DE69602136T2 - Transport- und Lagerungsbehälter für radioaktive Stoffe - Google Patents

Description

HINTERGRUND DER ERFINDUNG Gebiet der Erfindung
• Die Erfindung bezieht sich auf einen Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe wie verbrauchten Kernbrennstoff oder dergleichen.
Verwandter Stand der Technik
• Ein Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe wie verbrauchten Kernbrennstoff oder dergleichen von einem Kernkraftwerk oder dergleichen ist dazu angepaßt, wirksam Hitze zu dissipieren, die durch den Zerfall von darin enthaltenen radioaktiven Stoffen wie verbrauchtem Kernbrennstoff oder dergleichen erzeugt wird, und von radioaktiven Stoffen abgegebene Gammastrahlen und Neutronen abzuschirmen. Beispiele eines derartigen Transportbehälters sind beispielsweise in der JP-A-7-27896 und der JP-A-5-39520 offenbart.
• Ein in der JP-A-7-27896 offenbarter Transport-/Lagerbehälter setzt sich aus einer aus einer Stahlplatte hergestellten Innenhülle, einer aus einer Stahlplatte hergestellten Außenhülle, einer zwischen der Innen- und Außenhülle angeordneten Bleischicht, einer auf der Außenfläche der Außenhülle angeordneten Neutronenabschirmung und aus auf der Außenfläche der Neutronenabschirmung angeordneten Wärmeabstrahlrippen zusammen. Die Blei schicht befindet sich über einen dünnen Film aus einem Blei/Zinn-Material mit der Außenfläche der Innenhülle in engem Kontakt, um so innerhalb der Innenhülle erzeugte Wärme, wie sie sich aus dem Zerfall von radioaktiven Stoffen ergibt, effizient nach außen zu dissipieren. Von einem radioaktiven Stoff abgegebene Gammastrahlen werden von der Bleischicht und Neutronen von der Neutronenabschirmung abgeschirmt. Radioaktive Stoffe wie etwa verbrauchter Kernbrennstoff lassen sich in dem Transportbehälter somit sicher transportieren.
• Ein in der JP-A-5-39520 offenbarter Transport-/Lagerbehälter setzt sich aus einem zylindrischen Metallbehälter, einer Außenhülle, einer Vielzahl von wärmeleitfähigen Metallelementen, die zueinander benachbart um den Behälter herum und zwischen dem Behälter und der Außenhülle angeordnet sind, und einem Neutronenabschirmmaterial zusammen, das jeden der abgeschlossenen Zwischenräume ausfüllt, die durch die wärmeleitfähigen Elemente und die Außenhülle gebildet sind. Jedes wärmeleitfähige Element weist einen L-förmigen Querschnitt auf und setzt sich aus einem Abschnitt, der sich, um mit der Außenfläche des Behälters in Kontakt zu kommen, in die Längsrichtung des Behälters erstreckt, und einem Abschnitt zusammen, der sich in die Radialrichtung des Behälters erstreckt und dessen Ende an der Innenfläche der Außenhülle angebracht ist.
• Der in der in der JP-A-7-27896 offenbarte Transport-/- Lagerbehälter hat den Vorteil, daß die Innenhülle dünn gestaltet werden kann, da zwischen der Innen- und Außenhülle die Bleischicht angeordnet ist, die ein hervorragendes Abschirmvermögen gegenüber Gammastrahlen aufweist, und den Vorteil, daß innerhalb der Innenhülle erzeugte Wärme, wie sie sich aus dem Zerfall eines radioaktiven Stoffs ergibt, effizient nach außen dissipiert werden kann, da sich die Bleischicht über den dünnen Film aus einem Blei/Zinn-Material mit der Außenfläche der Innenhülle in engem Kontakt befindet. Um zwischen der Bleischicht und der Außenfläche der Innenhülle einen engen Kontakt zu erzielen, wird die Bleischicht jedoch unter Einsatz einer sogenannten Homogenisierungsbehandlung ausgebildet, welche die Schritte Aufbringen eines Zinkchlorid, Zinnchlorid und dergleichen enthaltenden Flußmittels auf die Außenfläche der Innenhülle; Beschichten der Außenfläche mit geschmolzenem Blei/Zinn-Material; Zusammenbauen der Innen- und Außenhülle; und Eingießen von Blei zwischen die Innen- und Außenhülle umfaßt. Infolgedessen beansprucht die Fertigung des Transportbehälters viel Zeit und bringt höhere Kosten mit sich. Des weiteren muß Blei vorsichtig zwischen die Innen- und Außenhülle eingegossen werden, damit keine Fehler wie etwa Blasen eingebracht werden, wobei der Transportbehälter nach dem Gießen einer Ultraschalluntersuchung auf derartige Fehler hin unterzogen werden muß. Darüber hinaus ruft während des Gießens erzeugte Wärme eine Verformung der Innen- und Außenhülle hervor, was zu einem ungleichmäßigen Abstand zwischen der Innen- und Außenhülle führt, wodurch in der demgemäß gegossenen Bleischicht ein dünnerer Abschnitt ausgebildet wird. Es ist daher notwendig, Blei in einer größeren Menge einzugießen, als benötigt wird, um einer erforderlichen Abschirmdicke zu entsprechen.
• Bei dem in der in der JP-A-5-39520 offenbarten Transport-/Lagerbehälter findet ein Behälter Verwendung, der lediglich aus Kohlenstoffstahl bzw. unlegiertem Stahl hergestellt ist oder derart gestaltet ist, daß zwischen Kohlenstoffstahlschichten eine Bleischicht angeordnet ist, wodurch Gammastrahlen abgeschirmt werden. Wenn der Behälter nur aus Kohlenstoffstahl besteht, muß er zur Abschirmung von Gammastrahlen eine beträchtliche Dicke aufweisen, da Stahl mit Hinsicht auf das Gammastrahlungsabschirmvermögen gegenüber Blei unterlegen ist. Auch wenn der Behälter verhältnismäßig dick ist, ist seine Leistungsfähigkeit bei der Wärmeleitung verhältnismäßig gut, weswegen hinsichtlich der Wärme kein Problem auftritt. Jedoch verringert sich die Behälterkapazität zur Aufnahme von radioaktiven Stoffen entsprechend, was eine geringere Lagerungseffizienz zur Folge hat. Wenn der Behälter derart gestaltet ist, daß zwischen Kohlenstoffstahlschichten eine Bleischicht angeordnet ist, verbessert sich das Gammastrahlungsabschirmvermögen, verschlechtert sich jedoch die Leistungsfähigkeit bei der Wärmeleitung, da es schwierig ist, die Bleichschicht derart zwischen den Kohlenstoffstahlschichten anzuordnen, daß sich die Bleischicht mit den Kohlenstoffstahlschichten in engem Kontakt befindet. Zur Erzielung des engen Kontakts zwischen den Schichten, muß die Bleischicht unter Einsatz der wie vorstehend in dem Absatz zur JP-A-7-27896 beschriebenen Homogenisierungsbehandlung ausgebildet werden, was jedoch die in diesem Absatz genannte Problemstellung mit sich bringt.
• In der US-A-3780306 ist ein Frachtbehälter für radioaktive Stoffe gemäß dem Oberbegriff von Patentanspruch 1 beschrieben.
ZUSAMMENFASSUNG DER ERFINDUNG
• Die Erfindung erfolgte zur Lösung der vorstehend genannten Probleme. Es ist Aufgabe der Erfindung, einen Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe bereitzustellen, der eine hohe Effizienz in bezug auf die Lagerung von radioaktiven Stoffen, eine hervorragende Leistungsfähigkeit bei der Wärmeleitung und ein hohes Vermögen, wirksam Gammastrahlen und Neutronen abzuschirmen, aufweist.
• Zur Lösung der obengenannten Aufgabe weist der erfindungsgemäße Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe neben einer Gammastrahlungsabschirmschicht und einer Neutronenabschirmschicht, die um eine Innenhülle herum angeordnet sind, wärmeleitfähige Elemente auf, welche die Schichten durchdringen.
• Bei diesem Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe können die Gammastrahlungsabschirmschicht und die Neutronenabschirmschicht Blöcke umfassen, die entlang der Längsrichtung der Innenhülle und um die Umfangsrichtung der Innenhülle herum angeordnet sind, während zwischen nebeneinanderliegenden Blöcken ein wärmeleitfähiges Element angeordnet ist.
• Bei diesem Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe kann jeder Block der Gammastrahlungsabschirmschicht und der Neutronenabschirmschicht in seiner Längsrichtung in Teilblöcke unterteilt sein. Nebeneinanderliegende Teilblöcke können über schräg verlaufende Endflächen oder Abstufungen aneinandergefügt sein. Die Blöcke der Gammastrahlungsabschirmschicht können aus Blei sein.
• Bei dem vorstehend genannten Aufbau werden von einem radioaktiven Stoff aus abgegebene Gammastrahlen von der um die Innenhülle herum angeordneten Gammastrahlungsabschirmschicht abgeschirmt und wird Wärme, die sich aus dem Zerfall eines radioaktiven Stoffs ergibt, über wärmeleitfähige Elemente effizient von der Innenhülle zu der Außenhülle geleitet. Solange dadurch nicht die Funktion als Druckbehälter beeinträchtigt wird, kann die Dicke der Innenhülle auf einen Minimalwert verringert werden, wobei die Fertigung der Gammastrahlungsabschirmschicht zur Verbesserung der Leistungsfähigkeit bei der Wärmeleitung keine besondere Behandlung wie etwa die Homogenisierungsbehandlung erfordert, wodurch die Fertigung des Transportbehälters erleichtert wird und Fertigungskosten gesenkt werden.
• Der erfindungsgemäße Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe kann vergleichsweise einfach mit geringen Kosten angefertigt werden, nimmt radioaktive Stoffe mit verbesserter Effizienz auf, zeigt eine hervorragende Leistungsfähigkeit bei der Wärmeleitung und schirmt wirksam Gammastrahlen und Neutronen ab.
KURZBESCHREIBUNG DER ZEICHNUNG
• Fig. 1 zeigt einen Längsquerschnitt eines Transport-/- Lagerbehälters für radioaktive Stoffe gemäß einem erfindungsgemäßen Ausführungsbeispiel.
• Fig. 2 zeigt einen Stirnquerschnitt des Transportbehälters gemäß Fig. 1.
• Fig. 3 zeigt eine vergrößerte Ansicht eines Abschnitts X gemäß Fig. 2.
• Fig. 4A bis Fig. 4C zeigen Darstellungen eines Blocks einer Gammastrahlungsabschirmschicht gemäß dem Ausführungsbeispiel, wobei Fig. 4A eine Ansicht eines Blocks mit zum Aneinanderfügen schräg verlaufende Enden sowie Fig. 4B und Fig. 4C Ansichten eines Blocks mit zum Aneinanderfügen abgestuften Enden darstellen.
• Fig. 5 zeigt einen Längsquerschnitt eines Transport-/- Lagerbehälters für radioaktive Stoffe gemäß einem weiteren erfindungsgemäßen Ausführungsbeispiel.
BESCHREIBUNG DER BEVORZUGTEN AUSFÜHRUNGSBEISPIELE
• Unter Bezugnahme auf die Zeichnung wird als nächstes ein erfindungsgemäßes Ausführungsbeispiel beschrieben. In Fig. 1 bis Fig. 3 sind mit der Bezugszahl 1 eine Innenhülle, mit der Bezugszahl 2 wärmeleitfähige Elemente, mit der Bezugszahl 3 eine Gammastrahlungsabschirmschicht, mit der Bezugszahl 4 eine Neutronenabschirmschicht und mit der Bezugszahl 5 eine Außenhülle bezeichnet.
• Die Innenhülle 1 und die Außenhülle 5 bestehen aus Stahl und sind zylindrisch gestaltet, wobei der Innendurchmesser der Außenhülle 5 um einen vorbestimmten Wert größer als der Außendurchmesser der Innenhülle 1 ist. Die Innenhülle 1 weist eine für die Funktion als ein luftdicht abgeschlossener Behälter erforderliche Minimaldicke auf. Durch Verwendung einer minimalen erforderlichen Dicke wird die Effizienz in bezug auf die Lagerung von radioaktiven Stoffen verbessert und kann das Gewicht des Transport-/Lagerbehälters verringert werden.
• Jedes wärmeleitfähige Element 2 ist durch Biegen eines Metallblechs wie etwa eines Kupfer- oder Aluminiumblechs, das eine gute Wärmeleitfähigkeit aufweist, zu einer verhältnismäßig langgestreckten Form mit L-förmigem Querschnitt ausgebildet. Die wärmeleitfähigen Elemente 2 sind auf folgende Weise um die Innenhülle 1 herum angeordnet: Entlang dem Außenumfang der Innenhülle 1 sind in einem vorbestimmten Abstandsintervall Seitenabschnitte 6 der L-förmigen Querschnitte angeordnet; eine der Länge nach von jedem Seitenabschnitt 6 aus vorstehende Fläche befindet sich mit der Außenfläche der Innenhülle 1 in Preßkontakt; und das Ende eines weiteren Seitenabschnitts 7 ist an die Innenfläche der Außenhülle 5 angeschweißt. Infolgedessen ist durch die Innenhülle 1, die Außenhülle 5 und die Seitenabschnitte 7 ein Zwischenraum 8 festgelegt. Innerhalb der Innenhülle 1 erzeugte Wärme wird über die wärmeleitfähigen Elemente 2 effizient zu der Außenhülle 5 geleitet und von der Außenhülle 5 aus nach außen dissipiert. Anstatt sich mit der Außenfläche der Innenhülle 1 in Preßkontakt zu befinden, kann die der Länge nach von dem Seitenabschnitt 6 aus vorstehende Fläche auch durch Verbolzen, Hartlöten oder dergleichen eng mit der Außenfläche in Kontakt gebracht werden.
• Die Gammastrahlungsabschirmschicht 3 ist aus Bleiblöcken gebildet, von denen jeder die zur Abschirmung von Gammastrahlen erforderliche Dicke aufweist. Jeder Bleiblock weist eine Querschnittsform auf, die in einen entsprechenden, angrenzend an die Außenfläche der Innenhülle 1 gelegenen Abschnitt des Zwischenraums 8 paßt. Die Bleiblöcke sind entlang der Außenfläche der Innenhülle 1 in den Zwischenraum 8 eingeschoben.
• Die Neutronenabschirmschicht 4 ist aus Harzblöcken gebildet, von denen jeder die zur Abschirmung von Neutronen erforderliche Dicke aufweist. Jeder Harzblock weist eine Querschnittsform auf, die in einen entsprechenden, angrenzend an die Innenfläche der Außenhülle 5 gelegenen Abschnitt des Zwischenraums 8 paßt. Die Harzblöcke sind in den Zwischenraum 8 zwischen der Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und der Innenfläche der Außenhülle 5 eingeschoben.
• An der unteren Öffnung eines den vorstehend genannten Aufbau aufweisenden zylindrischen Behälterkörpers 9 ist an die Innenhülle 1 ein Innenboden 10 angeschweißt, der aus dem gleichen Material wie das der Innenhülle 1 hergestellt ist, und ist ein Außenboden (Schutzboden) 11 so angebracht, daß er den Innenboden 10 bedeckt. An der oberen Öffnung des zylindrischen Behälterkörpers 9 ist ein Innendeckel 12 angebracht, der aus dem gleichen Material wie das der Innenhülle 1 oder aus rostfreiem Stahl oder dergleichen hergestellt ist, und ist ein Außendeckel (Schutzabdeckung) 13 so angebracht, daß er den Innendeckel 12 bedeckt.
• Bei dem den vorstehend genannten Aufbau aufweisenden Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe werden Gammastrahlen, die von dem innerhalb des Behälters enthaltenden radioaktiven Stoff aus abgegeben werden, von der außerhalb der Innenhülle 1 angeordneten Gamma strahlungsabschirmschicht 3 abgeschirmt. Somit kann die Innenhülle 1 eine für die Funktion als Druckbehälter erforderliche Minimaldicke aufweisen, wodurch die Effizienz in bezug auf die Lagerung von radioaktiven Stoffen verbessert wird. Da die wärmeleitfähigen Elemente 2 die Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und die Neutronenabschirmschicht 4 durchdringen und sich von der Innenhülle 1 bis zu der Außenhülle 5 erstrecken, wird Wärme, die sich aus dem Zerfall eines innerhalb des Behälters enthaltenden radioaktiven Stoffs ergibt, über die wärmeleitfähigen Elemente 2 effizient von der Innenhülle 1 zu der Außenhülle 5 geleitet. Somit ist es nicht notwendig, die Wärmeleitungs-Leistungsfähigkeit der Gammastrahlungsabschirmschicht 3 durch eine besondere Behandlung wie etwa die Homogenisierungsbehandlung zu verbessern, wodurch die Fertigung des Transportbehälters erleichtert wird und Fertigungskosten gesenkt werden.
• Die Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und die Neutronenabschirmschicht 4 können aus Blöcken ausgebildet sein, die in die Zwischenräume 8 eingeschoben sind. In diesem Fall ist es nicht notwendig, die Materialien der Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und der Neutronenabschirmschicht 4 in einer Werkstatt zu gießen, sondern können die Blöcke der Schichten in einer sich dieser Sache widmenden Werkstatt vorab hergestellt werden. Dies kommt einer Massenherstellung entgegen und erleichtert den Arbeitsgang der Ausbildung der Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und der Neutronenabschirmschicht 4, wodurch Fertigungskosten gesenkt werden.
• Jeder Block der Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und der Neutronenabschirmschicht 4 kann in seiner Längsrichtung in Teilblöcke unterteilt sein, von denen jeder eine vorbestimmte Länge aufweist. Da die Länge der Teilblöcke kürzer als die der Blöcke ist, lassen sich in diesem Fall Teilblöcke in der vorstehend genannten sich dieser Sache widmenden Gießereiwerkstatt leichter herstellen. Um ein Austreten von Strahlung zu verhindern, muß ein Längsende bei jedem Teilblock wie in Fig. 4A gezeigt eine schräg verlaufende Fläche 14 oder wie in Fig. 4B und Fig. 4C gezeigt eine abgestufte Fläche 15 aufweisen.
• Gemäß dem vorstehend beschriebenen Ausführungsbeispiel ist der Behälterkörper 9 zylindrisch. Doch ist die Erfindung nicht darauf beschränkt und kann der Behälterkörper 9 eine rechteckige oder polygonale Form aufweisen.
• Gemäß dem vorstehend beschriebenen Ausführungsbeispiel weisen die Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und die Neutronenabschirmschicht 4 in der Längsrichtung eines Behälters eine gleichmäßige Dicke auf. Doch ist die Erfindung nicht darauf beschränkt und können obere und untere Endblöcke 16, wie in Fig. 5 gezeigt ist, dicker als dazwischenliegende Blöcke 17 sein. Wenn die Gammastrahlungsabschirmschicht 3 und die Neutronenabschirmschicht 4 aus Blöcken gebildet sind, kann ihre Dicke in der Längs- oder Umfangsrichtung eines Behälters gemäß der Verteilung von Strahlungsquellen eines innerhalb des Behälters enthaltenden radioaktiven Stoffs geändert werden.

Claims (4)

1. Transport-/Lagerbehälter für radioaktive Stoffe, mit:

einer Innenhülle (1),

einer Außenhülle (5),

einer Gammastrahlungsabschirmschicht (3) und einer Neutronenabschirmschicht (4), die zwischen der Innenhülle (1) und der Außenhülle (5) bereitgestellt sind, und

wärmeleitfähigen Elementen (2),

dadurch gekennzeichnet, daß

die wärmeleitfähigen Elemente (2) derart angeordnet sind, daß sie die Gammastrahlungsabschirmschicht (3) und die Neutronenabschirmschicht (4) durchdringen.

2. Transport-/Lagerbehälter nach Anspruch 1, wobei die Gammastrahlungsabschirmschicht und die Neutronenabschirmschicht jeweils aus Blöcken ausgebildet sind, die entlang der Längsrichtung der Innenhülle und um die Umfangsrichtung der Innenhülle herum auf eine derartige Weise angeordnet sind, daß jedes der wärmeleitfähigen Elemente zwischen nebeneinanderliegenden Blöcken angeordnet ist.

3. Transport-/Lagerbehälter nach Anspruch 2, wobei jeder Block der Gammastrahlungsabschirmschicht und der Neutronenabschirmschicht in der Längsrichtung in Teilblöcke unterteilt ist und nebeneinanderliegende Teilblöcke über schräg verlaufende Endflächen oder Abstufungen aneinandergefügt sind.

4. Transport-/Lagerbehälter nach Anspruch 2, wobei die Blöcke der Gammastrahlungsabschirmschicht aus Blei sind.