertreter: Dr.-Ing. F. Wuesthoff, Dipl.-Ing. G. Puls und Dipl.-Chem. Dr. rer. nat. E. Frhr. v. Pechmann, Patentanwälte, München 9, Schweigerstr. 2
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 17. Oktober 1958
Elmer Cosby Lusk, Columbus, Ohio (V. St. Α.),
ist als Erfinder genannt worden
Bei der Vorrichtung nach der Erfindung werden diese Nachteile dadurch behoben, daß wärmeleitende Bauteile an dem äußeren Gehäuse befestigt sind und
a5 sich von ihm aus in den Abschirmungsstoff hinein erstrecken.
Hierdurch wird eine gute Wärmeleitung zwischen der Innenseite und der Außenseite des Behälters erzielt, so daß die innerhalb des Behälters durch den radioaktiven Stoff erzeugte Wärme an die Umgebungsluft abgegeben oder mit Hilfe eines Kühlsystems leichter abgeführt werden kann. Der Transportbehälter nach der Erfindung kann zum Transport von thermisch noch verhältnismäßig aktiven, verbrauchten Reaktorbrennstoffelementen verwendet werden. Auf diese Weise können Lagerkosten eingespart werden, da man die Lagerzeit der verbrauchten Brennstoffelemente vor dem Abtransport verkürzen kann.
Die wärmeleitenden Bauteile sind zweckmäßig so angeordnet, daß eine erhebliche Herabsetzung desAbschirmungsvermögens des Abschirmungsstoffes gegenüber einer vom Inneren des Behälters ausgehenden geradlinigen Strahlung vermieden wird. Hierzu können die wärmeleitenden Bauteile in Form von Rippen ausgebildet sein, die sich in Richtung der Achse des Behälters erstrecken und jeweils unter einem erheblichen Winkel gegenüber einem Radius angeordnet sind, der die Verbindungsstelle zwischen der betreffenden Rippe und dem äußeren Gehäuse schneidet. Die Rippen, die nur bis zu einer bestimmten Tiefe in den Abschirmungsstoff hineinragen, können an ihren inneren Enden hakenförmig ausgebildet sein. Alternativ
109 749/463
können sich die Rippen innerhalb des Abschirmungsstoffes bis zu dem inneren Behälter erstrecken und können außerdem mit Öffnungen versehen sein.
Die Berührungsfläche zwischen den wärmeleitenden Bauteilen und dem äußeren Gehäuse beträgt vorzugsweise mindestens 3% der gesamten Innenfläche des dem Abschirmungsstoff benachbarten äußeren Gehäuses.
Die wärmeleitenden Bauteile bestehen vorzugsweise aus einem Stoff, der im Vergleich zu dem Abschirmungsstoff eine hohe Wärmeleitfähigkeit aufweist. Sie können aus Kupfer oder einem eisenhaltigen Metall einschließlich Eisen selbst hergestellt sein. Wärmeleitende Bauteile aus Kupfer in Form von Rippen können an einem äußeren Gehäuse aus nichtrostendem Stahl mittels Silberlot befestigt werden. Wärmeleitende Bauteile in Form von Rippen aus einem eisenhaltigen Metall oder aus Eisen können mit einem äußeren Gehäuse aus nichtrostendem Stahl durch Schweißen verbunden werden.
Die Erfindung wird im folgenden an Hand schematischer Zeichnungen an mehreren Ausführungsbeispielen näher erläutert.
Fig. 1 ist eine teilweise als senkrechter Schnitt gezeichnete Seitenansicht einer Ausbildungsform eines Transportbehälters;
Fig. 2 ist ein Querschnitt längs der Linie 2-2 in Fig. 1;
Fig. 3 ist ein in größerem Maßstab gezeichneter Randausschnitt aus Fig. 2;
Fig. 4 ähnelt Fig. 1, zeigt jedoch eine abgeänderte Ausbildungsform;
Fig. 5 ist ein Querschnitt längs der Linie 5-5 in Fig. 4;
Fig. 6 ist ein Schnitt längs der Linie 6-6 in Fig. 5.
Es sind bereits Transportbehälter bekannt, die in der Weise hergestellt werden, daß man geschmolzenes Blei in einen ringförmigen zylindrischen Hohlraum zwischen einem relativ dünnwandigen Behälter und einem äußeren Gehäuse eingießt. Der innerhalb des Behälters verbleibende Raum dient dann zur Aufnahme der zu transportierenden radioaktiven Stoffe. Bei der Herstellung solcher Behälter mit einer Bleifüllung schrumpft bekanntlich bei der Erstarrung das Blei. Diese ist darauf zurückzuführen, daß das Blei im Vergleich zu den Stoffen, z. B. Stahl, aus denen der innere Behälter und das äußere Gehäuse hergestellt werden, einen verhältnismäßig hohen Wärmeausdehnungsbeiwert aufweist. Während der Schrumpfung neigt das Blei dazu, am Umfang des inneren Behälters zu erstarren und sich dabei von der Innenseite des äußeren Gehäuses des Behälters zu lösen. Auf diese Weise kommt beim Erstarren des Bleis an der Innenfläche des äußeren Gehäuses ein gleichmäßiger Spalt zwischen dem Blei und dem äußeren Gehäuse zustande. Das Fehlen einer Berührung zwischen dem äußeren Gehäuse und dem Bleimantel wirkt aber wie eine Isolierung, durch die eine ausreichende Übertragung von Wärme zur Außenfläche des Behälters verhindert wird.
Wenn verbrauchte Brennstoffelemente, die erhebliche Wärmemengen erzeugen, in einem solchen Behälter transportiert werden, wird die durch die Brennstoffelemente erzeugte Wärme nicht in genügendem Ausmaß abgeführt, und Teile des Bleimantels, und zwar gewöhnlich der Außenfläche des inneren Behälters benachbarte Teile, können so heiß werden, daß sie schmelzen. Hieraus ergeben sich erhebliche Gefahren. Wenn in einem solchen Behälter mit Aluminium umhüllte Brennstoffelemente transportiert werden, kann eine Beschädigung des Aluminiums sogar schon erfolgen, bevor das Blei schmilzt. Es wurde bereits versucht, die Ausbildung dieses Spaltes oder Zwischenraums zu verhindern, und zwar in erster Linie durch Maßnahmen, um das äußere Gehäuse mit der Bleifüllung auf geeignete Weise, z. B. durch Löten, zu verbinden. Diese Bindung sollte ein Wegschrumpfen des Bleis von dem äußeren Gehäuse verhindern. Wenn das Blei schwindet, entwickeln sich jedoch in dem Blei starke Zugspannungen, und die verhältnismäßig niedrige Zugfestigkeit des Bleis führt dazu, daß dieses Bindeverfahren nicht zu brauchbaren Ergebnissen führt und daß sich in dem Blei Risse bilden.
Der in Fig. 1 und 2 gezeigte erfindungsgemäße Transportbehälter 20 für radioaktiven Stoff umfaßt einen inneren Behälter 10 aus nichtrostendem Stahl mit einer zylindrischen Wand und ein gleichachsig mit diesem Behälter angeordnetes äußeres Gehäuse 11 aus nichtrostendem Stahl mit einer zylindrischen Wand, das sich in radialen bzw. axialen Abständen von dem inneren Behälter erstreckt, so daß ein den inneren Behälter 10 umgebender Hohlraum vorhanden ist, der den Abschirmungsstoff aufnehmen kann, das z. B. in Form einer Masse 12 aus Blei vorgesehen ist, das im geschmolzenen Zustand in den Hohlraum eingegossen wurde. Der Transportbehälter ist mit einer Füllöffnung versehen, die durch einen Stopfen 13 verschlossen werden kann; ferner sind Transportgriffe 14, eine einen Teil des äußeren Gehäuses bildende Grundplatte 15 und ein kräftiger Unterbau 16 vorhanden, mit dem der eigentliche Behälter lösbar verbunden ist.
Bei einer Ausbildungsform der Erfindung sind Rippen 17 aus einem eisenhaltigen Metall bzw. aus Eisen in Umf angsabständen verteilt und mit der Innenfläche des äußeren Gehäuses 11 verschweißt. Jede der Rippen 17 ist im wesentlichen über die gesamte senkrechte Höhe der zylindrischen Wand des Gehäuses 11 aus nichtrostendem Stahl mit diesem Gehäuse verschweißt. Die Rippen 17 erstrecken sich teilweise in die Bleimasse 12 hinein. Wie in Fig. 2 gezeigt, ist jede einzelne Rippe bei 18 mit dem äußeren Gehäuse 11 unter Verwendung von Schweißstäben aus nichtrostendem Stahl verschweißt. In Fig. 3 erkennt man ferner den normalerweise vorhandenen Hohlraum 19 zwischen dem äußeren Gehäuse 11 und der Bleimasse 12, der entsteht, wenn die Bleimasse von dem äußeren Gehäuse weg schrumpft; aus Gründen der Deutlichkeit ist der Hohlraum 19 in übertriebenem Maßstab dargestellt.
Es ist ersichtlich, daß die mit dem äußeren Gehäuse 11 verbundenen und in die Bleimasse 12 hineinragenden Rippen 17 eine wärmeleitende Brücke von der Bleimasse zu dem äußeren Gehäuse bilden, so daß eine ausreichende Wärmeleitung zum äußeren Gehäuse des Behälters gewährleistet ist. Die Zahl der an die Innenfläche des äußeren Gehäuses angeschweißten Rippen richtet sich sowohl nach dem gewünschten Ausmaß der Wärmeleitung als auch nach den Abmessungen der Rippen. In Fig. 2 ist eine für die meisten Anwendungsfälle geeignete Anordnung von in Umfangsabständen verteilten Rippen dargestellt.
Jede einzelne Rippe 17 erstreckt sich unter einem erheblichen Winkel gegenüber einem Radius, der die Verbindungsstelle der betreffenden Rippe mit dem
5 6
äußeren Gehäuse schneidet, so daß eine größere Be- cm1-see-1. Im Vergleich hierzu beträgt die Wärmeeinträchtigung des Abschirmungsvermögens des Ab- leitzahl von Blei bei 20° C nur 0,082 cal· (0C)-1-schirmungsmaterials gegenüber einer vom Inneren des cm-1^ see-1. Das Vorhandensein der Kupferrippen Behälters 10 ausgehenden geradlinigen Strahlung ver- 25 innerhalb der Bleimasse 24 trägt somit erheblich mieden wird. Außerdem ist es vorteilhaft, die Rippen 5 zum Abführen von Wärme durch die Bleimasse hin-17 an ihren inneren Enden hakenförmig auszubilden, durch von dem Behälter 22 zu dem äußeren Gehäuse um während der Abkühlung und danach sowie wäh- 23 bei. Ferner ist infolge der Lötverbindung zwischen rend des Schrumpfens der Bleimasse und auch bei den Rippen 25 und dem äußeren Gehäuse 23 ein späteren Temperaturänderangen eine gute wärme- wirksamer Wärmeleitungsweg zu dem äußeren Geleitende Berührung zwischen den Rippen und der io häuse vorhanden.
Bleimasse zu gewährleisten. Es ist zweckmäßig, die Bei beiden Ausbildungsformen wird die Fähigkeit
Rippen vor dem Eingießen des Bleis 12 an das äußere des Behälters, die von der großen thermischen Akti-
Gehäuse 11 anzuschweißen, so daß der letzte größere vität der Bennstoffelemente herrührende Wärme ab-
Schritt bei der Herstellung des Behälters 20 im Ein- zuführen, durch die Rippen erheblich vergrößert,
gießen des Bleis 12 besteht. 15 Außerdem wird der Strahlungsschutz nur unwesent-
Bei dem in Fig. 4, 5 und 6 gezeigten abgeänderten lieh beeinträchtigt, da nur sehr kleine Bleimengen
Ausführungsbeispiel ähnelt der Transportbehälter 21 durch den Rippenwerkstoff ersetzt sind. Beispiels-
dem ersten Ausführungsbeispiel insofern, als er eben- weise geht bei dem Transportbehälter 21 nach Fig. 4
falls einen inneren Behälter 22 aus nichtrostendem durch die Verwendung der Rippen nur das Äquivalent
Stahl, ein äußeres Gehäuse 23 aus nichtrostendem 20 einer Bleidicke von etwa 3,2 mm, bezogen auf eine
Stahl und eine einheitliche gegossene Bleimasse 24 gesamte Bleidicke von etwa 280 mm, verloren, wäh-
umfaßt. Bei dem zweiten Ausführungsbeispiel sind rend dieser Verlust bei dem Transportbehälter 20
Rippen 25 aus Kupfer in gleichmäßigen Umfangs- nach Fig. 1 vernachlässigbar klein ist.
abständen verteilt und an der Innenfläche des äuße- Im folgenden sind die tatsächlichen Abmessungen
ren Gehäuses 23 befestigt; diese Rippen erstrecken 25 der gezeigten Behälter zusammengestellt,
sich durch die Bleimasse 24 hindurch zu dem inneren „ ,..., , . _ .n
Behälter 22. Die Rippen 25 sind an dem äußeren Ge- Behalterdurchmesser .. 940 mm
häuse 23 über die ganze Länge seiner zylindrischen Behälterhöhe 1400 mm
Wand mittels Silberlot befestigt, während sie den Bleiringdicke 280 mm
inneren Behälter 22 tangential berühren. Es ist nicht 30 Rippendicke 1,6 mm bei Behälter 21
erforderlich, die Rippen fest mit dem inneren Behäl- 3 2 mm bei Behälter 20 tor zu verbinden. Wie in Fig. 6 gezeigt kann jede Rippenlochdurchmesser 19'mm bei Behälter 21 Rippe 25 eine Anzahl von kleinen Lochern 26 aufweisen. Die Rippen werden zunächst an dem äußeren Bei Behältern dieser Abmessungen benötigt man Gehäuse 23 befestigt, und danach wird geschmolzenes 35 eine Bleimenge von etwa 8200 kg zum Ausfüllen des Blei eingegossen, damit die Bleimasse 24 entsteht, die die Abschirmung aufnehmenden Hohlraums, um die Rippen 25 herum sowie in den Löchern 26 Wenn der die Brennstoffelemente aufnehmende erstarrt. innere Behälter beim Transport mit Wasser gefüllt ist, Wie bei dem ersten Ausführungsbeispiel ist jede ist es wichtig, die Wassertemperatur nicht erheblich einzelne Rippe unter einem erheblichen Winkel gegen- 40 über 93° C ansteigen zu lassen, d. h., das Wasser darf über einem Radius angeordnet, der die Verbindungs- nicht zum Sieden kommen. Bei einer Temperatur der stelle zwischen der betreffenden Rippe und dem äuße- an der Außenseite des äußeren Gehäuses des Transren Gehäuse schneidet, so daß eine größere Herab- portbehälters vorbeiströmenden Luft von etwa 38° C Setzung des Abschirmungsvermögens der Bleimasse und bei einer Temperatur des die Brennstoffelemente 24 gegenüber starker geradliniger Strahlung vermie- 45 umgebenden Wassers von etwa 93° C ist es zweckden ist. Man erkennt ferner, daß die Rippen 25 bei mäßig, wenn die Berührungsfläche zwischen den Ripdiesem Ausführungsbeispiel auch Wärmeleitungswege pen und dem äußeren Gehäuse bei dem Behälter zwischen der Bleimasse 24 und dem äußeren Gehäuse nach Fig. 1 mindestens 3% der gesamten Innenfläche 23 bilden und daß diese Wärmeleitungswege den des der Bleiabschirmung benachbarten äußeren GeHohlraum überbrücken, der sich ausbildet, wenn die 50 häuses ausmacht. Für den Fall, daß diese Berührungs-Bleimasse von dem äußeren Gehäuse weg schrumpft. fläche etwa 3 bis 4 % betrug und daß der Spalt 19 in Die Löcher 26 in den Rippen haben die Aufgabe, diesen Behältern eine Breite von etwa 2,5 mm aufauch nach dem Schwinden der Bleimasse 24 eine gute wies, wurde festgesetellt, daß sich das Wärmeleit-Wärmeleitungsberührung zwischen der Bleimasse und vermögen der Behälter gemäß der Erfindung im Verden Rippen zu gewährleisten. Zwar benötigt man bei 55 gleich zu einem nicht mit Rippen versehenen ähndem Transportbehälter 21 eine größere Werkstoff- liehen Behälter im Verhältnis von etwa 3:1 erhöhte, menge für die Rippen als bei dem Transportbehälter Eine Verdoppelung dieser prozentualen Berührungs-20 nach Fig. 1 bis 3, doch bietet der Behälter 21 den fläche durch eine Vergrößerung der Rippen oder eine Vorteil, daß sich die Wärmeleitungsrippen bis zu dem Erhöhung ihrer Anzahl führt nur zu einer weiteren Behälter 22 erstrecken und daher die Bleimasse 24 60 Erhöhung des Wärmeleitvermögens um 10%. beim Ableiten von Wärme zu dem äußeren Gehäuse Wenn sich die Innentemperatur des Behälters er-23 unterstützen. höht, steigert sich natürlich auch die Wirksamkeit Bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 4 wird die der Rippen. Wenn der Spalt zwischen dem Blei und Verwendung von Kupfer für die Rippen aus ver- dem äußeren Gehäuse größer ist, kommt den Rippen schiedenen Gründen vorgezogen. Kupfer ist nicht nur 65 sogar eine noch größere Bedeutung zu. verhältnismäßig billig, und es wirkt als guter Wärme- Bei dem in Fig. 4 gezeigten Behälter wurde festleiter, sondern es haftet auch gut an Blei. Bei20°Cbe- gestellt, daß das Vorhandensein von Kupferplatten trägt die Wärmeleitzahl von Kupfer 0,941CaI-(0C)-1- mit einer Gesamtdicke der Plattenquerschnitte von
etwa 50 mm bei der Verteilung der Kupferplatten längs des Behälterumfangs den Wärmestrom durch die Bleimasse hindurch um etwa ein Drittel vergrößerte. Bei der Verwendung von Kupferrippen an Stelle von Rippen aus Eisen zum Überbrücken des Spaltes zwischen der Bleimasse und dem äußeren Gehäuse ergab sich lediglich eine Steigerung des Wärmeleitvermögens um 100/o. Die Wirksamkeit des Behälters nach Fig. 4 läßt sich dadurch erhöhen, daß man außerdem Rippen an der Außenseite des äußeren Gehäuses aus nichtrostendem Stahl anbringt, um eine bessere Berührung zwischen dem Gehäuse und der Außenluft zu gewährleisten.

Claims (11)

PATENTANSPRÜCHE:
1. Transportbehälter für radioaktiven Stoff, bestehend aus einem inneren Behälter aus nichtrostendem Stahl, einem dazu konzentrisch und in einem Abstand außerhalb des inneren Behälters angeordneten äußeren Gehäuse aus nichtrostendem Stahl sowie einem in dem Raum zwischen dem inneren Behälter und dem Gehäuse angeordneten, zur Strahlungsabschirmung dienenden Stoff
in Form einer einheitlichen, aus gegossenem Blei bestehenden Masse, dadurch gekennzeichnet, daß wärmeleitende Bauteile an dem äußeren Gehäuse befestigt sind und sich von ihm aus in den Abschirmungsstoff hinein erstrecken.
2. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Bauteile
in Form von sich in der Achsrichtung des Transportbehälters erstreckenden Rippen ausgebildet sind und daß jede einzelne Rippe unter einem erheblichen Winkel gegenüber dem Radius angeordnet ist, der die Verbindungsstelle der betreffenden Rippe und des äußeren Gehäuses schneidet.
3. Transportbehälter nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Rippen, die nur bis zu einer bestimmten Tiefe in den Abschirmungsstoff hineinragen, an ihren inneren Kanten hakenförmig ausgebildet sind.
4. Transportbehälter nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß sich die Rippen innerhalb der Masse des Abschirmungsstoffes bis zu dem inneren Behälter erstrecken.
5. Transportbehälter nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Rippen mit Löchern versehen sind.
6. "Transportbehälter nach den Ansprüchen 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Berührungsfläche zwischen den wärmeleitenden Bauteilen und dem äußeren Gehäuse mindestens 3 % der gesamten, dem Abschirmungsstoff benachbarten Innenfläche des äußeren Gehäuses ausmacht.
7. Transportbehälter nach den Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Bauteile aus einem Stoff bestehen, der im Vergleich zu dem Abschirmungsstoff eine hohe Wärmeleitfähigkeit aufweist.
8.Transportbehälter nach Anspruch?, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Bauteile aus Kupfer bestehen.
9. Transportbehälter nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Rippen an dem äußeren Gehäuse mittels Silberlot befestigt sind.
10. Transportbehälter nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Bauteile aus einem eisenhaltigen Metall, z.B. Eisen, bestehen.
11. Transportbehälter nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die wärmeleitenden Bauteile an dem äußeren Gehäuse durch Schweißen befestigt sind.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Britische Patentschrift Nr. 797 309;
Zeitschrift: »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energie«, Bd. 14, 1956, S. 71 bis 74;
Grimsehls Lehrbuch der Physik, l.Band, 1943, S. 590.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
© 109 749/463 12.61
DEE18369A 1958-10-17 1959-10-17 Transportbehaelter fuer radioaktiven Stoff Pending DE1119427B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US767935A US3005105A (en) 1958-10-17 1958-10-17 Shipping cask for radioactive materials

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1119427B true DE1119427B (de) 1961-12-14

Family

ID=25081015

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEE18369A Pending DE1119427B (de) 1958-10-17 1959-10-17 Transportbehaelter fuer radioaktiven Stoff

Country Status (9)

Country Link
US (1) US3005105A (de)
BE (1) BE583252A (de)
CH (1) CH356547A (de)
DE (1) DE1119427B (de)
ES (1) ES252701A1 (de)
FR (1) FR1237612A (de)
GB (1) GB867267A (de)
LU (1) LU37754A1 (de)
NL (1) NL244271A (de)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1279234B (de) * 1962-09-07 1968-10-03 Licentia Gmbh Massiver Transportbehaelter fuer waermeerzeugende radioaktive Massen
DE2065863A1 (de) * 1969-08-13 1976-09-23 Transnucleaire Behaelter fuer radioaktive materialien
DE2040348B2 (de) 1969-08-13 1976-10-21 Ausscheidung in: 20 65 863 Transnucleaire, Societe pour les Transports de l'Industrie Nucleaire, Paris Behaelter fuer die lagerung und den transport von radioaktiven materialien

Families Citing this family (32)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3119933A (en) * 1960-05-03 1964-01-28 Stanray Corp Container for transporting thermally hot intensely radioactive material
US3113215A (en) * 1961-02-27 1963-12-03 Stanray Corp Cask construction for radioactive material
US3111586A (en) * 1961-08-25 1963-11-19 Baldwin Lima Hamilton Corp Air-cooled shipping container for nuclear fuel elements
BE621558A (de) * 1961-09-01 1900-01-01
FR1438241A (fr) * 1964-10-21 1966-05-13 Lyonnaise De Plomberie Ind Soc Perfectionnements aux caissons ou châteaux pour le transport des matières radioactives et analogues
US3414727A (en) * 1965-04-26 1968-12-03 Nat Lead Co Shipping container for radioactive material including safety shield means
FR2085189A1 (en) * 1970-01-14 1971-12-24 Transnucleaire Storage and transport container for a - radioactive materials
USRE29876E (en) * 1971-01-26 1979-01-02 Container for transporting radioactive materials
US3727059A (en) * 1971-01-26 1973-04-10 S Reese Container for transporting radioactive materials
US3780306A (en) * 1971-05-27 1973-12-18 Nat Lead Co Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers
GB1355737A (en) * 1972-08-07 1974-06-05 Dubovsky B G Bogatyrev V K Vla Container for fissionable material
US3828197A (en) * 1973-04-17 1974-08-06 Atomic Energy Commission Radioactive waste storage
US3851179A (en) * 1974-02-05 1974-11-26 Atomic Energy Commission Shipping cask neutron and heat shield
US4021676A (en) * 1976-05-07 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Waste canister for storage of nuclear wastes
US4197467A (en) * 1977-12-16 1980-04-08 N L Industries, Inc. Dry containment of radioactive materials
US4292528A (en) * 1979-06-21 1981-09-29 The Carborundum Company Cask for radioactive material and method for preventing release of neutrons from radioactive material
DE3017767C2 (de) * 1980-05-09 1984-11-15 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Schutzbehälter zum Transport, zur Lagerung und zur Strahlungsabschirmung von mit abgebrannten Reaktor-Brennelementen beladenen Brennelementbehältern
FR2545637B1 (fr) * 1983-05-06 1985-08-23 Novatome Dalle de fermeture de la cuve d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
GB2198682B (en) * 1986-12-19 1990-01-17 British Nuclear Fuels Plc Flask for receiving radioactive material
US5061858A (en) * 1987-10-19 1991-10-29 Westinghouse Electric Corp. Cask assembly for transporting radioactive material of different intensities
US5175008A (en) * 1988-11-24 1992-12-29 Chugoku Shiken Kabushiki Kaisha Device for supplying plastic material for denture base and flask with the same
US5042679A (en) * 1989-12-21 1991-08-27 Rso, Inc. Container for storage of radioactive materials
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
DE19856685A1 (de) * 1998-12-09 2000-06-15 Gnb Gmbh Abschirmbehälter
DE59902780D1 (de) * 1999-06-19 2002-10-24 Gnb Gmbh Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive wärmeentwickelnde Elemente
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
JP4291588B2 (ja) * 2003-01-31 2009-07-08 株式会社神戸製鋼所 コンクリートキャスク並びにその製造方法
FR2914104B1 (fr) * 2007-03-21 2012-05-04 Tn Int Emballage pour le transport et/ou stockage de matieres nucleaires comprenant une protection radiologique en plomb coule sur une armature metallique
US7973298B2 (en) * 2007-10-10 2011-07-05 Kobe Steel, Ltd. Transport/storage cask for radioactive material
FR2961005B1 (fr) * 2010-06-02 2015-12-11 Tn Int Emballage pour le transport et/ou entreposage de matieres radioactives, comprenant des moyens de conduction thermique ameliores
EP4073824A4 (de) * 2019-12-11 2023-11-01 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Passive wärmeabfuhrbehälter und verfahren zur verwendung derselben
WO2021119557A2 (en) 2019-12-11 2021-06-17 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Passive heat removal casks and methods of using the same

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB797309A (en) * 1956-01-05 1958-07-02 Power Gas Ltd Improvements in or relating to containers for radio-active materials

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2702613A (en) * 1950-08-07 1955-02-22 Dayton Steel Foundry Co Brake drum construction
BE507928A (de) * 1950-12-20

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB797309A (en) * 1956-01-05 1958-07-02 Power Gas Ltd Improvements in or relating to containers for radio-active materials

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1279234B (de) * 1962-09-07 1968-10-03 Licentia Gmbh Massiver Transportbehaelter fuer waermeerzeugende radioaktive Massen
DE2065863A1 (de) * 1969-08-13 1976-09-23 Transnucleaire Behaelter fuer radioaktive materialien
DE2040348B2 (de) 1969-08-13 1976-10-21 Ausscheidung in: 20 65 863 Transnucleaire, Societe pour les Transports de l'Industrie Nucleaire, Paris Behaelter fuer die lagerung und den transport von radioaktiven materialien

Also Published As

Publication number Publication date
ES252701A1 (es) 1960-01-01
US3005105A (en) 1961-10-17
CH356547A (fr) 1961-08-31
GB867267A (en) 1961-05-03
LU37754A1 (de)
NL244271A (de)
BE583252A (de)
FR1237612A (fr) 1960-07-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1119427B (de) Transportbehaelter fuer radioaktiven Stoff
DE69532328T2 (de) Verfahren und vorrichtung zum verbinden von metallischen werkstuecken
EP0706707B1 (de) Einrichtung zum auffangen und kühlen von kernschmelze
DE2614187A1 (de) Auffangvorrichtung fuer abgeschmolzenes material des reaktorkerns im falle eines zu einer reaktorkernabschmelzung fuehrenden reaktorunfalls
DE1614279B1 (de) Transportbehaelter fuer radioaktives Material
DE69908002T2 (de) Strahlenschutzvorrichtung für Behälter zum Transport von radioaktiven Stoffen und Verfahren zum Aufstellen einer solchen Strahlenschutzvorrichtung
DE4438493A1 (de) Abstandshalter und Brennelement für einen Kernreaktor
DE2354540C2 (de) Zwischen dem thermischen Schild und dem Kern eines Reaktors eingefügter Reflektor
DE2044304A1 (de) Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren
DE2320091C3 (de) Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor
DE2647458A1 (de) Anordnung zur kuehlung von befestigungsmitteln in fluessigkeitsgekuehlten kernreaktoren
DE1074168B (de) Spaltstoffelemcnt für heterogene Kernreaktoren, insbesondere für Druckwasserreaktoren
DE2643275C2 (de) Seitenreflektor fuer hochtemperatur- kernreaktoren
DE1589853A1 (de) Kernbrennstoffpille und Brennstab
DE2430174C2 (de) Wärmedämmende Abdeckung eines Verschlußdeckels eines Kernreaktorbehälters
EP1008994B1 (de) Abschirmbehälter
DE1564034A1 (de) Brennstoffelement fuer Kernreaktoren
DE19949585A1 (de) Wasser-Kernreaktor mit integriertem Auffang
DE1539794A1 (de) Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor
DE3520450A1 (de) Strahlenschutzbehaelter zum transport und zur lagerung radioaktiver materialien und verfahren zu seiner herstellung
DE19721631A1 (de) Handgriff-Baueinheit und Kanal für ein Brennelement eines Kernreaktors
DE1489642A1 (de) Roehrenfoermiges Brennstoffelement fuer einen Kernreaktor
DE3306984A1 (de) Supraleitender generator mit waermestrahlungsabschirmung
DE2346463C2 (de) Kernbrennstoffhülse
DE2459697A1 (de) Behaelter fuer den transport von bestrahlten materialien