DE2905951A1 - Einrichtung und verfahren zum lagern von gruppen von spaltstoffelementen - Google Patents
Einrichtung und verfahren zum lagern von gruppen von spaltstoffelementenInfo
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Description
Einrichtung und Verfahren zum Lagern von Gruppen von Spaltstoffelementen
Die Erfindung bezieht sich auf die Lagerung von verbrauchten, zu Gruppen zusammengefaßten Spaltstoffelementen über
einen längeren Zeitraum und insbesondere auf ein Lagergestell für derartige Spaltstoffelementgruppen sowie ein
Verfahren zum Lagern von Spaltstoffelementen bei maximaler Lagerkapazität unter Vermeidung kritischer Zustände.
Kernreaktoren enthalten eine Anordnung von Brennstoffstäben,
die den Kernbrennstoff enthalten. Die Stäbe bestehen aus Metallrohren, die eine Länge von 2,40 bis 4,50 m haben
können und deren Durchmesser etwa 1,25 cm beträgt.
Die Stäbe sind in Halterungen zu Elementgruppen zusammengefaßt, die eine beträchtliche Anzahl von Stäben enthalten.
Große Reaktoren zur Erzeugung von Energie enthalten eine große Anzahl derartiger Spaltstoffelementgruppen in
einer passenden Anordnung.
Mach einer ausgedehnten Arbeitsperiode müssen die bestrahlten und verbrauchten Gruppen von Spaltstoffelementen
aus dem .Reaktor entfernt und durch neue ersetzt werden. Die verbrauchten Spaltstoffstäbe enthalten Rückstände des
ursprünglichen Brennstoffmaterials und unterschiedliche
Mengen verschiedener Spaltprodukte, die bei der Kernspaltung des ursprünglichen Brennstoffes oder durch andere
nukleare Reaktionen sowie beim radioaktiven Zerfall der zunächst gebildeten Spaltprodukte entstehen. Ein Teil
dieser Stoffe ist ebenfalls selbst spaltbar. Viele Spaltprodukte haben zumindest anfänglich eine hohe Radioaktivität
und erzeugen somit eine beträchtliche Wärme, wobei die gesamte Brennstoffanordnung gefährlich radioaktiv ist.
Die Brennstoffstäbe können in der Weise aufgearbeitet werden, daß man das spaltbare Material, wie z.B. den
Brennstoff, zur erneuten Verwendung abtrennt und ver-
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schiedene andere Spaltprodukte, wie z.B. zur Gruppe der
seltenen Erden gehörende Elemente, wiedergewinnt, die einen "beträchtlichen kommerziellen Wert haben.
Zum Lagern der hochradioaktiven Spaltstoffelementgruppen
nach dem Entfernen aus dem Reaktor und bis zur Aufarbeitung oder anderweitigen Verwendung müssen geeignete Einrichtungen
zur Verfügung stehen« Die Lagereinrichtungen
werfen ernsthafte Probleme auf, da die Spaltstoffgruppen
anfänglich hochradioaktiv sind und eine große Wärme erzeugen»
Sie müssen daher unter Wasser gehalten werden, wobei das Wasser sowohl als Kühlmittel dient und eine
übermäßige Erwärmung verhindert als auch als Strahlungsschranke und Moderator für die schnellen Neutronen wirkt,
die noch emittiert werden. Es ist auch notwendig, sicherzugehen, daß die Elementgruppen so gelagert werden, daß
das Überschreiten kritischer Werte beim Zusammenstellen der Elementgruppen vermieden wird, wobei der benötigte
Raum so minimal wie möglich gehalten werden soll.
Each einiger Zeit nehmen die entwickelte Wärme und die Radioaktivität der Spaltstoffelementgruppen ab, da eine
Reihe der Spaltprodukte eine verhältnismäßig kleine Halbwertzeit haben, so daß sich das Lagerproblem insofern
verändert, als sowohl die abzuführende Wärme als auch die Strahlungsgefahr abnehmen.
Aus der US-PS 4010 375 ist ein Lagergestell für Gruppen
von verbrauchten Spaltstoffelementen bekannt, das in
erster Linie zum vorübergehenden Lagern von Spaltstoffen in einer mit Wasser gefüllten Grube dient. Das Lagergestell
besteht aus schachbrettartig angeordneten Lagerzellen, in denen die verbrauchten Spaltstoffelementgruppen
abwechselnd angeordnet sind» Die dazwischenliegenden Zellen sind mit Wasser gefüllt, das als Moderator und
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als Kühlmittel dient, wobei die Zellwände aus einem die
Giftstoffe oder Neutronen absorbierenden Material bestehen. Durch diese Anordnung wird das Auftreten kritischer
Werte beim Zusammenstellen und Zusammenfassen von Brennstoffelementgruppen vermieden, wobei eine maximale
Lagerkapazität für eine verhältnismäßig kurzzeitige Lagerung erreicht wird.
Es ist ferner vorgeschlagen worden, ein ähnlich aufgebautes Lagergestell für eine langzeitige oder dauernde Lagerung
zu verwenden und die Lagerkapazität dadurch maximal auszunutzen, daß alle Zellen der Anordnung vollständig
zu füllen sind, nachdem eine ausreichend lange Bestrahlung des Brennstoffes und ein entsprechender radioaktiver Zerfall
stattgefunden hat, um die notwendige Sicherheit zu haben. Für die dauernde Lagerung kann dabei ein Gehäuse
aus Beton vorgesehen werden.
Es besteht jedoch das Bedürfnis, verbrauchte Brennstoffelementgruppen
über einen verhältnismäßig langen oder halblangen Zeitraum so zu lagern, daß eine maximale Anzahl
von Elementgruppen in einem gegebenen Raum bei vollständiger
Sicherheit über einen verhältnismäßig langen Zeitraum untergebracht werden können bis sie aufbereitet
und einer dauernden Lagerung zugeführt werden können.
Bei den in üblicher Weise ausgebildeten Einrichtungen zum Lagern von verbrauchten Spaltstoffstäben werden kritische
Werte dadurch vermieden, daß zwischen benachbarten Gruppen von Spaltstoffelementen in dem Lagergestell ein Abstand
oder Zwischenraum eingehalten wird.
Es besteht die Möglichkeit, daß es zu einer bestimmten Zeit notwendig ist, den Beaktor vollständig zu entladen,
um -Reparaturen oder Inspektionen innerhalb des Druckge-
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fäßes des Reaktors durchzuführen. In diesem Fall kann es
notwendig werden, in dem Lagergestell Elementgruppen unterzubringen,
deren Brennstoff nahezu unverbraucht oder nicht "bestrahlt ist, und zwar für den Zeitraum der durchzuführenden
Reparaturen oder Inspektionen. Bei üblichen Anordnungen wird der Abstand zwischen benachbarten Gruppen
von Spaltstoffelementen auf der Grundlage der Aktivität frischer oder nicht bestrahlter Spaltstoffelemente
festgelegt. Dies erfordert natürlich einen sehr viel größeren Abstand als er gebraucht würde, um kritische
Werte mit verbrauchten Spaltstoffelementen nach ihrer Entnahme aus dem Reaktor zu verhindern und führt zu
einer verringerten Lagerkapazität, bezogen auf einen gegebenen Raum.
Darüber hinaus kann der Abstand, wenn er einmal für eine übliche Ausbildung festgelegt ist, nicht verändert werden,
ohne das Lagergestell umzubauen, denn Anordnung und Abmessungen eines solchen Lagergestells sind so festgelegt,
daß zusätzliche Spaltstoffelementgruppen nicht zwischen die anfänglich belegten Lagerstellen geschoben werden
können, da die bisher gebräuchliche Ausbildung dies nicht vorsieht und weil die Abmessungen im allgemeinen zu
klein sind.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Einrichtungen zum langzeitigen oder vorübergehenden Lagern von verbrauchten
Spaltstoffelementen so auszubilden, daß eine maximale Lagerkapazität bei vollständiger Sicherheit
erreicht wird, d.h. daß nicht die Gefahr des Auftretens kritischer Werte besteht.
Die Lösung dieser Aufgabe besteht erfindungsgemäß in
einer Einrichtung zum Lagern von Gruppen von verbrauchten Spaltstoffelementen, die so ausgebildet ist, daß sie
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eine Anzahl gleicher Lagerzellen aufweist, die in einer regelmäßigen Anordnung aneinanderliegen und miteinander
befestigt sind, daß auf die Lagerzellen Haubenelemente in einer solchen Weise aufgesetzt sind, daß in beiden
Richtungen freie Lagerzellen und durch Haubenelemente abgedeckte Lagerzellen miteinander abwechseln, daß die
Haubenelemente als Führungen für das Einsetzen von Spaltstoffelementgruppen in die jeweils benachbarten Lagerzellen
ausgebildet sind, daß von allen Lagerzellen wenigstens die Hälfte durch Haubenelemente abgedeckt sind und
daß einzelne Haubenelemente abnehmbar sind, so daß nach Abnahme von solchen Haubenelementen weitere Lagerzellen
für zusätzliche Spaltstoffelementgruppen aufnahmebereit sind bis ein Verteilungsschema erreicht ist, bei dem entsprechend
dem jeweiligen Grad der Radioaktivität der Spaltstoffelemente nicht die Gefahr der Entstehung kritischer
Werte besteht.
Nach einer Weiterbildung der Erfindung enthalten die Wandungen der Lagerzellen Neutronen absorbierendes
Material. Vorteilhafterweise bestehen die Wandungen aus rostfreiem Stahl.
Nach einer anderen Weiterbildung der Erfindung ist vorgesehen, daß die Lagerzellen im Querschnitt quadratisch
ausgebildet und schachbrettartig angeordnet sind. Hierbei sind in benachbarten Reihen die aus freien Lagerzellen
und durch Haubenelemente abgedeckte Lagerzellen bestehenden Polgen jeweils um die Breite einer Lagerzelle versetzt.
Eine andere zweckmäßige Weiterbildung der Erfindung besteht
darin, daß auf den Lagerzellen eine bestimmte Anzahl von Haubenelementen in einer Verteilung fest angeordnet
ist, die dem endgültigen Verteilungsschema ent-
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spricht.
Die Erfindung "betrifft ferner ein vorteilhaftes Verfahren
zum Lagern von Gruppen von verbrauchten Spaltstoffelementen in einem Lagergestell der vorstehend beschriebenen
Art. Dieses Verfahren ist dadurch gekennzeichnet, daß die Spaltstoffelementgruppen in abwechselnd aufeinanderfolgenden
Lagerzellen eingesetzt werden bis die Hälfte aller Lagerzellen durch Spaltstoffelementgruppen besetzt
ist, während die übrigen Lagerzellen, die aus einem Neutronen
absorbierenden Material bestehen, mit einem Moderator gefüllt sind, daß nach Abschluß der Ersteinlagerung
der Grad der Aktivität der Spaltstoffelementgruppen bestimmt wird und daß danach weitere Spaltstoffelementgruppen
in bestimmte, bisher freigelassene Lagerzellen eingesetzt werden bis zur Bildung eines solchen Verteilungsschemas,
bei dem entsprechend dem ermittelten Grad der Aktivität nicht die Gefahr der Entstehung kritischer
Werte besteht.
Wach einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung wird ein endgültiges Verteilungsschema gebildet, welches Lagerzellen
mit einem Moderator in solchen Stellungen bezüglich der mit Spaltstoffelementgruppen besetzten Lagerzellen
aufweist, daß durch die Lagerzellen mit dem Moderator die Entstehung kritischer Werte verhindert wird. Als
Moderator wird vorteilhafterweise Wasser benutzt.
Die vorstehend erwähnten Probleme bei den üblichen Einrichtungen zum Lagern von verbrauchten Spaltstoffelementen
werden durch die Erfindung dadurch vermieden, daß die Möglichkeit geschaffen wurde, den Abstand zwischen
benachbarten Spaltstoffelementgruppen nachträglich zu
verändern, wenn der Grad der Aktivität der verbrauchten Spaltstoffelemente bekannt ist* Auf diese Weise läßt sich
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ein endgültiges Verteilungsschema verwirklichen, bei dem der Abstand zwischen den verbrauchten Spaltstoffelementgruppen
der geringeren Aktivität der Spaltstoffe im Vergleich
zu der Aktivität nach dem Herausnehmen aus dem Heaktor angepaßt ist. Die Lagerkapazität eines Lagergestells
läßt sich auf diese Weise erheblich steigern. In einigen Fällen können Lagerdichten von 90 % der insgesamt
zur Verfugung stehenden Lagerfläche erreicht werden.
Auf der Zeichnung ist ein Ausführungsbeispiel der Erfindung dargestellt. Es zeigen:
Figur 1 eine Draufsicht einer Lagereinrichtung gemäß vorliegender Erfindung,
Figur 2 eine Draufsicht eines Abschnittes der' in Figur 1
dargestellten Einrichtung in vergrößerter Darstellung,
Figur 3 eine Seitenansicht einer Lagerzelle mit einer
aufgesetzten Haube,
Figuren
4· bis 9 schematische Diagramme verschiedener Verteilungsschemen zum Lagern von Brennstoffelementgruppen
in der Einrichtung und
Figur 10 ein ähnliches Diagramm einer etwas abgeänderten Ausführungsform einer Lagereinrichtung.
Die Figuren 1 bis 3 zeigen eine Ausführungsform einer Lagereinrichtung gemäß vorliegender Erfindung zum Lagern
von verbrauchten Spaltstoffelementgruppen. In Figur 1 ist
eine Lagereinrichtung 10 schematisch dargestellt. Sie besteht aus einer Vielzahl gleicher Lagerzellen 12, die in
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Keinen und Spalten ausgerichtet sind, so daß sich eine
schachbrettartige Anordnung ergibt. In der Gebrauchsstellung ist die Lagereinrichtung 10 in eine mit Wasser gefüllte
Grube getaucht, wie es in der vorerwähnten amerikariischen
Patentschrift beschrieben ist, oder in anderer Weise mit Wasser umgeben. Das eigentliche Lagergestell
hat eine modulare Konstruktion und enthält die notwendige Anzahl von identischen Lagerzellen 12, die vorzugsweise
im Querschnitt quadratisch ausgebildet sind und eine ausreichende
Länge haben, um eine Spaltstoffelementgruppe
oder mehrere Gruppen aufnehmen zu können. Die Lagerzellen 12 sind untereinander ausgerichtet und können beispielsweise
durch Schweißen, wie es durch das Bezugszeichen 16 angedeutet ist, oder in einer anderen gewünschten Art miteinander
verbunden sein. Die Lagerzellen 12 können, wenn dies gewünscht ist, ebensogut einen rechteckigen Querschnitt
haben und in gleichmäßiger Anordnung in irgendeiner geeigneten Konfiguration angeordnet sein. Vorteilhafterweise
sind die Lagerzellen 12 aus rostfreiem Stahl hergestellt, welches ein für diese Zwecke geeigneter Werkstoff
ist, der auch die gewünschte Neutronen absorbierende -Eigenschaft besitzt. Ebensogut können auch andere Neutronen
absorbierende Werkstoffe benutzt werden. Ferner kann anstelle von Wasser auch ein fester Moderator vorgesehen
sein.
Alle Lagerzellen 12 sind, wie bereits erwähnt, gleich. Sie sind quadratisch und haben sowohl im Querschnitt als
auch in der Länge eine geeignete Große, um eine Spaltstoffelementgruppe
14 oder auch mehrere aufnehmen zu können, wobei jede Gruppe eine Anzahl von Spaltstoffstäben
18 umfaßt. Die Größe der Lagerzellen 12 und die Anzahl der darin unterzubringenden Gruppen hängen von der
Größe und den Eigenschaften der zu lagernden Spaltstoffstäbe ab. Die Lagerzellen 12 sind oben und unten offen
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und weisen außerdem in der Nähe des Bodens eine Trennwand
20 auf, die zum Auflegen der Spaltstoffelementgruppe dient,
In der Trennwand 20 und in den Seitenwandungen der Lagerzelle 12 sind Öffnungen 22 angebracht, die dem Zweck
einer ungehinderten Zirkulation des Wassers durch die Lagerzelle
dienen, um die durch die Spaltstoffstäbe erzeugte
Wärme abzuführen. Für die Abstützung der Lagerzelle kann irgendeine geeignete Möglichkeit vorgesehen sein, die eine
freie Zirkulation des Wassers zuläßt.
Gemäß der Erfindung sind auf bestimmten Lagerzellen 12 Hauben 26'aufgesetzt, die geneigt verlaufende Wandungen
haben und oben offen sind, um die gewünschte Zirkulation des Wassers zu ermöglichen. Jede einzelne Haube 26 hat
einen quadratischen Querschnitt und ist so ausgebildet, daß sie in die Lagerzelle 12 einsetzbar ist, wobei nach
unten ragende Verlängerungen 28 an der Innenwand der Lagerzelle anliegen und die Haube 26 in ihrer Lage halten.
Bei den meisten Lagerzellen ist die Haube 26 durch .Reibungsschluß
gehalten, so daß sie jeder Zeit entfernbar ist. Bei bestimmten Lagerzellen sind die Hauben durch
Schweißen oder in anderer Weise befestigt, was nachstehend noch erläutert wird.
Bei Lagerzellen 12 mit aufgesetzter Haube 26 verhindert die Haube das Einsetzen von Spaltstoffelementgruppen, so
daß diese Lagerzellen nur mit Wasser 29 angefüllt sind.
Durch die Lage der Hauben in dem Lagergestell sind diejenigen Felder markiert, in denen Spaltstoffelementgruppen
im Lagergestell angeordnet sind. Es ist darauf hinzuweisen, daß die geneigt verlaufenden Wandungen der
JO Haubenbeim Einsetzen einer Spaltstoffelementgruppe in
eine benachbarte offene Lagerzelle 12 die Funktion von Führungen erfüllen und somit das Einsetzen der Spaltstoffelementgruppen
in das Lagergestell wesentlich erleichtern.
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Wie in Fig. 2 und in der schematischen Darstellung der
Fig., 4 veranschaulicht ist, sind in jeder Reihe die Hauben
26 jeiiieils unter Freilassung einer Lagerzelle 12 angeordnet,
wobei die Hauben innerhalb einer .Reihe gegenüber der vorhergehenden benachbarten Heihe um eine Teilung seitlich
versetzt sind. Auf diese Weise befindet sich in jeder Keihe neben einer Lagerzelle 12 mit einer aufgesetzten
Haube 26 an jeder Seite eine offene Lagerzelle, in die
Spaltstoffelementgruppen eingesetzt werden können. Die Lagereinrichtung 10 oder ein bestimmter Abschnitt derselben entsprechend der schematischen Darstellung der
Fig„ 4 ist nun für eine erste Lagerung von Spaltstoffelementgruppen
aufnahmebereit» Die zu lagernden Spaltstoffelementgruppen
14 werden in die offenen Lagerzellen 12 eingeführt. Das Einsetzen der Spaltstoffelementgruppen
14- kann nach irgendeiner Anweisung und innerhalb irgendeiner Zeitspanne vorgenommen werden, was von der Große
des Lagergestells, der Anzahl der in einer vorgegebenen Zeit zu lagernden Spaltstoffelementgruppen und anderen
Faktoren abhängt.
Wenn die Einlagerung in. den in Figo 4 gekennzeichneten
Feldern geschlossen ist, wechseln Lagerzellen 12 mit darin enthaltenen Brennstoffelementgruppen 14 innerhalb einer
Iteihe mit Lagerzellen ab, die nur mit Wasser angefüllt
sind, welches als Moderator ifirkt» Die mit Wasser angefüllten
Zellen stellen Neutronenfallen dar, weil die Wandungen aus rostfreiem Stahl die Eigenschaft haben, Neutronen
su absorbierenο Es braucht nicht besonders betont
zu werden, daß die Wandungen der Lagerzellen anstelle aus rostfreiem Stahl auch aus einem anderen Werkstoff mit
den gewünschten Eigenschaften bestehen könneno.Wenn das
Lagergestell in dieser Heise gefüllt ist, beträgt die !•argerdichte 50 % des maiio Fassungsvermögens„■ welches erwird
9 ;-;3zm alle Lagerseiisn gefüllt sind» Bei die-
10 9 8 4 8/? G 5 g t!
ser Anordnung werden kritische Werte verhindert, selbst
bei einem ursprünglich hohen Grad radioaktiver Eigenschaften von frischen oder nicht bestrahlten Spaltstoffelementgruppen«
Wenn die Ersteinlagerung beendet ist, wird seit dem Einsetzen der ersten Spaltstoffelementgruppe in das Lagergestell
eine gewisse Zeit vergangen sein, und man wird eine genaue Kenntnis über den Strahlungsverlauf bzw. die
Strahlungsgeschichte Jeder einzelnen Spaltstoffelementgruppe in dem Lagergestell haben. Zu diesem Zeitpunkt
wird man eine Überprüfung der Stärke und Verteilung der gegenwärtigen Strahlung in dem Lagergestell vornehmen.
Dieses Studium gibt Aufschluß über die Bedingungen in dem wassergefüllten Lagergestell. Durch eine geeignete
Untersuchung läßt sich feststellen, welches Einlagerungsschema für die Unterbringung zusätzlicher Spaltstoffelementgruppen
in einigen der bisher freigelassenen Lagerzellen möglich ist, um die Lagerdichte zu erhöhen.
Aufgrund dieser Untersuchung wird ein Verteilungsschema
für das Einlagern zusätzlicher Spaltstoffelementgruppen festgelegt, bei dem gewährleistet ist, daß kritische
Werte vermieden werden. Es werden nunmehr die abnehmbaren Hauben 26 von den Lagerzellen 12 entfernt, auf die sie
ursprünglich aufgesetzt worden sind, und neu verteilt, um das neue Verteilungsschema herzustellen.
In vielen Fällen sind der Brennstofftyp, der Grad des
radioaktiven Zerfalls und andere Faktoren von vornherein für einen speziellen Reaktor bekannt, so daß die Radioaktivität
der Spaltstoffelementgruppen vorher berechnet
und damit ein geeignetes Verteilungsschema von vornherein festgelegt werden kann. Die Hauben 26S mit deren Hilfe
das endgültige Schema bestimmt wird, können in solchen Fällen an ihren TorTbestisiaten Plätzen durch Schweißen
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ο» dgl«, befestigt werden, während die erforderliche
Anzahl entfernbarer Hauben zur Festlegung des Anfangsschemas für die Beladung des Lagergestells an den betreffenden
Stellen angebracht werdenο
In einigen Fällen kann es wünschenswert sein, ein vorübergehendes Lagergestell vorzusehen, welches beispielsweise
ein Abschnitt des Hauptlagergestells sein kann oder bei dem es sich um ein gesondertes Lagergestell geeigneter
Größe handeln kann, welches in der Nähe des Hauptlagergestells angeordnet ist» Während des Nachfüllens eines
Reaktors werden die verbrauchten Spaltstoffelementgruppen zunächst in ein Lagergestell für eine vorübergehende Lagerung
eingesetzt« Wenn das -Einsetzen neuer Spaltstoff stäbe
beendet ist, iirerden die verbrauchten Spaltstoffelementgruppen
auf den Grad ihrer Radioaktivität untersucht und in das Hauptlagergestell entsprechend dem Anfangslagerschema
umgelagert. Dieses Verfahren wird bei jedem Nachfüllen des .Reaktors wiederholt, bis das Hauptlagergestell
aufgefüllt ist. Dieser Vorgang wird sich über einen Zeitraum von mehreren Jahren seit dem ersten Nachfüllen erstrecken.
Die entfernbaren Hauben werden dann abgenommen und teilweise, soweit notwendig, neu angeordnet, um
zusätzliche Lagerzellen entsprechend dem endgültigen Lagerschema freizumachen«, Notwendige Überprüfungen und Überwachungen
der Spaltstoffelementgruppen können vor diesem
Verfahrensgang ausgeführt iuerden. Durch eine weitere Überprüfung
kann die minimal notwendige Zeit der Bestrahlung im Reaktor für verschiedene Anfangsanreieherungen der
Spaltstoffe für die endgültige Lagerdichte bestimmt werden,
um sieherzustellen, daß die Spaltstoffelementgruppen, die in das Hauptlagergestell umgelagert werden, auch mit
der nötigen Sicherheit entsprechend dem endgültigen Lagerschema gelagert werden können. Danach können weitere Befüllungen
des Reaktors ausgeführt werden, und die ver-
brauchten Brennstoffstäbe können wie bisher aus dem Zwischenlagergestell
in das Hauptlagergestell überführt werden, bis die Einlagerung nach dem endgültigen Lagerschema
beendet ist.
Das Zwischenlagergestell kann ein Abschnitt des Hauptlagergestells
sein, bei dem ständig das Anfangslagerschema aufrechterhalten wird. -Ebensogut kann ein gesondertes Lagergestell
vorgesehen sein, welches das gleiche Lagerschema wie das Anfangslagerschema des Hauptlagergestells hat oder
eine größere feste Teilung zwischen den Spaltstoffelementgruppen aufweist. Durch die Benutzung eines solchen relativ
kleinen Zwischenlagergestells ist es möglich, frische oder nahezu frische oder nicht bestrahlte Spaltstoffelementgruppen
vorübergehend sicher mit größerem wirksamen Abstand zu lagern, was wegen der höheren Radioaktivität
solcher Spaltstoffgruppen notwendig ist.
In den Fig. 4 bis 9 sind verschiedene mögliche Muster für
die Beladung eines Lagergestells mit höherer Lagerdichte dargestellt. Bei jeder Darstellung sind die Hauben 26 jeweils
in ihrer Endstellung wiedergegeben, während die nicht markierten Lagerzellen die offenen Zellen darstellen,
die der Aufnahme von Spaltstoffelementgruppen dienen.
Wenn bei dem Beispiel nach Pig. 4 die Beladung nach dem Anfangsmuster abgeschlossen ist, werden einige oder alle
der entfernbaren Hauben 26 abgenommen und auf bereits
mit Spaltstoffelementen gefüllte Lagerzellen und auf jene Lagerzellen aufgesetzt, welche weiterhin mit Wasser gefüllt
bleiben, wobei die für eine zusätzliche Einlagerung zur Verfügung stehenden Zellen offen bleiben. Es werden
dann weitere verbrauchte Spaltstoffelementgruppen in diese
offenen Lagerzellen eingesetzt, bis alle offenen Lagerzellen gefüllt sind. Danach werden die Hauben von den
vorher bereits gefüllten Lagerzellen entfernt. Nur auf
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den mit Wasser gefüllten Lagerzellen werden die Hauben
nicht verändert. Die dadurch entstandenen endgültigen Lagerschemen sind in den Fig. 4 bis 9 dargestellt. In
jedem einzelnen Fall befindet sich auf den mit Wasser gefüllten Lagerzellen eine Haube 26. Demgegenüber sind die
in den Darstellungen offenen Zellen mit Spaltstoffelementgruppen gefüllt.
In Fig. 4- ist das Schema einer Ersteinlagerung, wie es vorstehend beschrieben wurde, dargestellt, bei dem in
jeder .Reihe mit Spaltstoffelementgruppen gefüllte Zellen
und mit Wasser gefüllte Zellen abwechselnd aufeinanderfolgen. In Fig. 5 ist eine Anordnung dargestellt, bei der
alle Lagerzellen in jeder vierten Reihe Spaltstoffelementgruppen enthalten, und zwar zusätzlich zu den in den anderen
.Reihen jeder zweiten Lagerzelle befindlichen Spaltstoffelementgruppen.
Bei dieser Anordnung beträgt die Lagerdichte 63 %♦
Fig. 6 zeigt ein Lagerschema, bei dem 75 % der Lagerzel-•
len für die Aufnahme von Spaltstoffelementgruppen verfügbar sind. Bei den Anordnungen der Fig. 7» 8 und 9 mit
weiteren Lagerschemen beträgt die Lagerdichte 81 %, 88 % bzw. 94 y°· Bei jeder der vorerwähnten Ausführungen ergibt
das endgültige Lagerschema eine regelmäßige Anordnung von Lagerzellen mit darin enthaltenen Brennstoffelementgruppen
und mit Wasser angefüllten Zellen innerhalb der gesamten Anordnung in solchen Stellungen, daß in bezug
auf den Grad der vorliegenden Aktivität kritische Verhältnisse vermieden werden.
Die max» erreichbare Lagerdichte ist in Fig. 9 veranschaulicht.
In diesem Fall sind die verbliebenen Hauben 26 in beiden .Richtungen durch drei dazwischenliegende Zellen
voneinander getrennt. Da es sich bei dieser Anordnung um
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die max. Lagerdichte handelt, sind die Hauben 26 in den
in Fig. 9 dargestellten Stellungen vorteilhafterweise durch Verschweißen befestigt. Es handelt sich hierbei um
das endgültige Lagerschema für den Fall, daß der Grad der Aktivität gering genug ist. Sofern das endgültige Lagerschema
vorherbestimmbar ist, wie es weiter oben erläutert wurde, können die Hauben, durch die das Schema bestimmt
wird, von Anfang an in der endgültigen Stellung befestigt werden.
Bei jeder der vorstehenden Anordnungen besteht das endgültige Lagerschema, wenn die Einlagerung abgeschlossen
ist, aus einer Anordnung verbrauchter Spaltstoffelementgruppen
und Wasserzellen, in denen'Wassersäulen enthalten sind, die in einem regelmäßigen Muster in der Anordnung
verteilt sind. Diese Anordnung ist ähnlich einer Anordnung eines Kernreaktors, so daß die Stellungen der Wasserzellen
in der gleichen Weise bestimmt werden können, wie die Stellungen der Steuerstäbe in einem Kernreaktor. La die
Prinzipien und Techniken für die Festlegung eines geeigneten Schemas für Steuerstäbe zum Zwecke der Stillegung
eines Kernreaktors allgemein bekannt sind, kann die Festlegung eines Lagerschemas und die Bestimmung der Stellungen
der Wasserzellen in einem Speichergestell in der gleichen Weise wie bei einem Kernreaktor vorgenommen werden.
Die Auswahl des endgültigen Lagerschemas unter den dargestellten Möglichkeiten oder anderen äquivalenten Schemen
kann leicht durchgeführt werden, wenn Wert und Verteilung der Kadioaktivität nach Vervollständigung der
Anfangsbeladung bekannt sind. Dies kann entweder errechnet
oder durch Ausmessen des Lagergestells bestimmt werden. Die Entstehung kritischer Verhältnisse in der Ansammlung
von Spaltstoffelementgruppen in dem Lagergestell wird dadurch zuverlässig verhindert.
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Tatsächlich werden die verbrauchten Spaltstoffelementgruppen
anfangs mit einem relativ großen Abstand zwischen den einzelnen Anordnungen gelagert und nach dieser anfänglichen
Lagerung wird der wirksame Abstand geändert und verringert, so daß die erforderliche Sicherheit in bezug
auf den Grad der jeweiligen Radioaktivität gewährleistet ist. Ein in dieser Weise ausgebildetes Lagergestell und
die Methode der Beladung bieten die Möglichkeit, die Kapazität einer vorgegebenen Lagerfläche für eine sichere und
langer andauernde Einlagerung verbrauchten Spaltstoffelementgruppen
optimal zu nutzen, so daß es möglich ist, solche Spaltstoffelementgruppen eine beliebige Zeit lang
sicher zu lagern, bis sie für eine anderweitige dauernde Unterbringung entnommen werden können.
Auch bei Lagergestellen in anderen Ausführungsformen läßt sich die Erfindung verwirklichen. So kann beispielsweise
bei einem Lagergestell, welches in Verbindung mit einer Wasserkesselbauart eines Reaktors verwendet wird, eine
Anordnung entsprechend der Darstellung in Fig. 10 benutzt werden. Die in einem solchen Kernreaktor verwendeten
Spaltstoffelementgruppen haben einen verhältnismäßig kleinen Querschnitt, beispielsweise 12,5 x 12,5 cm. Für
diesen Zweck sind.Lagerzellen 30 mit einem solchen rechteckigen
Querschnitt vorgesehen, daß in jeder Zelle zwei
der vorerwähnten kleineren Spaltstoffelementgruppen 32 unterzubringen sind.
Die Lagerzellen 30 sind im übrigen gleich ausgebildet wie
die vorstehend beschriebenen Lagerzellen und in einer regelmäßigen Konfiguration entsprechend der Darstellung
in Fig. 10 angeordnet. Auf bestimmte Lagerzellen sind Hauben 34- aufgesetzt, die in gleicher Weise wie die. vorstehend
erwähnten Hauben 26 ausgebildet sind. Bei der in Fig. 10 veranschaulichten Verteilung der Hauben 3^- han-
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delt es sich um das Schema für die Anfangsbeladung des
Lagergestells. Diese Anordnung ermöglicht eine etwas größere Anfangslagerdichte. Nachdem die Anfangsbeladung
beendet ist, wird der Grad der .Radioaktivität ermittelt und daraufhin in der vorstehend beschriebenen Weise das
Schema für die Endeinlagerung bestimmt. Andere geeignete Konfigurationen von Lagerzellen in einer regelmäßigen Anordnung
können in der gleichen Weise benutzt werden.
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Claims (1)
- Rddt, Finkener, Erncstil'ulcnliiiiwälli;
leinrkh-Könifi-Slrüße «"-*' » 2905951Bochumr (UÜ34) MlVI 211t Boihum79 101WE/USPatentansprücheC1." Einrichtung zum Lagern von Gruppen von verbrauchten Spaltstoffelementen, die während der Lagerung in einen Moderator, insbesondere Wasser eingetaucht sind, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtung eine Anzahl gleicher Lagerzellen (12} aufweist, die in einer regelmäßigen Anordnung aneinanderliegen und miteinander befestigt sind, daß auf die Lagerzellen (12) Haubenelemente (26) in einer solchen Weise aufgesetzt sind, daß in beiden Eichtungen freie Lagerzellen (12) und durch Haubenelemente (26) abgedeckte Lagerzellen (12) miteinander abwechseln, daß die Haubenelemente (26) als Führungen für das Einsetzen von Spaltstoffelementgruppen (14) in die jeweils benachbarten Lagerzellen (12) ausgebildet sind, daß von allen Lagerzellen (12) wenigstens die Hälfte durch Haubenelemente (26) abgedeckt sind und daß einzelne Haubenelemente (26) abnehmbar sind, so daß nach Abnahme von solchen Haubenelementen (26) weitere Lagerzellen (12) für zusätzliche Spaltstoffelementgruppen (14·) aufnahmebereit sind bis ein Verteilungsschema erreicht ist, bei dem entsprechend dem jeweiligen Grad der .Radioaktivität der Spaltstoff elemente nicht die Gefahr der Entstehung kritischer Werte besteht.2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Wandungen der Lagerzellen (12) Neutronen absorbierendes Material enthalten.5. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,daß die Wandungen der Lagerzellen (12) aus rostfreiem Stahl bestehen.4-. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß auf den Lagerzellen (12) eine bestimmte Anzahl von Haubenelementen (26) in einer Verteilung angeordnet ist, die dem endgültigen Verteilungsschema der Gesamtanordnung entspricht.5· Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Lagerzellen (12) einen quadratischen Querschnitt haben und schachbrettartig angeordnet sind.6. Einrichtung nach Anspruch 5> dadurch gekennzeichnet, daß in benachbarten Reihen die aus freien Lagerzellen (12) und durch Haubenelemente (26) abgedeckte Lagerzellen (12) bestehenden Folgen jeweils um die Breite einer Lagerzelle (12) versetzt sind.. 7· Einrichtung nach Anspruch 6,- dadurch gekennzeichnet, daß auf den Lagerzellen (12) eine bestimmte Anzahl von Haubenelementen (26) in einer Verteilung fest angeordnet ist, die dem endgültigen Verteilungsschema entspricht.8. Verfahren zum Lagern von Gruppen von verbrauchten Spaltstoffelementen in einem Lagergestell mit einer Anzahl von Lagerzellen in einer schachbrettartigen Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 7» dadurch gekennzeichnet, daß die Spaltstoffelementgruppen in abwechselnd aufeinanderfolgenden Lagerzellen eingesetzt werden bis die Hälfte aller Lagerzellen durch Spaltstoffelementgrupperi besetzt ist, während die übrigen Lagerzellen, die aus einem Neutronen absorbierenden Material bestehen, mit einem Moderator angefüllt sind, daß nach Abschluß der ErsteiriLagerung der Grad der Aktivität der Spaltstoff-Gj848/05?!-5- ' - 2305951elementgruppen bestimmt wird und daß danach weitere Spaltstoffel ementgruppen in bestimmte bisher frei gelassene Lagerzellen eingesetzt werden bis zur Bildung eines sDlchen-Verteilungsschemas, bei dem entsprechend dem ermittelten Grad der Aktivität nicht die Gefahr der Entstehung kritischer Werte besteht»9ο Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß ein endgültiges Verteilungsschema gebildet wird, welches Lagerzellen mit einem Moderator in solchen Stellungen bezüglich der mit Spaltstoffelementgruppen besetzten Lagerzellen aufweist, daß durch die Lagerzellen mit dem Moderator die Entstehung kritischer Werte verhindert wird» - - .10« Verfahren nach Anspruch 95 dadurch gekennzeichnet, daß als Moderator Wasser verwendet wird.11. Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Wandungen der mit Wasser -angefüllten Lagerzellen Neutronen absorbierendes Material enthalten.12. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß die Wandungen der Lagerzellen aus rostfreiem Stahl bestehen.909848/952!
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US4415459A (en) * | 1981-06-08 | 1983-11-15 | Coffman Moody L | Waste disposal systems and methods |
US4746487A (en) * | 1981-06-10 | 1988-05-24 | U.S. Tool & Die, Inc. | Storage rack for nuclear fuel assemblies |
US4820472A (en) * | 1981-07-14 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor spent fuel storage rack |
US4857263A (en) * | 1983-03-01 | 1989-08-15 | Westinghouse Electric Corp. | Storage of spent nuclear fuel |
EP0120232B1 (de) * | 1983-03-01 | 1988-08-24 | Westinghouse Electric Corporation | Lagerung von abgebranntem Kernbrennstoff |
DE3404329A1 (de) * | 1984-02-08 | 1985-08-08 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Lager fuer radioaktive abfaelle und abgebrannte brennelemente |
US4845372A (en) * | 1984-07-05 | 1989-07-04 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear waste packing module |
US4784802A (en) * | 1984-07-05 | 1988-11-15 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear waste disposal site |
ZA854673B (en) * | 1984-07-05 | 1986-02-26 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear waste packaging module |
US4681706A (en) * | 1984-07-05 | 1987-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear waste packaging facility |
US4676945A (en) * | 1984-12-20 | 1987-06-30 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Fuel assembly insertion system |
US4683110A (en) * | 1985-06-14 | 1987-07-28 | Proto-Power Corporation | Apparatus and method for consolidating spent fuel rods |
FR2588689B1 (fr) * | 1985-10-11 | 1987-12-24 | Fragema Framatome & Cogema | Machine de manutention d'assemblage combustible nucleaire et procede de chargement de reacteur en comportant application |
US4844840A (en) * | 1987-08-14 | 1989-07-04 | Bechtel Group, Inc. | Method and structure for hazardous waste containment |
US5384813A (en) * | 1993-03-05 | 1995-01-24 | Ionics, Inc. | Highly damped storage rack for nuclear fuel assemblies |
US5387741A (en) * | 1993-07-30 | 1995-02-07 | Shuttle; Anthony J. | Method and apparatus for subterranean containment of hazardous waste material |
US5361281A (en) * | 1993-07-30 | 1994-11-01 | Aea O'donnell, Inc. | Storage rack for spent nuclear fuel assemblies |
US6009136A (en) * | 1998-02-09 | 1999-12-28 | Ionics, Incorporated | Damped storage rack for nuclear fuel assemblies |
US8630384B2 (en) * | 2003-10-10 | 2014-01-14 | Nac International, Inc. | Container and method for storing or transporting spent nuclear fuel |
FR3041141B1 (fr) * | 2015-09-11 | 2017-10-13 | Tn Int | Dispositif de rangement ameliore pour l'entreposage et/ou le transport d'assemblages de combustible nucleaire |
TWI696195B (zh) * | 2015-11-30 | 2020-06-11 | 美商Tn美國有限責任公司 | 水平儲存器模組、托架總成以及罐體傳送總成 |
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Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4010375A (en) * | 1975-05-27 | 1977-03-01 | Wachter William J | Storage rack for nuclear fuel assemblies |
US4063999A (en) * | 1976-01-28 | 1977-12-20 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear fuel storage arrangement |
US4088897A (en) * | 1976-02-02 | 1978-05-09 | Olaf Soot | Nuclear fuel storage rack |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SE369243B (de) * | 1972-12-21 | 1974-08-12 | Asea Atom Ab | |
US4042828A (en) * | 1975-11-17 | 1977-08-16 | Nuclear Services Corporation | Rack for nuclear fuel elements |
-
1978
- 1978-05-26 US US05/910,156 patent/US4177386A/en not_active Expired - Lifetime
-
1979
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Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4010375A (en) * | 1975-05-27 | 1977-03-01 | Wachter William J | Storage rack for nuclear fuel assemblies |
US4063999A (en) * | 1976-01-28 | 1977-12-20 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear fuel storage arrangement |
US4088897A (en) * | 1976-02-02 | 1978-05-09 | Olaf Soot | Nuclear fuel storage rack |
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US4177386A (en) | 1979-12-04 |
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