DE2040223A1

DE2040223A1 - Behaelter zum Transportieren radioaktiver Materialien

Info

Publication number: DE2040223A1
Application number: DE19702040223
Authority: DE
Inventors: Jones Rones Hall; Evatt Randall Nim; Bailey Jun Herbert Sterling; Smith Carrel Wesley
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1969-08-14
Filing date: 1970-08-13
Publication date: 1971-03-04
Also published as: GB1311069A; FR2058280B1; CH519765A; BE754810A; CA923222A; ES382692A1; SE347834B; FR2058280A1; NL7012075A

Description

Patentanwälte

¹ Dr.-Ing. Wilhelm Reiche!
Dipl-Ing. Woli'gang Reichel

6-Frankfurt a. M. 1 '
Parksiraße 13

GENERAL ELECTRIC COMPANY, Schenectady, N.Y. VStA

Behälter zum Transportieren radioaktiver Materialien ====S=S=S==SSSSSSSSSSSSSSSSSSSSSS8SSSS:SSS8SSSSB=SSS

Ein Behälter zum Transportieren radioaktiver Materialien muß mindestens einige der folgenden Forderungen erfüllen:

Strahlungsabschirmung

Der Behälter muß die Strahlung soweit abschirmen, daß die gesamte biologische Strahlungsdosisleistung unter der normalen und hypothetischen Gefahrengrenze liegt, die gesetzlich festgelegt ist. Bei bestrahltem Kernreaktorbrennstoff kann eine Abschirmung erforderlich sein, die die gesamte Ursprungsstrahlung um einen in der Größenordnung von 10 liegenden Faktor verringert.

Wärmeübertragung und -ableitung

Der Behälter muß für eine ausreichende Übertragung und Ableitung der durch den Zerfall radioaktiver Isotopen erzeugten Wärme sorgen.

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Bauliches Widerstandsvennögen

Der Behälter muß sein bauliches Widerstandsvermögen während hypothetischer Unfälle beibehalten. Im Normalfalle dürfen das Kühlmittel und das radioaktive Material nicht aus dem Behälter austreten, und im Falle eines Unfalles dürfen auch radioaktive Gase und Flüssigkeiten nur In begrenztem Maße entweichen.

Maximale Nutzlast

Es ist zweckmäßig, das Fassungsvermögen des Behälters hinsichtlich des radioaktiven Materials möglichst groß zu wählen, um den Vorteil der Selbstabschirmung ausnützen zu können. D.h., der äußere Teil des Materials schirmt den inneren Teil des Materials ab. Dies hat den Vorteil, daß eine bestimmte Erhöhung der Menge des radioaktiven Materials nur eine verhältnismäßig geringe Zunahme der Dicke der Abschirmung erfordert.

Die obere Grenze des Gesamtgewichtes eines gefüllten Transportbehälters wird durch die Tragfähigkeit der Vorrichtungen begrenzt, mit denen der Behälter transportiert werden muß, z.B. der Kräne und Transportfahrzeuge. Diese Vorrichtungen bestimmen auch die maximalen Abmessungen des Transportbehälters .

Da die Menge des radioaktiven Materials (d.h. die Nutzlast), das ein Behälter aufnehmen kann, dessen Abmessungen und Gewicht so groß wie praktisch möglich gewählt sind, im günstigsten Falle nur ein geringer Bruchteil des Gesamtgewichtes ist, ist man bestrebt, das Verhältnis von Gesamtgewicht zu Nutzlast möglichst klein zu halten. (Z.B. kann ein Behälter mit einem Gesamtgewicht von etwa 65 t eine Nutzlast von etwa 2 t aufnehmen). Insbesondere will man das Gewicht der Strahlungsabschirmanordnung möglichst klein halten, da diese Anordnung den grüßten Teil des Gesamtgewichtes ausmacht.

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Minimale Kosten

Die Kosten für das Transportieren radioaktiver Materialien umfassen neben den TransportgebUhren eine Gebühr für die Benutzung des Transportbehälters. Da die Behälterbenutzungsgebühr direkt proportional zu den Herstellungskosten des Behälters ist, ist man bestrebt, diese Herstellungskosten zu verringern. Da die Herstellung und das Material der Abschirmanordnung einen großen Teil der Behälterkosten ausmacht, ist es zweckmäßig, die Kosten dieser Anordnung möglichst gering zu halten.

Bislang hat man bestrahlten Brennstoff» der von Leistungsreaktoren wegtransportiert werden muß, nicht so stark bestrahlt, daß er eine Neutronenquelle mit derart gefährlicher Strahlung darstellt, die eine spezielle Neutronenabschirmung erfordert. Die Abschirmungsanordnungen bekannter Transportbehälter zur Abschirmung von Tf-Strahlen sind daher ohne spezielle Maßnahmen zur Neutronenabschirmung ausgelegt. Gewöhnlich enthält die Absehirmungsanordnung bekannter Behälter ein dichtes und schweres Material, wie Blei.

Die lange Bestrahlung, die jetzt bei Brennstoff für verbesserte thermische Reaktoren und Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum angewandt wird, hat jedoch zur Folge, daß Curium, Plutonium und andere radioaktive Isotope in einem derartigen Ausmaß gebildet werden, daß sie eine Neutronenquelle hoher Intensität darstellen. So kann di® Neutronenemissionsrate beispielsweise um mehr als das Zwanzigfache zunehmen, wenn die Bestrahlung um das Zweifache erhöht wird.

Bekannte Transportbehälter haben sich daher als unbefriedigend für den Transport eines stark bestrahlten, erschöpften Brennstoffs erwiesen, so daß es erwünscht ist, einen Transportbehälter zu schaffen, der auch eine Neutronenabschirmung bewirkt und dessen Absehirmungsanordnung geringe Kosten verursacht und ein geringes Gewicht aufweist.

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Es ist zwar möglich, bei bekannten Behältern für eine Neutronenabschirmung zu sorgen, indem lediglich die Dicke des schweren Abschirmmaterials vergrößert wird, doch hat dies den Nachteil, daß das Gewicht übermäßig vergrößert wird, da das schwere Material keine bessere Neutronenabschirmung bewirkt als Neutronenbremsmaterialien mit sehr viel geringerem Gewicht. Zur Abschirmung von If-Strahlen entspricht beispielsweise 30 cm Wasser einer Bleidicke von 2,5 cm oder einer Uran-Dicke von 1,7 cm, während diese Materialien hinsichtlich der Neutronenabschirmung etwa gleiche Wirkung haben.

Zusammenfassung

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zu Grunde, einen Transportbehälter mit wirksamer Neutronenabschirmung und einer wirksamen Abschirmung für andere Arten von biologisch wichtiger Strahlung zu schaffen.

Nach der Erfindung wird dies durch eine wirksame Kombination eines wasserstoffhaltigen Materials zum Abbremsen der Neutronen und eines Materials hoher Dichte zum Dämpfen der Strahlung erreicht.

Bei einer ersten AusfUhrungsform der Erfindung umgibt eine Schicht aus wasserstoffhaltigem Material das radioaktive Material, und das wasserstoffhaltige Material ist seinerseits durch eine Schicht eines Materials hoher Dichte umgeben.

Bei einer zweiten AusfUhrungsform der Erfindung ist die Anordnung des wasserstoffhaltigen Materials und des dichten Materials umgekehrt.

Bei einer dritten AusfUhrungsform der Erfindung 1st das radioaktive Material durch einander abwechselnde Schichten aus wasserstoffhaltigem Material und einem Material hoher Dichte umgeben.

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Vorzugsweise wird als Abschirmmaterial hoher Dichte verarmtes Uran und als wasserstoffhaltiges Material Wasser verwendet.

Die Erfindung und ihre Weiterbildungen werden im folgenden an Hand von Zeichnungen ausführlicher beschrieben.

Fig. 1 stellt eine äußere Seitenansicht des Transportbe-, hälters dar.

Fig. 2a stellt eine Längsschnittansicht der ersten Ausführungsform eines Transportbehälters dar.

Fig. 2b stellt die Querschnittsansicht 2b-2b nach Fig. 2a dar.

Fig. 3 ist eine fragmentarische Längsschnittansicht, die den segmentierten Aufbau des Strahlungsschirms hoher Dichte darstellt.

Fig. 4a stellt eine Längsschnittansicht der zweiten Ausführungsform der Erfindung dar.

Fig. 4b stellt die Querschnittsansicht 4b-4b nach Fig. 4a dar.

Fig. 5a stellt eine Längsschnittansicht einer dritten Ausführungsform der Erfindung dar.

Fig. 5b stellt die Querschnittsansicht 5b-5b nach Fig. 5a ' dar.

Fig. 6 ist eine graphische Darstellung der Zunahme der Neutronenemission aus erschöpftem Kernreaktor-Brennstoff bei erhöhter Bestrahlung und

Fig. 7 ist eine graphische Darstellung d"er Abschirmwirkung von Kombinationen aus Wasser und Uran.

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Der Transportbehälter 10 nach Fig. 1 enthält einen langgestreckten Körperteil 11, einen Endteil 12, eine abnehmbare Abdeckung 13 am gegenüberliegenden Ende und zwei Ventildeckel oder Aufsätze 14 und 16, die Druckminder- und Ablassventile enthalten (wie es aus Fig. 2 ausführlicher zu ersehen ist). Die Außenseiten des Behälters sind mit Kühlrippen 17 versehen. Ein (nicht dargestelltes) System von Gebläsen und Kanälen kann zur Verbesserung der Kühlung des Behälters durch Hindurchleiten von Luftströmen zwischen den Kühlrippen 17 vorgesehen sein. Die Kühlrippen sind vorzugsweise verhältnismäßig robust ausgebildet, so daß sie als zusätzlicher Schutz gegen Stöße dienen. An den Seiten des Behälters sind mehrere Puffer 18 vorgesehen, an denen Zapfen, ösen oder dgl. zum Anheben und Handhaben des Behälters befestigt sein können.

Erste Ausführungsform

Die Figuren 2a und 2b stellen eine erste AusfUhrungsform der Erfindung dar. Bei dieser AusfUhrungeform umfaßt die Strahlungsabschirmungsanordnung eine Schicht aus wasserstoffhaltigem Material, wie Wasser, das das radioaktive Material umgibt, um die emittierten Neutronen abzubremsen, und das wasserstoffhaltige Material ist seinerseits durch einen Strahlungsschirm aus dichtem Material, z.B. Blei, Wolfram oder vorzugsweise verarmtem Uran_; umgeben.

Wie aus Fig. 2b zu ersehen ist, 1st der Behälter 10 so ausgebildet, daß er mehrere Brennstoffanordnungen 21 aus erschöpftem Kernbrennstoff aufnehmen kann. Die Brennstoffanordnungen 21 werden durch einen Korb 22 mit eierkistenförmigem Querschnitt und einander schneidenden Trennwänden gehaltert, die für Jede der Brennstoffanordnungen 21 eine separate Kammer mit offenem Ende bilden. Der Korb 22 ist vorzugsweise aus Kupfer oder einer Kupferlegierung hergestellt, um eine gute Wärmeleitfähigkeit und angemessen hohe Hitzebeständigkeit zu erzielen.

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Der Korb 22 wird in dem Behälter durch mehrere Streben 23 gehaltert, die zwischen dem Korb und einem inneren Mantel 24 befestigt sind. Die Streben 23 sind so ausgerichtet, daß sie nicht mit einem Radius des Behälters zusammenfallen. Dadurch wird eine StrahlungsUbertragung in Längsrichtung durch die Streben verhindert oder verschlechtert.

Der innere Mantel 24 läßt kein flüssiges, wasserstoffhaltiges Material 26, vorzugsweise Wasser, durch, das den erschöpften Brennstoff in den Korbkammern umgibt, und bildet eine Schicht minimaler Dicke t₁ um den erschöpften Brennstoff herum. Dieses Wasser erfüllt zwei wichtige Funktionen! Erstens bremst es die schnellen neutronen, die vom erschöpften Brennstoff abgestrahlt werden (es fängt auch einige der Neutronen ein), um die Heutronenstrahlungsenergie zu verringern. Zweitens dient das Wasser zur übertragung der Zerfallswärme vom erschöpften Brennstoff-zum inneren Mantel 24.

Der innere Mantel 24 ist von einer Abschinascliiclit 27 aus 'dichtem Material, vorzugsweise verarmtem Uran, mit einer Dicke tp umgeben. Dies« &<ίίι}*Λ$ ms verarmtem Uran dient insofern als Strahlungsschirm, mis os ff-Strahlen dämpft und Neutronen weiter abbremst und einfingt. Uran wird gegenüber Blei bevorzugt» weil es eiiae bessere Abschirmwirkung pro Gewichtseinheit, eine bisher· Schmelztemperatur und eine größere Festigkeit aufweist. Wegen ihres hohen Gewichts kann die Uraniumschicht 27 vorzugsweise aus mehreren abgestuften, ringförmigen Segmenten gebildet seia_t wie es in Fig. 3 dargestellt ist. Die abgestufte Grenzfliehe zwischen den Segmenten bewirkt eine Ausrichtung der Septeate durch Verklinkung und verhindert abschirmungsfreie Strahlungewege zwischen den .Segmenten.

BIe Abschirmschicht 27 ist dmrcli einen mit Kühlrippen versehenen ittBenaaiitel 28 umgeben, der Yorzugswelse aus rost-.

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freiem Stahl hergestellt ist. Die Dicke des Mantels 28 ist entsprechend der erforderlichen Festigkeit des Behälters gewählt. Wie aus Fig. 2a zu ersehen ist, kann das Ende 12 einteilig mit dem Körperteil 11 ausgebildet oder bleibend daran befestigt sein. '

Wie aus Fig. 2a ferner zu ersehen ist, ist die mit einem Abschirmmaterial 27 gefüllte Abdeckung 13 mittels einer Flansch- und Schrauben- Mutter- Anordnung abnehmbar am Körper 11 befestigt. Ein Dichtring 29 sorgt für eine Abdichtung. Die Abdeckung 13 ist mit einem zurückgesetzten Teil 31 versehen, der die Grenzfläche zwischen der Abdeckung 13 und dem Körper 11 überlappt und abschirmt.

Der Aufsatz 14 enthält ein selbsttätiges Druckminderventil 32, das bei zu hohem Innendruck anspricht und den Behälter nach außen öffnet. Der Aufsatz 14 enthält ferner ein erstes von Hand betätigbares Ventil 33. Die Ventile 32 und 33 sind durch eine Leitung 34 mit dem Inneren des Behälters verbunden.

Der Aufsatz 16 enthält ein zweites, von Hand betätigbares Ventil 36, das durch eine Leitung 37 mit dem Inneren des Behälters verbunden ist. Die Ventile 33 und 36 können zum Ein- oder Auslassen des flüssigen, wasserstoffhaltigen Materials verwendet werden. Die Flüssigkeit kann beispielsweise Über das Ventil 36 durch Zuführen von Druckgas über das Ventil 33 entfernt werden.

Zweite Ausführungsform

Die Figuren 4a und 4b stellen eine weitere Ausführungsform der Erfindung dar. Bei dieser Ausführungsform ist die Lage dee wasserstoffhaltigen Materials und des dichten Abschirmmaterials umgekehrt. D.h., das radioaktive Material ist durch «ine Schicht dichten Abschirmmaterials umgeben, das seinerseits durch eine Schicht wasserstoffhaltlgen Materials ungeben 1st.

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Die zu transportierenden Brennstoffanordnungen sind in geeigneten Hohlräumen eines Korbs 42 angeordnet. Der Korb 42 kann massiv oder fachwerkartig ausgebildet sein. In beiden . Fällen können irgendwelche Zwischenräume und die Brennstoffanordnungen durch eine Flüssigkeit überflutet bzw. umgeben sein, um die Wärmeableitung aus dem erschöpften Brennstoff zu verbessern.

(Der Schirm 47 kann geschichtet aus mehreren konzentrischen Zylindern aufgebaut sein. Die Herstellung geschichteter Uran-Metall-Zylinder ist z.B. in "AEC Research, and Development Report" Nr. KY-550 in dem Aufsatz "Demonstration Fuel Element Shipping Cask from Laminated Uranium Metal", April 1969 von C. W. Loveland et al beschrieben worden.)

Der Korb 42 ist durch eine Abschirmschicht 47 aus dichtem Material, vorzugsweise verarmtem Uran, umgeben. Die Abschirmschicht 47 kann durch ein korrosionsbeständiges Schutzmaterial, wie rostfreier Stahl, Kupfer oder Wolfram, abgedeckt sein.

Die dichte Abschirmschicht 47 ist durch eine Schicht 46 aus wasserstoffhaltigem Material umgeben. Die Schicht 46 kann ein flüssiges, wasserstoffhaltiges Material, wie Wasser oder eine Lösung aus einer Borverbindung und Wasser, sein. Die Schicht 46 kann aber auch aus einem festen, wasserstoffhaltigen Material, wie Zirkoniumhydrid, hergestellt sein. Wenn die Schicht 46 eine Flüssigkeit ist, ist die dichte Abschirmschicht 47 und der eingeschlossene Korb 42 in dem Behälter durch mehrere Streben 43 gehaltert, die zwischen der Schicht 47 und einem mit Kühlrippen versehenen, äußeren Mantel 48 befestigt sind.

Wenn die wasserstoffhaltige Schicht 46 Wasser ist, kann es zweckmäßig sein, für eine Zirkulation des Wassers zwischen der Schicht 46 und dem durch Wasser überfluteten Behälter 42 zu sorgen, z.B. durch mehrere Leitungen 45. Die

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Schicht 46 kann Jedoch auch einen getrennten Behälter umfassen, inrdem man ein Gehäuse für den Korb 42 und getrennte Einlaß-, Auslaß- und Druckmindersysteme (die nicht dargestellt sind) vorsieht.

' Dritte AusfUhrungsform

Die Figuren 5a und 5b stellen eine dritte AusfUhrungsform der Erfindung dar. Bei dieser AusfUhrungsform werden abwechselnd Schichten aus wasserstoffhaltigem Material und dichtem Material zur Steigerung der Abschimwirkung verwendet.

Ein Korb 52, der zur Aufnahme der erschöpften Brennstoff-■ anordnungen dient, wird beispielsweise durch mehrere Streben 53 gehaltert und auf Abstand gegenüber einer inneren Schicht aus dichtem Abschirmmaterial 57 gehalten. Die Brennstoffanordnungen und der Raum zwischen dem Korb 52 und der Schicht 57 sind beispielsweise mit Wasser gefüllt, um eine erste wasserstoffhaltige Schicht 56 zu bilden.

Die innere Schicht aus dichtem Abschirmmaterial 57 ist gegenüber einer äußeren Schicht aus dichtem Abschirmmaterial 57' beabstandet, und der Raum zwischen beiden Schiffe ten ist mit wasserstoffhaltigem Material als zweite wasserstoff haltige Schicht 56' gefüllt. Stützstreben 53· sind erforderlich, wenn es sich bei der Schicht 56· nicht um ein festes Material handelt.

Die äußere dichte Schicht 57* ist durch einen mit Kühlrippen versehenen äußeren Mantel 58 umgeben. Leitungen 55 können vorgesehen sein, um eine Zirkulation eines flüssigen wasserstoffhaltigen Materials zu ermöglichen.

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- 11 - .
Dimensionierung

Wie bereits erwähnt, wird die obere Grenze der Größe und des Gewichts eines Transportbehälters durch praktische Gesichtspunkte bestimmt, nämlich durch die Größe und Belastbarkeit verfügbarer Transporteinrichtungen. Es ist daher zweckmäßig, die Nutzlast, d.h. die Menge des erschöpften Brennstoffs, die vom Behälter aufgenommen werden kann, möglichst groß zu wählen (unter Berücksichtigung der Tatsache, daß eine kritische Menge und Konfiguration vermieden werden muß). Ferner ist es zweckmäßig, die Herstellungskosten des Behälters möglichst gering zu halten, um dadurch wiederum die Behälter-Benutzungsgebühren möglichst gering zu halten. Das Dimensionierungsziel ist daher die Herstellung eines Behälters maximaler Nutzlast bei niedrigsten Kosten, um dadurch die Kosten des Transports des erschöpften Brennstoffs möglichst gering zu halten. Da das Gewicht des dichten Abschirmmaterials einen wesentlichen Teil des Behälter-Gesamtgewichts ausmacht, 1st es zweckmäßig, die Menge des dichten Abschirmmaterials möglichst gering zu halten (unter Gewährleistung der erforderlichen baulichen Widerstandsfähigkeit und einer angemessenen Wärmeableitung) .

Neben der erforderlichen, baulichen Widerstandsfähigkeit und Wärmeableitfähigkeit ist es daher ferner zweckmäßig, die Dicke des dichten und wasserstoffhaltigen Abschirmmaterials optimal zu wählen. Dies ist ein iteratives Annäherungsverfahren oder empirisches Ermittlungsverfahren mit fortschreitenden Näherungswerten. Hierfür wird folgendes Verfahren vorgeschlagen:

1. Wähle gleichzeitig die Art und Menge des zu transportierenden, erschöpften Brennstoffs und dessen Anordnung oder Konfiguration in dem Behälter aus (unter Berücksichtigung der kritischen Normwerte oder Vorschriften) und bestimme die Neutronen- und Z -Strahlungsintensitäten

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oder Quellendaten.

Die Neutronen- und ft -Strahlung ist eine Funktion zahlreicher Größen, wie der Brennstoffanreicherung, der Brennstoff bestrahlungsgeschichte, der speziellen Leistung, der KUhlzeit, dem Brennstoffelementaufbau, der Brennstoffart und -menge und der Konfiguration des Brennstoffs im Behälter (Selbstabschirmeffekt). Die Neutronen- und Tf-Quellendaten lassen sich mit Hilfe bekannter Mittel ermitteln.

2. Wähle die speziellen Abschirmmaterialien und ihre Anordnung in Abhängigkeit von 1. (Zur Vereinfachung der Erläuterung sei angenommen, daß bei den folgenden Verfahrensschritten als dichtes Abschirmmaterial Uran und als wasserstoff haltiges Material Wasser gewählt wurden, mit Ausnahme für den Fall eines Unfalles, wie nachstehend erläutert, ist das Verfahren ebenso bei anderen Materialien anwendbar.)

3. Bestimme die Grenzen der Strahlungsdosisleistung.

Diese sind gesetzlich vorgeschrieben. Z.B. 10 Millirem pro Stunde in einer Entfernung von 1,80 m von der nächsten bestrahlten Oberfläche bei normalen Bedingungen und 1000 Millirem pro Stunde in einer Entfernung von 90 cm im Falle eines Unfalls.

4. Wähle einen vorläufigen Behälteraufbau.

Neben der Brennstoffkonfiguration umfaßt dies das Korbmaterial und dessen Aufbau und das Material des Inneren und äußeren Mantels und deren Dicke.

5. Wähle ein Quellenmodell durch Bestimmen der räumlichen Verteilung der von dem die Quelle bildenden, erschöpften Brennstoff abgegebenen Strahlung.

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6. Bestimme als ersten Bezugspunkt die Dicke des Urans, das zur Verringerung der ?f-Dosisleistung auf 50% der zulässigen normalen Gesamtstrahlungsdosisleistungsgrenze erforderlich ist.

Die tS -Strahlungs-Dämpfungseigenschaften von Uran hat "beispielsweise Jerome E. Dummer, Jr. in dem "General Handbook for Radiation Monitoring", LA-1835 (3. Ausgabe) U.S. Government Printing Of if ice (1959) angegeben.

7. Ein zweiter Bezugspunkt wird an Hand der Dicke des Urans nach 6 und einer bekannten Neutronentransporttheorie bestimmt, um die Dicke des Wassers festzulegen, das zusammen mit der Urandicke nach 6 die Neutronenstrahlungsdosis auf 50% des zulässigen normalen Gesamtstrahlungsdosisgrenzwertes verringert.

8. Die nach 6 und 7 bestimmte Dicke von Wasser und Uran werden jetzt stufenweise nach einem iterativen Annäherungsverfahren an die optimale Dicke verändert.

Es gibt sechs Alternativen, wie die Dicke geändert werden kann:

1) Ersetzen der Urandicke durch die Wasserdicke,

2) Verringern der Urandicke bei Konstanthaltung der Wasserdicke,

3) Verringern der Wasserdicke bei Konstanthaltung der Urandicke,

4) Erhöhen, der Wasserdicke bei Konstanthaltung der Urandicke,

5) Ersetzen der Wasserdicke*durch die ,Urandicke und

6) Erhöhen der Urandicke bei Konstanthaltung der Wasserdicke

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9. Berechne für Jede der inkrementalen Dickenänderungen die resultierende Neutronen- und If-Strahlungs-Dosisleistung.

Die Summe dieser Strahlungs-Dosisleistungen darf die normale Gesamtdosisleistungsgrenze nicht Überschreiten.

10. Berechne ferner für Jede Gruppe von Wasser-Uran-Dicken, unter der Annahme eines hypothetischen Unfalls, bei dem das gesamte Wasser durch einen luftleeren Raum ersetzt wird, die resultierenden Neutronen- und "if-Strahlungs-Dosisleistungen.

Die Summe dieser Strahlungsdosisleistungen darf die Gesamtdosisleistungsgrenze für den Fall eines Unfalls nicht überschreiten.

Diejenigen Gruppen, die der hypothetischen Unfallbedingung nicht genügen, werden ausgeschieden.

Wenn alle Gruppen dieser Bedingung nicht genügen, muß die Uran-Dicke erhöht werden, um die Dosisleistung für den Fall eines (hypothetischen) Unfalls unter die zulässige Grenze zu verringern.

Beachte, daß bei Verwendung eines festen, wasserstoffhaltigen Materials anstelle einer Flüssigkeit die Annahme, daS dieses Material im Falle eines Unfalls verloren geht, nicht zutrifft, so daß auch die Voraussetzungen nach 10 nicht zutreffen. In diesem Falle braucht die Auslegung nur im Hinblick auf die äußerste Grenze der Grenzen vorgenommen zu werden.)

• *

11. Schließlich wird aus den nichtausges'chiedenen Gruppen diejenige der kleinsten Uran-Dicke ausgewählt.

Die Auswahl dor optimalen Wasser- und Uran-Dicke ergibt einen Behälter, dor die erforderliche T- und Neutro-

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nenstrahlungs-Abschirmung mit dem geringsten Gesamtgewicht der Abschirmmasse bei der ausgewählten Konfiguration gewährleistet.

Beispiele

Fig. 6 zeigt, daß für einen erschöpften Brennstoff mit hohem Abbrand eine spezielle Neutronenabschirmung erforderlich ist. Fig. 6 stellt die Abhängigkeit der Neutronenquellenstärke pro Gramm bestrahlten Urans von der Bestrahlung des Urans dar und zeigt die typische Zunahme der Neutronenemissionsrate erschöpften Brennstoffs in Abhängigkeit von einer Zunahme der Dauer der Bestrahlung.

Fig. 7 veranschaulicht typische Dämpfungswirkungsgradkennlinien von Abschirmungskombinationen aus Wasser und Uran in einem Transportbehälter für erschöpften Brennstoff nach der Erfindung. Eine Schar von Kurven 71-1, 71-2 und 71-3 veranschaulicht jeweils die Abhängigkeit der Gesamtstrahlungsdosisleistung, der TT- und der Neutronen-Dosisleistung von der Dicke des Urans, das mit Wasser einer vorbestimmten Dicke kombiniert ist» Die wesentlichen Daten eines nach der Erfindung ausgebildeten Behälters zum Transport von erschöpften Leistungsreaktor-Brennstoffs mit einer Bestrahlung von etwa 35000 MWD/MT, dieser Behälter ist in den Figuren 2a und 2b dargestellt, sind in der folgenden Tabelle angegeben:

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Äußere Behälterlänge: Äußerer Behälterdurchmesser: Nutzlast-Fassungsvermögen:

Auslegungsstrahlung squellenstärke; Gamma (spezifische Leistung) Neutronen

Auslegungsdosisleistungsgrenzen: Normale Bedingungen

Hypothetischer Unfall

Korb:Kupfer

Wasserstoffhaitiger Schirm:Wasser Innerer Mantel:Rostfreie*· Stahl: Dichter Schirm:Verarmtes Uran: Äußerer Mantel:Rostfreier Stahl: Gesamtgewicht des Behälters:

5,4	m	cm
5 m		Uran
9 ·	10⁵
2000 kg

40 KW/KgU

2 · 10* Neutronen/sec

10 Millirem/h in 1,8 m Entfernung

1000 Millirem/h in 90 cm Entfernung 2,5 cm dick 12,7 cm dick 12,7 mm dick 10,2 cm dick 3,8 cm dick 65 t

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Claims

Patentansprüche .

Behälter zum Transportieren starkjbestrahlten, erschöpften Kernreaktor-Brennstoffs,
gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, den Brennstoff aufnehmende und halternde Halterungsmittel in dem Körper, eine den Brennstoff umgebende Strahlungsabschirmungsanordnung, die Uran in einer Dicke von 7,6 cm bis 12,7 cm enthält, und Wasser in einer Dicke von 5,1 bis 25,4 cm.
2. Behälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die äußere Oberfläche des Körpers mit mehreren Kühl- und Stoßabsorbierungsrippen versehen ist.
3. Behälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Uran das Wasser umgibt.
4. Behälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Wasser das Uran umgibt.
5. Behälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zumindest ein Teil des Wassers zwischen Uran enthalten
6. Behälter nach Anspruch 1, dadurch, gekennzeichnet, daß die Abschirmungsanordnung einander abwechselnde Schichten aus Wasser und Uran umfaßt. _k

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7. Behälter nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch

ein Druckminderventil, das einen Auslaß aus dem Behälter nach außen freigibt, wenn der Behälterinnendruck einen ' vorbestimmten Druck Überschreitet.
8. Behälter nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch ein Ventil- und Leitungssystem zum Ein- und Auslassen des Wassers in den bzw. aus dem Behälter.
9. Behälter zum Transportieren starkjbestrahlten, erschöpften Kernreaktor-Brennstoffs,
gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, den Brennstoff aufnehmende und halterode Halterungsmittel in dem Körper, eine den Brennstoff umgebende Strahlungsabschirmungsanordnung, die ein dichtes Material in einer Dicke von 7,6 cm bis 20,3 cm enthält, und ein wasserstoffhaltiges Material in einer Dicke von 5,1 cm bis 25,4 cm,
10. Behälter nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet,

daß das dichte Material das wasserstoffhaltige Material W umgibt.
11. Behälter nach Anspruch 9» dadurch ge kennzeichnet , daß das wasserstoffhaltige Material das dichte Material umgibt.
12. Behälter nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß zumindest ein Teil des wasserstoffhaltigen Materials zwischen dichtem Material angeordnet ist.

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13. Behälter nach Anspruch 9»
dadurch gekennzeichnet, daß die Abschirmungsanordnung einander abwechselnde Schichten dichten und wasserstoffhaltigen Materials umfaßt.
14. Behälter nach Anspruch 9,
dadurch gekennzeichnet,

daß die Dichte des dichten Materials zumindest 6 g/cm⁵ beträgt.
15. Behälter nach Anspruch 14,
dadurch gekennzeichnet, daß das dichte Material Uran ist.
16. Behälter nach Anspruch 9»
dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material eine Wasserstoffdichte hat, die mindestens gleich der halben Dichte von leichtem V/asser ist.
17. Behälter nach Anspruch 16,
dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material Wasser ist. '
18. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, dessen äußere Oberfläche mit mehreren Kühl- und Stoßabsorbierungsrippen versehen ist, einen Strahlungsschirm, der aus einer Schicht Uran in dem Körper gebildet ist, das mit der inneren Oberfläche des Körpers in Berührung steht und Wärme vom Uran zu dem Körper leitet, einen Korb in dem Körper zur Halterung des radioaktiven Materials, der von der Uranschicht beabstandet ist, und das radioaktive Material umgebendes und den Raum zwischen dem Korb und dem Uran füllendes Wasser zum Abbremsen von Neutronen, die aus dem Brennstoff austreten, und zum übertragen von Wärme vom jpjftjP&^fffij 5WVj^üran·
19 Behälter nach Anspruch 18,
dadurch gekennzeichnet, daß der Korb aus einem Material mit einer thermischen Leitfähigkeit von mindestens 59,52 kcal/mh ⁰C hergestellt ist.
20. Behälter nach Anspruch 9,
dadurch gekennzeichnet, daß der Korb aus Kupfer hergestellt ist.
21. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, dessen äußere Oberflä- . ehe mit mehreren Kühl- und Stoßabsorbierungsrippen versehen ist, einen Korb in dem Körper zum Haltern des radioaktiven Materials, einen Strahlungsschirm, der aus einer Uranschicht gebildet ist, die den Korb umgibt und unter Einhaltung eines Abstandes vom Körper gehaltert ist, und Wasser, das den Raum zvisehen dea Uran und dea Körper füllt.
22. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, dessen äußere Oberfläche mit mehreren Kühl- und Stoßabsorbierungsrippen versehen ist, einen weitgehend zentral in dem Körper angeordneten Korb zum Haltern des radioaktiven Materials, eine erste Schicht aus Uran in dem Körper, die die innere Oberfläche des Körpers berührt, mindestens eine zweite Schicht aus Uran, die mit einem Abstand zwischen der ersten Schicht und dem Korb angeordnet ist, und Wasser, das das radioaktive Material umgibt und die Räume zwischen dem Korb und der zweiten Uranschicht und zwischen der ersten und der zweiten Uranschicht füllt.

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23. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, einen Korb in dem Körper zum Haltern des radioaktiven Materials und einer Strahlungsabschirmungsanordnung, die einander abwechselnde Schichten aus dichtem Material und wasserstoffhaltigem Material umfaßt, das den Korb umgibt und in dem Körper gehaltert ist.
24. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, eine Halterungsvorrichtung in dem Körper zum Haltern des radioaktiven Materials, eine Strahlungsabschirmungsanordnung in dem Körper, die die biologisch bedeutsame Strahlung, die aus dem Material austritt ₉ auf einen ersten vorbestimmten Grenzwert bei normalen Verhältnissen und einen zweiten vorbestimmten Grenzwert, der für den Fall eines Unfalles höher als der erste Grenzwert liegt, verringert, wobei die Abschirmungsanordnung eine erste Strahlungssperre aus dichtem Material, das das radioaktive Material umgibt und dessen Menge so hoch gewählt ist, daß es die biologisch bedeutsame Gesamtstrahlung, die aus dem radioaktiven Material austritt, mindestens bis auf den zweiten Grenzwert verringert, und eine zweite Strahlungssperre aus wasserstoffhaltigem Material, das das radioaktive Material umgibt und dessen Menge so gewählt ist, daß es zusammen mit dem dichten Material die biologisch bedeutsame Gesamtstrahlung mindestens bis auf den ersten Grenzwert verringert, enthält,
25. Behälter nach Anspruch 24,
dadurch gekennzeichnet, daß das dichte Material Uran ist.

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26. Behälter nach Anspruch 24,
dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material Wasser ist.
27. Behälter zum Transportieren eines radioaktiven Materials, das eine biologisch bedeutsame Strahlung, einschließlich einer Gamma- und Neutronenstrahlung, abgibt, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, eine Halterungsvorrichtung in dem Körper zum Haltern des radioaktiven Materials, eine das radioaktive Material umgebende Abschirmungsanordnung, die eine Kombination aus wasserstoffhaltigem Material zum Abbremsen der Neutronen und dichtem Material zum Dämpfen der biologisch bedeutsamen Strahlung umfaßt, wobei die Menge des wasserstofhaltigen Materials so gewählt ist, daß sie ausreicht, die Dosisleistung der Neutronenstrahlung mindestens um den Faktor 10 zu verringern, und die Kombination aus dem wasserstoffhaltigen und dichtem Material eine. Verringerung der Strahlungsdosisleistung der biologisch bedeutsamen Strah-

12 lung um einen Faktor von mehr als 10 bewirkt.
28. Behälter nach Anspruch 27»
dadurch gekennzeichnet, daß das dichte Material Uran und das wasserstoffhaltige Material Wasser ist.
29. Behälter zum Transportieren von radioaktivem Material, gekennzeichnet durch einen langgestreckten hohlen Körper, eine Halterungsvorrichtung in dem Körper zum Haltern des Brennstoffs, ein wasserstoff haltiges Material in dem Körper, das den Brennstoff umgibt und eine Dicke von mindestens 5,08 cm aufweist, so daß es Neutronen erheblich abbremst, und durch ein Material mit hoher Massenzahl in dem Körper, das den Brennstoff umgibt und die Strahlung erheblich dämpft.

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30. Behälter nach Anspruch 29, dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material ein Metallhydrid ist.
31. Behälter nach Anspruch 29, dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material eine Flüssigkeit ist, die das radioaktive Material berührt und Wärme aus diesem Material ableiten kann.
32. Behälter nach Anspruch 31, dadurch gekennzeichnet, daß die Flüssigkeit Wasser ist.
33. Behälter nach Anspruch 29, dadurch gekennzeichnet, daß das Material hoher Massenzahl Uran ist.
34. Strahlun£sabschirmungsanordnung für einen Behälter zum Transportieren von radioaktivem Material, gekennzeichnet durch einen ersten Strahlungsschirm, der aus Uran mit einer Dicke von 7,6 cm bis 20,3 cm gebildet ist, und einen zweiten Strahlungsschirm, der aus wasserstoffhaltigem Material mit einer Dicke von 5,08 cm bis 25,4 cm gebildet ist.
35. Anordnung nach Anspruch 34, dadurc'h gekennzeichnet, daß das wasserstoffhaltige Material Wasser ist.

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