DE2228026B2 - Transportbehälter für radioaktives Material - Google Patents

Description

Die Erfindung bezieht sich auf einen Transportbehälter für radioaktives Material gemäß dem Oberbegriff des Anspruches I.

Amtliche Vorschriften /.. B. in den Vereinigten Staaten die AEC Regulation (10 CFR 71) und DOT-Regulation (49 CFR 173) enthalten Verfahren und Richtlinien für die Verpackung und den Transport radioaktiver Materialien. Beispielsweise sehen derartige Vorschriften vor, daß die Strahlung des radioaktiven Materials auf einen ersten spezifischen Grenzwert, der dem Normalbetrieb entspricht, und auf einen höher liegenden zweiten spezifischen Grenzwert herabgesetzt ist, der für hypothetische Störfälle gilt Zusätzlich muli die Stabilität des Behälters ausreichend sein, um *;inen spezifischen Falltest (beispielsweise aus 10 Meter Höhe) zu überleben. Somit muß die Auslegung eines Transportbehälters neben den allgemeinen .Sicherheitsund Wirtschaftlichkeitsüberlegungen auch den amtlichen Vorschriften genügen.

Somit muß ein Behälter zum Transport von radioaktivem Material eine Srahlungsabschirmung aufweisen, um die gesamten biologisch wirksamen Strahlungsnenndosen, insbesondere Gamma- und Neutronenstrahlung, herabzusetezen, damit sie innerhalb des Grenzwertes für den Normalbetrieb und auch innerhalb des höheren Grenzwertes liegen, die von den amtlichen Vorschriften für die hypothetischen Störfälle genannt sind. Für bestrahlten, nuklearen Reaktorbrennstoff kann von der Abschirmung gefordert werden, daß die gesamte Quellenstrahlung um einen Faktor herabgesetzt wird, der in der Größenordnung von 10" liegt. Zusätzlich muß der Behälter für angemessenen Übergang und Abfuhr von Wärme sorgen, die bei dem Zerfall der radioaktiven Isotope erzeugt wird. Ferner muß der Behälter seine Unversehrtheit während des Normalbetriebes und weitgehend während spezifischer hypothetischer Störfällc beibehalten. Er muß das Kühlmittel enthalten und die Freigabe von irgendwelchem radioaktivem Material während des Normalbetriebes verhindern und die Freilassung von radioaktiven Gasen und Flüssigkeit während der hypothetischen Störfälle einschränken.

Es ist ferner angestrebt, die Nutzlast möglichst groß zu machen, d. h. die Menge des radioaktiven Materials, das von dem Behälter aufgenommen werden kann, um aus der Wirtschaftlichkeit der Selbstabschirmung Nutzen zu ziehen. Das bedeutet, daß der äußere Teil des radioaktiven Materials den inneren Teil abschirmt. Somit erfordert eine gegebene Zunahme der Menge des radioaktiven Materials nur eine relativ geringe Zunahmc der Dicke der Abschirmung.

Der praktische Begrenzungsfaktor für das Gesamtgewicht eines beladenen Transportbehälters ist das Leistungsvermögen der den Behälter handhabenden Vorrichtungen, wie der Kräne und Transportfahrzeuge. Diese Erfordernisse der Handhabbarkeit führen auch zu einer praktischen Grenze in bezug auf die Größe oder den Umfang des Transportbehälters.

Da die Menge des radioaktiven Materials (d. h. die Nutzlast), das in einem Behälter von praktisch maximaler Größe und Gewicht enthalten sein kann, günstigenfalls ein kleiner Bruchteil des Gesamtgewichtes ist, ist es erstrebenswert, das Verhältnis von Gcsamtzu Nutzgewicht möglichst klein zu machen. Beispielsweise kann ein Behälter ein Gesamtgewicht in der Größenordnung von 65 · 10'kg für ein Nutzgewicht von etwa 3 ■ 10'kg haben. Es ist besonders erwünscht, das Gewicht der Strahlungsabschirmung auf ein Minimum herabzusetzen, da diese den größten Bruchteil des Gesamtgewichtes ausmacht.

Die Kosten für den Transport von radioaktivem Material enthalten neben den Transportkosten die Kosten für die Verwendung des Transportbehälters. Diese Kosten für die Verwendung des Behälters sind

selbstverständlich eine direkte Funktion der Herstellungskosten des Behälters und es ist deshalb erwünscht, diese Herstellungskosten auf ein Minimum herabzusetzen. Da die Herstellung und das Material der Abschirmung einen großen Anteil der Bei älterkosten ausmachen, sollen auch die Kosten für die Abschirmung auf ein Minimum gedrückt werden. Bekannte Transportbehälter sind gewöhnlich mit tiefen, eng beabstandeten Außenrippen versehen, um die Wärmeabstrahlung zu erhöhen. Eine derartige gerippte Oberfläche ist nur mit großem Kostenaufwand herzustellen und auch schwer zu entgiften.

In dem älteren deutschen Patent 21 57 133 ist nun ein Transportbehälter für radioaktives Material vorgeschlagen worden, der im wesentlichen die Merkmale des eingangs genannten Transportbehälters aufweist. Der Erfindung nach dem genannten älteren Patent lag die Aufgabe zugrunde, einen Transportbehälter für radioaktives Material zu schaffen, daß jede Kontamination des Transportes während des Be- und EntlHens sowie während des Transportes auch bei Unfällen sicher vermieden wird. Zur Lösung dieser Aufgabe weist der Transportbehälter nach dem genannten älteren Patent unter anderem mit der die Außenhülle bildenden Ummantelung direkt verbundene, im geringen Abstand zueinander angeordnete Kühlelemente auf, was deren Entgiftung erschwert und die Herstellung des Behälters verteuert. Auch ist die zweite Abschirmung inr erhalb der Ummantelung angeordnet, was deren Durchmesser vergrößert und somit das Gewicht des Transportbehälters.

Es ist deshalb Aufgabe der vorliegenden Erfindung, einen Transportbehälter der eingangs genannten Art mit einer wirksamen Neu;ronenabschirmung und mit einer effektiven Abschirmung für andere Arten biologisch wirksamer Strahlung zu schaffen, der ein geringeres Gewicht aufweist und der mit geringeren Kosten herstellbar ist. Zu diesem Zweck sind insbesondere die Größe und das Gewicht der Ummantelung und der ersten Abschirmung möglichst gering zu halten und die äußere Oberfläche des Transportbehälters ist in möglichst zusammenhängender Form auszubilden, die von Rippen, Schlitzen und Eihnlichen Merkmalen frei ist, die die Entgiftung erschweren.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch den kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 gelöst.

Durch die Anordnung der zweiten Abschirmung außerhalb der schweren Ummantelung kann diese im Durchmesser verringert und somit der Transportbehälter mit geringem Gewicht hergestellt werden. Die zusammenhängende Oberfläche der ein geringes Gewicht aufweisenden Außenabdeckung kann leicht gewaschen und zur Entgiftung gescheuert werden, und die Größe und Anzahl der Wellen kann auf einfache Weise so ausgewählt werden, daß sie die der erforderlichen Wärmeabfuhr entsprechende Oberfläche bilden und diese Wellen sind einfach und billig herstellbar.

Die Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher erläutert. Im einzelnen zeigt F i g. 1 eine Außenansicht des Transportbehälters, F i g. 2 einen Längsschnitt des Transportbehälters, F i g. 3 einen Querschnitt des Transportbehälters und

F i g. 4 einen Teillängsschnitt des Tiansporibehäliers mit dessen Endkammern.

In F i g. I ist eine Außenansicht des Transportbehälters gezeigt, der insgesamt mit 10 bezeichnet ist. Der Behälter umfaßt einen langgestreckten Haupt teil II.

einen Endteil 12. ein abnehmbares Endstück 13 und ein Paar Vcntildeckel oder Kuppeln 14 und 16, die die Druckenllastungs-, Einfüll- und Ablaßventile enthalten. Die Außenflächen des Endteiles 12 und des abnehmbaren Endstückes i3 sind mit Wärme abführenden und beim Aufprall verformbaren Rippen 17(1) und 17(2) verseilen, während der Haupttei) 11 von einer dünnen, nichttragenden Abdeckung 18 umgeben ist. die in der gezeigten Ausführungsform gewellt ausgebildet ist. Es sind zwei Streifen 19 auf gegenüberliegenden Seiten des Behälters vorgesehen, an denen Auflager, Aufhängeösen oder ähnliches befestigt werden können, um den Behälter anzuheben und zu handhaben. Eine Kühlung des Behälters 10 kann durch die Verwendung eines Systems mit Gebläsen und Kanälen verstärkt werden, um Kühlluft gegen die Außenflächen des Behälters zu richten, wie es bereits an anderer Stelle offenbart worden ist.

Der Behälter 10 ist in dem Längsschnitt gemäß F i g. 2 und dem Querschnitt gemäß F i g. 3 genauer dargestellt. Wie am besten aus F i g. 3 hervorgeht, kann der Behälter 10 zahlreiche B^rennstoffeinsätze 21 aus verbrauchtem Nuklearbrennstoff transportieren. Die Brennstoffeinsätze 21 werden von einem Tragegestell 22 getragen, das aus dünnen Zwischenwänden gebildet ist, durch üie für jeden Brennstoffeinsatz eine getrennte, an den Enden offene Kammer gebildet wird.

Das Tragegestell 2>. ist in einem inneren Mantelgehäuse 23 enthalten, in welchem die Brennstoffeinsätze mit einem Kühlmittel wie z. B. Wasser geflutet werden können. Vorteilhafterweise können die Zwischenwände des Tragegestells 22 mit zahlreichen Schlitzen oder Löchern versehen sein, damit ein Kühlmittel hindurchströmen kann.

Das Tragegestell 22 ist außerhalb des Mantelgehäuses 23 von einer ersten Abschirmung 24 umgeben, die vorzugsweise aus verarmtem Uran mit einer radialen Dicke f| gebildet ist. Diese verarmte Uranschicht dient als eine Strahlungsabschirmung durch Dämpfen der Gammastrahlung und durch Moderieren und Einfangen von Neutronen. Uran wird gegenüber Blei für diesen Zweck wegen seiner wirksameren Abschirmung pro Gewichtseinheit, seiner höheren Schmelztemperatur und seiner äußeren Festigkeit bevorzugt. Die Uranschicht 24 kann mit zahlreichen stufenförmigen Ringsegmenten versehen sein, wie es bereits an anderer Stelle vorgeschlagen worden ist.

Die Abschirmung 24 ist von einer tragenden Ummantelung 26 mit ausreichender Dicke umgeben, um ür die erforderliche Festigkeit des Transportbehälters 10 zu sorgen. Die Ummantelung 26 ist vorzugsweise mit zahlreichen Umfangsrippen 27 versehen. Diese Rippen dienen verschiedenen wichtigen Funktionen. Sie vergrößern die Oberfläche der Ummantelung 26 für eine verstärkte Wärmeabfuhr davon. Sie dienen der Stabilität des Behälters im Falle eines Aufpralles. Gewisse der Rippen 27 dienen auch als Stütze für die nichttragendo Abdeckung 18, wie im folgenden noch genauer beschrieben werden wird.

Wie in F i g. 2 dargestellt, kann de Endteil 12 mit dem Hauptteil 11 aus einem Stück hergestellt oder ständig an diesem befestigt sein. Am anderen Ende ist das entfernbare Endstück 13, das mit Abschirmniaterial 28 gefüllt ist, an dem Hauptteil ti durch eine Flunsch- und StiftL"ilzenanordnung befestigt. Ein Dichtungsring 29 sorgt für eine Abdichtung. Die Deckelabschirmung 28 ist mit einem, einen einspringenden Winkel aufweisenden Teil 31 versehen, der die Grenzfläche /wischen dem

abnehmbaren Endstück 13 und dem Hauptieil Il überlapp! und für eine Abschirmung sorgt.

Die Kuppel 14 enthält ein automatisches Druckcnllastungsveniil 32, das den Transportbehälter 10 bei abnorm hohem Innendruck entlüften kann. Die Kuppel 14 enthält weiterhin ein erstes manuell bedienbares Ventil 33, wobei die Ventile 32 und 33 durch eine Leitung 34 mit dem Innenraum des Behälters verbunden sind. Die Kuppel 16 enthält ein zweites manuell bedienbares Ventil 36, das durch eine Leitung 37 mit dem Innenraum des Behälters verbunden ist. Die Ventile 33 und 36 können dazu verwendet werden, flüssiges, wasserstoffhalliges Material wie z. B. Wasser ein- und herauszuführen, um den Innenraum des Behälters 10 und die in dem Tragegestell 22 enthaltenen Brennstoffeuisäi/e 21 /u fluten.

Erfindungsgemäß ist die tragende Ummantelung 26 von der relativ dünnen nichttragenden Abdeckung 18 umgeben. Mit nichttragend ist gemeint, daß die Abdeckung 18 nicht wesentlich zur Festigkeit des Behälters 10 beiträgt, oder mit anderen Worten die strukturelle Integrität des Behälters hängt nicht von der Abdeckung 18 ab. Wie aus den F i g. 2 und 3 hervorgeht, ist die Abdeckung 18 an zahlreichen auf ihrem inneren Umfang mit Abstand voneinander angeordneten Längsstreifen 38 befestigt, die ihrerseits an Endflanschen 39 und 41 sowie in Aussparungen in Rippen 27(1) und 27 (2) befestigt sind, wobei die Rippen 27 (1) und 27 (2) für diesen Zweck mit einer größeren radialen Höhe versehen sind als die anderen Rippen 27.

Die Abdeckung 18 ist mit den Flanschen 39 und 41 flüssigkeitsdicht verbunden, und vorzugsweise auch gegenüber den Rippen 27 (1) und 27 (2) flüssigkeitsdicht abgedichtet, um eine Vielzahl von flüssigkeitsdichten Kammern 42(1) —42(3) zu bilden. In jede dieser Kammern ist ein Einfüllzapfen 43 und ein Ablaßzapfen 44 eingepaßt, durch die die Kammern mit einem flüssigen, wasserstoffhaltigen Material, wie z. B. Wasser, gefüllt werden können, das eine zweite Abschirmung für Neutronen mit einer Dicke h bildet. Diese Aufteilung der Wasserabschirmung in Kammern ist wünschenswert, um den Verlust des gesamten Wassers zu verhindern, falls in der Abdeckung 18 ein lokaler Bruch auftritt.

Wie in den Fi g. 1 und 2 dargestellt, erstreckt sich die Wasserabschirmung nicht über das Endteil 12 oder das entfernbare Endstück 13, da die dichte Abschirmung 24 und 28 gewöhnlich für eine ausreichende Schwächung der geringeren Strahlung von den Enden sorgt. Wie jedoch in F i g. 4 gezeigt, kann eine Wasser enthaltende Kammer 42 (4) über dem Endteil 12 durch eine Abdeckung 43 ausgebildet werden, die an den Endrippen 17(1) befestigt ist. Auf ähnliche Weise kann eine Wasser enthaltende Kammer 42(5) über dem entfernbaren Endstück 13 durch eine Abdeckung 40 gebildet werden, die an den Endrippen 17(2) befestigt ist.

Die Rippen 17(1) und 17(2) sind vorzugsweise mit Löchern 45 versehen, damit Wasser hindurchströmen kann.

Die Wanddicke der gewellten Abdeckungen 18, 43 und 40 hängt von den Nenndrucken der Wasser enthaltenden Kammern 42(1) —42(5) ab. Für Niederdruck oder ohne Druck braucht die Wanddicke nur 1.5 mm zu betragen. Die obere Grenze liegt bei etwa 6.35 mm, die durch die üblichen Verfahren und Vorrichtungen zur Herstellung von gewelltem Stahlblech gesetzt wird. Die Wärmeabfuhr vom Transportbchiilier ist eine Funktion seiner Oberfläche. Die Größe der Oberfläche der Abdeckungen 18, 43 und 40 kann innerhalb gewisser Grenzen durch die Aswahl der Größe der Wellungen eingestellt werden.

Diese gewellte Abcleckstruktur ist nicht dafür ausgelegt, wesentlich zur Stabilität des Behälters 10 beizutragen noch den Aufprallvcrsuchcn standzuhalten, die für die Gebrauchserlaubnis des Behälters nach den amtlichen Vorschriften erforderlich sind. Statt dessen rührt die Stabilität des Behälters hauptsächlich von der einen geringeren Durchmesser aufweisende Ummantelung 2b her, und die Dicke der Abschirmung 24 ist so gewählt, daß sie für eine angemessene Schwächung der Strahlung bei den hypothetischen Störfällen selbst für den unwahrscheinlichen Fall sorgt, daß die gesamte Abschirrnfiüssigkeii aus den Kammern 42(1) bis 42(5} verlorengehl. Somit besteht ein bedeutender Vorteil des ert'indungsgemäßen Transportbehälters darin, daß der Durchmesser der Ummantelung und der Durchmesser der ersten Abschirmung auf ein Minimum herabgesetzt sind, so daß der Behälter ein minimales Gewicht hat.

Größe und Gewicht eines solchen Transportbehälters sind durch praktische Überlegungen hinsichtlich der Leistungsfähigkeit der Vorrichtungen zum Handhaben und zum Transport begrenzt. Es wird deshalb angestrebt, die Nutzlast, d. h. die Menge des verbrauchten Brennstoffes, der in dem Behälter enthalten sein kann. Möglichst groß zu machen, wobei zu berücksichtigen is¹, daß eine kritische Menge oder Konfiguration vermieden werden muß. Ferner sollen die Produktionskosten des Behälters möglichst gering sein, um dadurch die Kostcnbelastungen für die Verwendung des Behälters auf ein Minimum zu senken.

Somit besteht die Zielsetzung der Gestaltung darin, einen Behälter mit maximaler Nutzlast bei geringsten Kosten herzustellen, um auf diese Weise die Transportkosten des verbrauchten Brennstoffes auf ein Minimum zu senken. Da das Gewicht der ersten Abschirmung ein wesentlicher Anteil des gesamten Behältergewichtes ist. ist es erwünscht, die Menge dieser Abschirmung im Einklang mit den Anforderungen hinsichtlich der Stabilität und einer angemessenen Wärmeabfuhr möglichst gering zu halten.

Neben den Überlegungen in bezug auf die strukturelle Integrität und eine adäquate Wärmeabfuhr sind daher die optimalen Dicken der Materialien der ersten und der zweiten Abschirmung auszuwählen. Dies ist ein iteratives oder mit fortschreitenden Näherungswerten arbeitendes Rechenverfahren. Als Vorschlag wird das folgende Verfahren angegeben:

1. Gleichzeites Auswählen der Art und Menge des aufzunehmenden verbrauchten Brennstoffes und seiner Anordnung oder Konfiguration im Transportbehälter (wobei die Kritikalitätsnormen zu berücksichten sind) und Bestimmen der Neutronen- und Gammastrahlungsintensitäts- oder Quellengroßen.

Die Neutronen- und Gammastrahlung ist in einem gegebenen Fall eine Funktion viler Faktoren einschließlich der Brennstoffanreicherung, des Verlaufes der Brennstoffbestrahlung der spezischen Leistung, Kühlzeit, des Brennstoffelementaufbaus, der Art und Menge des Brennstoffes und Konfiguration des Brennstoffes in dem Behälter (Selbstabschirmungseffekt). Es wird angenommen, daß die Neutronen- und Gammaquellengrößen durch bekannte Mittel bestimmbar sind.

2. In Übereinstimmung mit 1 Auswählen der bestimmten Abschirmmaterialien und ihrer Konfiguration (der Einfachheit halber sei bei den folgenden Schritten angenommen, daß Uran als die erste dichte Abschirmung 24 und Wasser als die zweite flüssige wasserstoffhaltige Abschirmung verwendet sind).

3. Festlegen der Grenzen der Strahlungsnenndosis.
Diese sind durch die Vorschriften festgelegt und sie betragen beispielsweise 10 ⁴ J/kg h. bei 183 cm Entfernung von der nächstgelegenen freiliegenden Oberfläche im Normalbetrieb und 10"²]/kgh in 91,5 cm Entfernung bei hypothetischen Störfällen.

4. Festlegen einer vorläufigen Behälterform.

Neben der Brennstoffkonfiguration gehören hierzu auch das Material und die Form des Tragegestells sowie die Materialien und Dicken der inneren und äußeren Wand.

5. Auswählen eines Quellenmodells, das die räumliche Verteilung der Strahlung von der Quelle verbrauchten Brennstoffes definiert.

6. Bestimmen der Dicke des Urans, die zur Herabsetzung der Gammanenndosis auf 50% des zulässigen normalen Grenzwertes der Gesamtstrahlungsdosts erforderlich ist als einen ersten Bezugspunkt.

Die Charakteristiken der Schwächung der Gammastrahlung durch Uran ist beispielsweise von Jerome E. Dummer, Jr., in General Handbook for Radiation Monitoring, LA-1835 (3. Auflage), U.S. Government Printing Office (1959) beschrieben.

7. Bestimmen eines zweiten Bezugspunktes, indem man die Dicke des Urans gemäß 6. verwendet und eine bekannte Neutronentransporttheorie benutzt wird, um die Dicke des Wassers zu bestimmen, die zusammen mit der gemäß 6. gegebenen Urandicke die Neutronenstrahlungsdosis auf etwa 50% des zulässigen normalen Grenzwertes der Gesamtstrahlungsdosis herabsetzt

8. Schrittweises Variieren des in 6. und 7. bestimmten Urans und Wasserdicken zur iterativen Bestimmung der optimalen Dicken.

Es gibt sechs Alternativen bei der Veränderung der Dicken:

(1) Ersetzen der Urandicke durch Wasserdicke,

(2) Verringerung der Urandicke, wobei die Wasserdicke konstant gehalten wird.

(3) Verringerung der Wasserdicke, wobei die Urandicke konstant gehalten wird.

(4) Vergrößerung der Wasserdicke, wobei die Urandicke konstant gehalten wird.

(5) Ersetzen der Wasserdicke durch die Urandikkeund

(6) Vergrößerung der Urandicke, wobei die Wasserdicke konstant gehalten wird.

9. Berechnen der daraus resultierenden Neutronen- und Gammastrahlungsdosen für jede der schrittweisen Dickenänderungen.

Die Summe hiervon darf den normalen Gesamtdosisgrenzwert nicht überschreiten. 10. Annehmen eines Störfalles für jeden Satz der Wasser- und Urandicken angenommen, in dem das Wasser der Wasser-Abschirmung durch einen leeren Raum ersetzt ist. Hierfür sind die entstehenden Nennwerte der Neutronen- und Gammastrahlungsdosis zu berechnen.

Die Summe hiervon darf den hypothetischen Gesamtdosisgrenzwert für Störfälle nicht überschreiten.
Diejenigen Paare, die diesem angenommenen

ίο Unglücksfall nicht genügen, werden aussortiert.

Wenn alle Paare diesem Zustand nicht genügen, muß die Urandicke vergrößert werden, um den hypothetischen Dosisnennwert für Störfälle unter den Grenzwert herabzusetzen.

is 11. Auswählen desjenigen der nicht aussortierten Paare, das die geringste Urandicke aufweist. Somit führen die optimalen Wasser- und Ürandikken zu einem Transportbehälter, der die erforderliche Abschirmung für die Gamma- und Neutronen- Strahlung mit dem geringsten Gesamtgewicht des Abschirmmaterials für die gewählte Konfiguration ergibt.

Beispiel

Einschlägige Parameter für einen erfindungsgemäßen Behälter zum Transport von verbrauchtem Leistungsreaktorbrennstoff in der Größenordnung von der Bestrahlung 35 000 MWD/MT sind in der folgenden Tabelle angegeben:

Außenlänge des Behälters 550 cm Außendurchmesser des Behälters 150 cm

	Nutzkapazität	1,5 · Wem1
		entsprechend
35		3000 kg Uran
	Berechnete Strahlungsquellen- f 0 C11 (T I^ A11
	ICSlIgIvCIl Gamma (spezifische Leistung)	40 KW/kg Uran
	Neutronen	3 ■ 109 Neutronen
40	Berechnete Dosisnenngrenzwerte
	Normalbetrieb	10-* J/kg h bei
		183 cm
	Hypothetischer Störfall	10-2 J/kg h bei
		91,5 cm
45	Tragegestell 22
	— rostfreier Stahl	1,5 mm Dicke
	Mantelgehäuse 23
	— rostfreier Stahl	123 mm Dicke
	Dichte Abschirmung 24
50	—verarmtes Uran— fi	10 cm Dicke
	Ummantelung 26
	— rostfreier Stahl	3,75 cm Dicke
	Wasserstoffhaltige Abschirmung
	- Wasser — /2	12^ cm Dicke
55	Gewellte Abdeckung 18
	— rostfreier Stahl	0,6 cm Dicke
	Kerndurchmesser	152 cm
	Oberfläche pro 30 cm Länge	3 m2
	Nenndruck der Kammern 42 (1)
60	bis 42 (3)	103 Bar
	Gesamtgewicht des Behälters	65 · l(fl kg

Hierzu 4 Blatt Zeichnungen

Claims (9)

1. Patentansprüche:

   I.Transportbehälter für radioaktives Material, das Gamma- und Neutronenstrahlung aussendet, bestehend aus einer langgestreckten, tragenden Ummantelung, einem Tragegestell innerhalb der Ummantelung zur Aufnahme des radioaktiven Materials, einer ersten Abschirmung, die aus einer Schicht aus dichtem Material besteht, welches das radioaktive Material innerhalb der Ummantelung umgibt, wobei die Dicke dieses dichten Materials so gewählt ist, daß die gesamte Strahlung des radioaktiven Materials auf einen vorbestimmten zweiten Grenzwert herabgesetzt wird, der einem hypothetischen Störfall entspricht, und einer zweiten Abschirmung, die die erste Abschirmung umgibt und aus wasserstoffhaltigem Material besteht, dessen Dicke zusammen mit der des dichten Materials ausreichend ist, um die gesamte Strahlung auf einen vorbestimmten niedrigeren Grenzwert als den zweiten herabzusetzen, der dem Normalbetrieb entspricht, dadurch gekennzeichnet, daß auf der tragenden Ummantelung (26) eine dünne, nichttragende Abdeckung (18) mit Abstand zi> ihr aufgebracht ist, wobei im Raum zwischen Abaekkung (18) und tragender Ummantelung (26) die zweite Abschirmung eingebracht ist.
2. 2. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das dichte Material der ersten Abschirmung (24) Uran ist.
3. 3. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das wasserstoffhallige Material der zweiten Abschirmung Wasser ist.
4. 4. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die nichttragende Abdeckung (18) gewellt ist.
5. 5. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß sich die nichttragende Abdekkung (18) über die Enden (12, 13) des Behälters 10 erstreckt, so daß mit wasserstoff hai tigern Material gefüllte Kammern [42 (4), 42(5)] gebildet sind.
6. 6. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand zwischen der tragenden Ummantelung (26) und der nichttragenden Abdeckung (18) in Kammern [42 (1), 42 (2), 42 (3)] unterteilt ist.
7. 7. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Dicke (/ι) des dichten Materials der ersten Abschirmung (24) 7,5 — 20 cm und die Dicke des wasserstoffhaltigen Materials der zweiten Abschirmung 5 — 25 cm beträgt.
8. 8. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die tragende Ummantelung (26) mit zahlreichen Rippen (27) versehen ist.
9. 9. Transportbehälter nach Anspruch I, dadurch gekennzeichnet, daß von dem Tragegestell (22) zahlreiche Brennstoffeinsätze (21) aufnehmbar sind.