EP0087350B1 - Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif - Google Patents

Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif Download PDF

Info

Publication number
EP0087350B1
EP0087350B1 EP83400285A EP83400285A EP0087350B1 EP 0087350 B1 EP0087350 B1 EP 0087350B1 EP 83400285 A EP83400285 A EP 83400285A EP 83400285 A EP83400285 A EP 83400285A EP 0087350 B1 EP0087350 B1 EP 0087350B1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
enclosure
neutron
strip
members
strips
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
EP83400285A
Other languages
German (de)
English (en)
Other versions
EP0087350A1 (fr
Inventor
Fernand Solignat
Gabriel Merle
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Creusot Loire SA
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Creusot Loire SA, Framatome SA filed Critical Creusot Loire SA
Priority to AT83400285T priority Critical patent/ATE19560T1/de
Publication of EP0087350A1 publication Critical patent/EP0087350A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of EP0087350B1 publication Critical patent/EP0087350B1/fr
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008—Containers for fuel elements

Definitions

  • the present invention relates to a neutron protection device for a radioactive product, such as a nuclear fuel, allowing good evacuation of the heat produced by this product.
  • the invention applies in particular to containers for radioactive products.
  • Radioactive products such as nuclear fuels
  • Such containers generally consist of a tight cylindrical envelope of great thickness.
  • Such an enclosure must be designed to mechanically resist accidental shocks, to constitute at the same time a protective screen against radioactive radiation, and finally to allow the evacuation of the heat produced by the radioactive material.
  • the envelope is generally not sufficient, and provision is often made to surround this envelope with a relatively thick layer made of a material absorbing the neutrons, such as a special resin.
  • the evacuation of the heat produced permanently by the radioactive material enclosed in the container there is generally provided a multitude of fins or plates distributed all around the cylindrical envelope and intended to evacuate in the ambient air calories by natural convection.
  • the material intended to absorb neutrons is generally a poor thermal conductor, and since it is generally interposed between the cylindrical envelope and the cooling fins, the evacuation of the heat is relatively poor.
  • the operation consisting in applying a large thickness of resin around the cylindrical envelope is an operation which is difficult to carry out, which can cause detachments due to shrinkage during its drying.
  • a container thus produced also has the serious drawback that the resin is exposed to accelerated aging as well as to accidental impacts which can cause cracks.
  • Patent FR-A-2,179,672 describes a neutron protection device covering the external wall of the envelope of a container enclosing a radioactive product, this device comprising a neutron absorbing material, disposed around the envelope of the container and a plurality of identical elements each having the general shape of a strip of curved sheet metal, of constant profile over its entire length, these identical elements being regularly arranged all around the envelope. These elements provide, all around the envelope, juxtaposed cavities in which the neutron absorbing material is enclosed. However, for each cavity, only two of the four walls parallel to the axis of the device are formed by said elements, the other two walls being formed on the one hand by said envelope and on the other hand by an outer shell.
  • the present invention overcomes these drawbacks.
  • the present invention relates to a neutron protection device covering the external wall of the envelope of a container enclosing a radioactive product, this device essentially comprising a neutron absorbing material, disposed around the envelope of the container and a plurality of elements.
  • identical qi have the general shape of a single sheet metal strip extending along its largest dimension along the generatrices of the container shell and whose cross section has a constant curved profile over its entire length, said identical elements being regularly arranged all around and in radial directions relative to the axis of symmetry of the container shell and having one of their edges taken along the largest dimension of the sheet metal strips directly connected to the envelope.
  • each element is connected to the next element and the elements are connected to the envelope so as to provide, all around the envelope, closed, juxtaposed cavities, including three of the four walls parallel to the axis of the device are constituted by two elements and the fourth of which is constituted by the envelope, and the neutron absorbing material is enclosed in said cavities thus formed.
  • each of these sheet metal strips extends parallel to its envelope, has an elongated rectangular shape and each has a folding at a certain angle along a line parallel to its lateral edges.
  • These strips are on the other hand arranged side by side around the cylindrical envelope, one lateral edge of each strip being connected, over its entire length, to the cylindrical envelope, and the other lateral edge of each strip being connected, over its entire length, to the next strip.
  • FIG. 1 there is a cylindrical envelope 1 of steel, very thick, and which defines a cylindrical internal volume 2 in which can be arranged radioactive elements such as nuclear fuel elements.
  • the cylindrical envelope 1 is thick enough to prevent the propagation of most of the radioactive radiation as well as to mechanically resist any conceivable accidental shock.
  • On the external face 3 of this envelope are arranged a series of strips of welding by strip 5 regularly spaced and along generatrices of this cylindrical envelope 1. All around this cylindrical envelope, are then arranged elements 4, all identical, made from sheets of material which is a good thermal conductor, for example copper.
  • Each of these elements 4 consists of a rectangular strip, of length substantially equal to the length of the cylindrical envelope 1.
  • each metal strip 4 is welded in 15 along a corresponding strip welding seam 5; from this edge 6, the element 4 extends towards the outside in a first flat part 7 folded a first time, longitudinally, along a line 8, to be brought back in a circumferential plane, folded in the other direction along a second line 9 parallel to line 8, then folded along a third parallel line 10 in the same manner as the first folding 8, so that the part 11 of the element is located circumferentially.
  • element 4 Due to the three parallel close folds 8, 9, 10, element 4 is given a general dihedral shape, the two sides of which are formed by parts 7 and 11, and, more precisely, in the zone common to parts 7 and 11, a groove 25 of small dimension is produced, also in the form of a dihedral.
  • the element 4 comprises, on the other hand, a lateral edge 12 welded to the next element 4, this edge 12 coming to fit in the groove 25 produced by means of reverse folding 9.
  • the dimension of this groove 25, in the radial direction is equal to the thickness of the part 11 of the element so that the external faces 13 of the peripheral parts 11 of the elements 4 are in the extension of one of the 'other to constitute a perfect cylindrical wall, devoid of notches.
  • a weld 14 is then produced which connects the edge 12 of an element 4 with the next element 4, filling the remaining space of the groove 25, which thus constitutes a sealed external cylindrical wall.
  • the elements 4 are made from cut and folded sheets, but they can also be designed from forged, molded or machined materials.
  • the two welds 14 and 15 are easy to make because the access is not hampered by other elements 4. It can also be noted that, when one has welded at its two ends 6 and 12 an element 4, it constitutes a sealed space 16 delimited by the external wall 3 of the cylindrical envelope 1, by the internal faces of the parts 7 and 11 of an element 4, as well as by the external face of the part 7 of the 'element 4 above.
  • the sealed spaces 16 can be filled, the access of one of the two ends of which is left free, with a neutron absorbing material, known per se.
  • a container as described above is particularly effective because, all around its cylindrical envelope 1, is arranged a neutron absorbing material which fills all the spaces 16 which are juxtaposed.
  • the neutron absorbing material therefore constitutes a practically conti bare all around the cylindrical envelope 1, this layer is however interrupted by the metal parts 7 of the elements 4. For this reason, it is moreover recommended, as shown in FIG. 1, not to place these parts 7 exactly radially , but to tilt them slightly at a certain angle a with respect to a radial direction 17.
  • a container in accordance with the present invention is also capable of efficiently dissipating the heat produced by the radioactive elements stored in the chamber 2.
  • the cylindrical envelope 1 is placed in communication with the external cylindrical wall formed by the parts 11 of the elements 4, using all the parts 7 of the elements 4. It can therefore be seen that the heat from the cylindrical envelope 1 can be easily transmitted to the parts 7 of the elements 4, then to the parts 11 of these elements 4 which are directly in contact with the ambient air. If, for example, the heat from the external wall formed by the parts 11 is removed by natural convection, it is possible to extract a high calorific power from the cylindrical envelope 1.
  • each element 11 a multitude of radial fins 18 welded to the elements 11. It is of course preferable to weld these fins 18 on the parts 11 before filling the cavities 16 with the neutron absorbing material.
  • the profiles 7 can also extend over the entire length of the container (as shown in Figure 3). In this case, the elements 21 and 22 do not exist, the ends 23, 24 of the envelope directly close off the ends of the cavities 16.
  • cooling fins 18 are also possible to design the cooling fins 18 as an integral part of the elements 4. To achieve this, it suffices to provide for each element 4 a radial extension towards the outside at the end 12 of these elements 4.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Shielding Devices Or Components To Electric Or Magnetic Fields (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Emergency Protection Circuit Devices (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Description

  • La présente invention concerne un dispositif de protection neutronique pour un produit radio- actif, tel qu'un combustible nucléaire, permettant une bonne évacuation de la chaleur produite par ce produit. L'invention s'applique notamment aux conteneurs pour produits radio-actifs.
  • Les produits fortement radio-actifs, tels que les combustibles nucléaires sont délicats à stocker ou à transporter parce qu'ils émettent des rayonnements dont il faut empêcher la propagation et parce qu'ils produisent en même temps une quantité de chaleur qu'il faut évacuer en permanence.
  • De tels conteneurs sont généralement constitués d'une enveloppe cylindrique étanche de forte épaisseur. Une telle enceinte doit être étudiée pour résister mécaniquement à des chocs accidentels, pour constituer en même temps un écran de protection contre les rayonnements radio-actifs, et enfin pour permettre l'évacuation de la chaleur produite par la matière radio-active.
  • En ce qui concerne la protection contre les rayonnements radio-actifs, l'enveloppe ne suffit généralement pas, et il est souvent prévu d'entourer cette enveloppe d'une couche relativement épaisse constituée d'une matière absorbant les neutrons, telle qu'une résine spéciale.
  • En ce qui concerne l'évacuation de la chaleur produite en permanence par la matière radio- active enfermée dans le conteneur, il est prévu généralement une multitude d'ailettes ou de plaques réparties tout autour de l'enveloppe cylindrique et destinées à évacuer dans l'air ambiant les calories par convexion naturelle. Or comme la matière destinée à absorber les neutrons est généralement un mauvais conducteur thermique, et qu'elle se trouve en général interposée entre l'enveloppe cylindrique et les ailettes de refroidissement, l'évacuation de la chaleur se fait relativement mal.
  • Par ailleurs, lorsque de tels conteneurs sont utilisés pour le transport de combustibles nucléaires, ces conteneurs peuvent être exposés à l'humidité ambiante ou aux intempéries. Dans ces conditions, la résine absorbant les neutrons qui entoure l'enveloppe cylindrique se trouve en contact avec l'humidité, et il a été fréquemment observé des infiltrations d'eau dans des fissures qui se forment dans la résine, lorsque celle-ci accuse un certain vieillissement. Un tel conteneur devient alors relativement dangereux parce que, même après un lavage et un séchage de sa face externe, l'eau qui s'est infiltrée dans la résine et qui est devenue radio-active resue pendant un temps assez long, présentant ainsi un danger de contamination.
  • Par ailleurs, l'opération consistant à appliquer une forte épaisseur de résine autour de l'enveloppe cylindrique est une opération difficile à réaliser, pouvant entrainer des décollements à cause du retrait lors de son séchage. Un conteneur ainsi réalisé présente aussi le grave inconvénient que la résine est exposée à un vieillissement accéléré ainsi qu'à des chocs accidentels pouvant entrainer des fissures.
  • Le brevet FR-A-2.179.672 décrit un dispositif de protection neutronique recouvrant la paroi externe de l'enveloppe d'un récipient enfermant un produit radio-actif, ce dispositif comprenant une matière absorbant les neutrons, disposée autour de l'enveloppe du récipient et une pluralité d'éléments identiques présentant chacun la forme générale d'une bande de tôle incurvée, de profil constant sur toute sa longueur, ces éléments identiques étant disposés régulièrement tout autour de l'enveloppe. Ces éléments ménagent, tout autour de l'enveloppe, des cavités juxtaposées dans lesquelles la matière absorbant les neutrons est enfermée. Toutefois, pour chaque cavité, seulement deux des quatre parois parallèles à l'axe du dispositif sont constituées par lesdits éléments, les deux autres parois étant constituées d'une part par ladite enveloppe et d'autre part par une virole extérieure. Afin de permettre une bonne évacuation de la chaleur produite par le produit radio-actif, une couche d'étain doit être déposée entre chaque élément et la virole et cette dernière doit être montée, au moyen d'un outillage adéquat, de façon à serrer les éléments. Ce montage est assez compliqué et doit être réalisé avec beaucoup de soins, sans toutefois permettre une parfaite évacuation de la chaleur.
  • La présente invention pallie ces inconvénients.
  • La présente invention concerne un dispositif de protection neutronique recouvrant la paroi externe de l'enveloppe d'un récipient enfermant un produit radioactif, ce dispositif comprenant essentiellement une matière absorbant les neutrons, disposée autour de l'enveloppe du récipient et une pluralité d'éléments identiques qi présentent la forme générale d'une bande de tôle unique s'étendant selon sa plus grande dimension le long des génératrices de l'enveloppe du récipient et dont la section droite présente un profil incurvé constant sur toute sa longueur, lesdits éléments identiques étant disposés régulièrement tout autour et selon des directions radiales par rapport à l'axe de symétrie de l'enveloppe du récipient et ayant l'un de leurs bords pris selon la plus grande dimension des bandes de tôle directement relié à l'enveloppe.
  • Selon une caractéristique essentielle de l'invention, chaque élément est relié à l'élément suivant et les éléments sont reliés à l'enveloppe de façon à ménager, tout autour de l'enveloppe, des cavités fermées, juxtaposées, dont trois des quatre parois parallèles à l'axe du dispositif sont constituées par deux éléments et dont la quatrième est constituée par l'enveloppe, et la matière absorbant les neutrons est enfermée dans lesdites cavités ainsi.constituées.
  • Selon une autre caractéristique de l'invention, chacune de ces bandes de tôle s'étend parallèlement à son enveloppe, a une forme rectangulaire allongée et présente chacune un pliage d'un certain angle selon une ligne parallèle à ses bords latéraux. Ces bandes sont d'autre part disposées les unes à côte des autres autour de l'enveloppe cylindrique, un bord latéral de chaque bande étant relié, sur toute sa longueur, à l'enveloppe cylindrique, et l'autre bord latéral de chaque bande étant relié, sur toute sa longueur, à la bande suivante.
  • D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront lors de la description détaillée de l'exemple de réalisation qui va suivre, illustré par les dessins annexés.
    • La figure 1 est une vue partielle en coupe radiale d'un conteneur muni dispositif de protection conforme à l'invention.
    • La figure 2 est une vue partielle en coupe longitudinale du même conteneur.
    • La figure 3 est une vue partielle en coupe longitudinale d'une variante du conteneur.
  • En se reportant à la figure 1, on distingue une enveloppe cylindrique 1 en acier, de forte épaisseur, et qui définit un volume interne cylindrique 2 dans lequel peuvent être disposés des éléments radio-actifs tels que des éléments de combustible nucléaire. L'enveloppe cylindrique 1 est suffisamment épaisse pour éviter la propagation de la plupart des rayonnements radio-actifs ainsi que pour résister mécaniquement à tout choc accidentel envisageable. Sur la face externe 3 de cette enveloppe, sont disposées une série de bandes de soudure par feuillard 5 régulièrement espacées et suivant des génératrices de cette enveloppe cylindrique 1. Tout autour de cette enveloppe cylindrique, sont ensuite disposés des éléments 4, tous identiques, réalisés à partir de tôles en matériau bon conducteur thermique, par exemple en cuivre. Chacun de ces éléments 4 est constitué d'une bande rectangulaire, de longueur sensiblement égale à la longueur de l'enveloppe cylindrique 1. L'un (6) des bords latéraux de chaque bande métallique 4 est soudé en 15 le long d'une bande de soudure par feuillard 5 correspondante; à partir de ce bord 6, l'élément 4 s'étend vers l'extérieur selon une première partie plane 7 pliée une première fois, longitudinalement, selon une ligne 8, pour être ramené dans un plan circonférentiel, pliée dans l'autre sens selon une seconde ligne 9 parallèle à la ligne 8, puis pliée selon une troisième ligne parallèle 10 de la même manière que le premier pliage 8, de manière que la partie 11 de l'élément soit située circonférentiellement. Du fait des trois pliages rapprochés parallèles 8, 9, 10, on donne à l'élément 4 une forme générale de dièdre dont les deux côtés sont constitués par les parties 7 et 11, et, plus précisément, dans la zone commune aux parties 7 et 11, on réalise une rainure 25 de faible dimension en forme, elle aussi, de dièdre. L'élément 4 comporte, d'autre part, un bord latéral 12 soudé à l'élément 4 suivant, ce bord 12 venant s'ajuster dans la rainure 25 réalisée à l'aide du pliage inverse 9. Dans cet exemple particulier de réalisation, la dimension de cette rainure 25, dans la direction radiale, est égale à l'épaisseur de la partie 11 de l'élément de façon que les faces externes 13 des parties périphériques 11 des éléments 4 soient dans le prolongement l'une de l'autre pour constituer une paroi cylindrique parfaite, dépourvue de décrochements. On réalise alors une soudure 14 qui relie le bord 12 d'un élément 4 avec l'élément 4 suivant, en remplissant l'espace restant de la rainure 25, ce qui constitue ainsi une paroi cylindrique externe étanche. Dans cet exemple, les éléments 4 sont réalisés à partir de tôles découpées et pliées, mais on peut aussi les concevoir à partir de matériaux forgés, moulés ou usinés.
  • Pour monter l'ensemble des éléments 4, on commence à souder un premier élément 4 sur l'enveloppe cylindrique 1, ou plus exactement sur la soudure par feuillard 5, puis on soude un élément 4 suivant situé, en faisant référence à la figure 1, à gauche du premier élément 4. On monte ainsi tous les éléments 4 en progressant donc dans le sens contraire des aiguilles d'une montre. Ce montage ressemble en fait à la mise en place successive des tuiles sur une toiture, la dernière tuile posée comprenant un bord reposant sur la charpente de la toiture et son autre bord sur la tuile précédemment posée.
  • On peut remarquer que les deux soudures 14 et 15 sont faciles à réaliser parce que l'accès n'est pas gêné par d'autres éléments 4. On peut remarquer aussi que, lorsque l'on a soudé à ses deux extrémités 6 et 12 un élément 4, il constitue un espace étanche 16 délimité par la paroi externe 3 de l'enveloppe cylindrique 1, par les faces internes des parties 7 et 11 d'un élément 4, ainsi que par la face externe de la partie 7 de l'élément 4 précédent.
  • On peut remarquer d'autre part, que l'exécution des soudures 15 et 14 de chaque élément 4 est facile à réaliser parce qu'il n'y a aucun élément 4 qui gêne cette exécution. Un problème se pose toutefois pour le dernier élément 4 que l'on doit souder, parce qu'il rejoint le premier élément 4 soudé en début. Pour résoudre ce problème, on dispose un premier élément 41, soudé avant tout autre, qui ressemble aux éléments 4 normaux mais qui est toutefois dépourvu de la partie 11 de ces éléments 4. Lorsque le dernier élément 42, identique à tous les autres éléments 4, est soudé sur l'enveloppe cylindrique 1, cette soudure est possible puisque l'élément 41 laisse un espace libre entre lui et l'élément 42. On peut alors achever la construction de l'ensemble en mettant un élément 43 qui a une forme identique à celle des parties 11 des éléments normaux 4, et qui achève la construction de la paroi cylindrique externe étanche constituée par l'ensemble des parties 11 des éléments 4.
  • A ce stade de la construction, on peut remplir les espaces étanches 16 dont l'accès d'une des deux extrémités est laissé libre, avec une matière absorbant les neutrons, connue en soi.
  • On remarque qu'un conteneur comme décrit précédemment est tout particulièrement efficace parce que, tout autour de son enveloppe cylindrique 1, est disposée une matière absorbant les neutrons qui remplit tous les espaces 16 qui sont juxtaposés. La matière absorbant les neutrons constitue donc une couche pratiquement continue tout autour de l'enveloppe cylindrique 1, cette couche est toutefois interrompue par les parties métalliques 7 des éléments 4. Pour cette raison, il est d'ailleurs préconisé, comme représenté en figure 1, de ne pas disposer ces parties 7 exactement radialement, mais de les incliner légèrement d'un certain angle a par rapport à une direction radiale 17.
  • Outre ses bonnes qualités se protection contre les radiations, un conteneur conforme à la présente invention est aussi capable d'évacuer efficacement la chaleur produite par les éléments radio-actifs stockés dans la chambre 2. En effet l'enveloppe cylindrique 1 est mise en communication avec la paroi cylindrique externe formée des parties 11 des éléments 4, à l'aide de toutes les parties 7 des éléments 4. On voit par conséquent que la chaleur de l'enveloppe cylindrique 1 peut se transmettre facilement aux parties 7 des éléments 4, puis aux parties 11 de ces éléments 4 qui sont directement en contact avec l'air ambiant. Si l'on évacue par exemple par convexion naturelle la chaleur de la paroi externe formée par les parties 11, on est en mesure d'extraire une grande puissance calorifique de l'enveloppe cylindrique 1. Pour refroidir efficacement cette paroi externe, on peut disposer, sur chaque élément 11, une multitude d'ailettes 18 radiales soudées aux éléments 11. Il est préférable bien sûr, de souder ces ailettes 18 sur les parties 11 avant de procéder au remplissage des cavités 16 avec la matière absorbant les neutrons.
  • Comme on peut le voir en figure 2 les cavités longitudinales 16 remplies de matière absorbant les neutrons débouchent aux extrémités dans des cavités annulaires 19, 20 qui sont elles-mêmes remplies de matière absorbant les neutrons, des tôles annulaires 21,22 reliant de façon étanche les extrémités de la paroi cylindrique 11 et les extrémités 23, 24 de l'enveloppe cylindrique 1. De cette manière, la matière absorbant les neutrons est entièrement enfermée dans une enveloppe étanche, on peut ainsi immerger dans une piscine un tel conteneur en évitant tout risque d'infiltration de l'eau à l'intérieur de la matière absorbant les neutrons. D'autre part, cette matière résiste beaucoup plus longtemps au vieillissement que si elle était exposée à l'air libre.
  • Les profilés 7 peuvent aussi s'étendre sur toute la longueur du conteneur (comme représenté en figure 3). Dans ce cas, les éléments 21 et 22 n'existent pas, les extrémités 23, 24 de l'enveloppe obturent directement les extrémités des cavités 16.
  • Il est possible aussi de concevoir les ailettes de refroidissement 18 comme faisant partie intégrante des éléments 4. Pour réaliser celà, il suffit de prévoir pour chaque élément 4 un prolongement radial vers l'extérieur à l'extrémité 12 de ces éléments 4.
  • L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui vient d'être décrit à titre d'exemple, mais elle en comporte au contraire toutes les variantes de réalisation.

Claims (9)

1. Dispositif de protection neutronique recouvrant la paroi externe de l'enveloppe d'un récipient enfermant un produit radioactif, ce dispositif comprenant essentiellement une matière absorbant les neutrons, disposée autour de l'enveloppe du récipient et une pluralité d'éléments identiques (4) qui présentent la forme générale d'une bande de tôle unique s'étendant selon sa plus grande dimension le long des génératrices de l'enveloppe du récipient et dont la section droite présente un profil incurvé constant sur toute sa longueur, lesdits éléments identiques étant disposés régulièrement tout autour et selon des directions radiales par rapport à l'axe de symétrie de l'enveloppe du récipient et ayant l'un de leurs bords pris selon la plus grande dimension des bandes de tôle directement relié à l'enveloppe, caractérisé par le fait que chaque élément (4) est relié à l'élément (4) suivant et les éléments (4) sont reliés à l'enveloppe (1) de façon à ménager, tout autour de l'enveloppe (1), des cavités (16) fermées, juxtaposées, dont trois des quatre parois parallèles à l'axe du dispositif sont constitutées par deux éléments (4) et dont la quatrième est constituée par l'enveloppe (1), et que la matière absorbant les neutrons est enfermée dans lesdites cavités (16) ainsi constituées.
2. Dispositif de protection neutronique selon la revendication 1, caractérisé par le fait que chacune de ces bandes (4) s'étend parallèlement à l'axe de l'enveloppe cylindrique (1), a une forme rectangulaire allongée et présente un pliage d'un certain angle selon une ligne (8) parallèle à ses bords latéraux (6, 12), que ces bandes sont disposées les unes à côté des autres autour de l'enveloppe, qu'un bord latéral (6) de chaque bande (4) est relié, sur toute sa longueur, à l'enveloppe (1), et que l'autre bord latéral (12) de chaque bande (4) est relié, sur toute sa longueur, à la bande (4) suivante, au voisinage de la ligne (8) de pliage de cette bande suivante.
3. Dispositif de protection neutronique selon l'une des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que les liaisons (15) des bandes (4) avec l'enveloppe cylindrique (1) et les liaisons (14) de ces bandes entre elles sont réalisées par soudage.
4. Dispositif de protection neutronique selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait que la matière absorbant les neutrons remplit entièrement les cavités (16) formées à l'aide des bandes (4), et qu'il est prévu en outre des éléments (21, 22) venant s'adapter aux extrémités des bandes (4) et soudés à ces extrémités, pour enfermer de façon étanche la matière absorbant les neutrons à l'intérieur des cavités (16).
5. Dispositif de protection neutronique selon l'une quelconque des revendications 2 à 4, caractérisé par le fait que la partie plane (7) de chaque bande (4) s'étendant entre l'enveloppe cylindrique (1) et la ligne de pliage (8) est inclinée d'un certain angle a par rapport à la direction radiale (17), de façon que tout rayonnement radio-actif dirigé vers l'extérieur de l'enveloppe (1) rencontre une zone de matière absorbant les neutrons, et que d'autre part, la partie (11) de chaque bande (4) s'étendant entre la ligne de pliage (8) et le bord (12) relié à la bande suivante présente une forme de portion de cylindre, de façon que l'ensemble de toutes ces parties (11) des bandes constitue une paroi cylindrique complète disposée concentriquement autour de l'enveloppe (1), cette paroi constituant un espace annulaire rempli de matière absorbant les neutrons.
6. Dispositif de protection neutronique selon la revendication 5, caractérisé par le fait que la face convexe de chaque bande comporte une rainure (25) en forme de dièdre située le long de la ligne de pliage (8) et destinée à recevoir le bord (12) de la bande suivante, de façon que les faces externes (13) des parties (11) des bandes soient dans le prolongement l'une de l'autre afin de constituer une paroi cylindrique étanche, parfaite, dépourvue de décrochements.
7. Dispositif de protection neutronique selon l'une des revendications 5 ou 6, caractérisé par le fait qu'il est prévu une pluralité de pièces (18) formant ailettes de refroidissement disposées radialement tout autour de la paroi cylindrique externe (11) et fixée ou soudée à elle.
8. Dispositif de protection neutronique selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé par le fait que lesdits éléments (4), ainsi que les ailettes de refroidissement (18) sont réalisées à partir de tôles en matière bon conducteur thermique, par exemple en cuivre, découpées et pliées.
9. Dispositif de protection neutronique selon la revendication 8, caractérisé par le fait que sur la face externe cylindrique (3) de l'enveloppe (1), il est disposé une série de bandes de soudure par feuillard (5) soudées à l'enveloppe (1) par des moyens électriques, ces bandes de soudure (5) étant disposées régulièrement et parallèlement tout autour de l'enveloppe cylindrique (1), en suivant des génératices de cette enveloppe, et que les éléments (4) sont soudés en (15) sur ces bandes de soudure (5).
EP83400285A 1982-02-12 1983-02-10 Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif Expired EP0087350B1 (fr)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
AT83400285T ATE19560T1 (de) 1982-02-12 1983-02-10 Einrichtung zum neutronenschutz fuer ein radioaktives produkt.

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8202300A FR2521764A1 (fr) 1982-02-12 1982-02-12 Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif
FR8202300 1982-02-12

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EP0087350A1 EP0087350A1 (fr) 1983-08-31
EP0087350B1 true EP0087350B1 (fr) 1986-04-30

Family

ID=9270925

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EP83400285A Expired EP0087350B1 (fr) 1982-02-12 1983-02-10 Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif

Country Status (5)

Country Link
EP (1) EP0087350B1 (fr)
JP (1) JPS58202899A (fr)
AT (1) ATE19560T1 (fr)
DE (1) DE3363237D1 (fr)
FR (1) FR2521764A1 (fr)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19856685A1 (de) * 1998-12-09 2000-06-15 Gnb Gmbh Abschirmbehälter
KR20140007921A (ko) * 2011-04-18 2014-01-20 티엔 인터내셔날 방사능 재료의 운반 및/또는 저장용 패키지의 제작을 개선시킴을 가능하게 하는 열전도성 요소

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59182396A (ja) * 1983-03-31 1984-10-17 三井造船株式会社 使用済核燃料輸送容器の製造方法
JPS59182397A (ja) * 1983-03-31 1984-10-17 三井造船株式会社 使用済核燃料輸送容器の製造方法
EP0343410A3 (fr) * 1988-05-24 1990-05-16 Westinghouse Electric Corporation Château de transport pour combustible nucléaire
US4997618A (en) * 1988-05-24 1991-03-05 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod shipping cask having peripheral fins
US4896046A (en) * 1988-05-24 1990-01-23 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod shipping cask having peripheral fins
FR2776118B1 (fr) * 1998-03-13 2000-06-09 Transnucleaire Dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport de matieres radioactives
JP3416657B2 (ja) * 2001-01-25 2003-06-16 三菱重工業株式会社 キャスクおよびキャスクの製造方法
WO2002025670A1 (fr) * 2000-09-20 2002-03-28 Hitachi, Ltd. Réservoir servant à transporter du combustible nucléaire
WO2004017331A1 (fr) * 2002-07-23 2004-02-26 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Chateau de transport et son procede de production
FR3042635B1 (fr) * 2015-10-16 2017-12-15 Tn Int Element de refroidissement avec embase pour evacuer de la chaleur d'un emballage
FR3049756B1 (fr) * 2016-04-01 2020-06-12 Tn International Emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives equipe de dispositifs de dissipation de chaleur realises d'un seul tenant
JP2020012761A (ja) * 2018-07-19 2020-01-23 株式会社神戸製鋼所 放射性物質輸送貯蔵容器の製造方法

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3780306A (en) * 1971-05-27 1973-12-18 Nat Lead Co Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers
BE791334A (fr) * 1971-11-15 1973-03-01 Lemer & Cie Dispositif perfectionne pour le refroidissement par air de chateau de transport de produits radioactifs
FR2208165B1 (fr) * 1972-11-28 1975-09-12 Robatel Slpi
DE2817193A1 (de) * 1978-04-20 1979-10-31 Transnuklear Gmbh Abschirmbehaelter fuer den transport und die lagerung bestrahlter brennelemente
DE2845129A1 (de) * 1978-10-17 1980-04-30 Transnuklear Gmbh Abschirmbehaelter mit neutronenabschirmung fuer den transport und/oder die lagerung abgebrannter brennelemente
DE7911030U1 (de) * 1979-04-14 1979-08-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Abschirmbehaelter zum transport und/ oder zur lagerung abgebrannter brennelemente
DE7932527U1 (de) * 1979-11-17 1980-04-24 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive stoffe

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19856685A1 (de) * 1998-12-09 2000-06-15 Gnb Gmbh Abschirmbehälter
KR20140007921A (ko) * 2011-04-18 2014-01-20 티엔 인터내셔날 방사능 재료의 운반 및/또는 저장용 패키지의 제작을 개선시킴을 가능하게 하는 열전도성 요소
KR101996318B1 (ko) 2011-04-18 2019-07-04 티엔 인터내셔날 방사능 재료의 운반 및/또는 저장용 패키지의 제작을 개선시킴을 가능하게 하는 열전도성 요소

Also Published As

Publication number Publication date
JPS58202899A (ja) 1983-11-26
EP0087350A1 (fr) 1983-08-31
ATE19560T1 (de) 1986-05-15
JPH0225478B2 (fr) 1990-06-04
DE3363237D1 (en) 1986-06-05
FR2521764A1 (fr) 1983-08-19
FR2521764B1 (fr) 1985-03-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0087350B1 (fr) Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif
EP1166279A1 (fr) Installation d'entreposage de tres longue duree de produits degageant de la chaleur tels que des dechets nucleaires
EP2140459B1 (fr) Emballage pour le transport et/ou stockage de matieres nucleaires comprenant une protection radiologique en plomb coule sur une armature metallique
EP0942435B1 (fr) Dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport de matières radioactives et procédé de mise en place d'un tel dispositif de protection
EP0022384A1 (fr) Procédé de construction d'un réservoir de stockage d'un liquide à basse température et réservoir obtenu
EP0777926B1 (fr) Jonction de cables de puissance
EP0702374A1 (fr) Dispositif pour le refroidissement d'enceintes de confinement, notamment de silos de stockage de combustibles nucléaires irradiés
EP2810286B1 (fr) Entretoise de positionnement, module de stockage d'energie l'utilisant et procede d'assemblage du module
EP2406790B1 (fr) Étui de stockage de combustible nucléaire usagé à fermeture facilitée
WO2018060626A1 (fr) Faisceau d'échange thermique pour échangeur thermique, échangeur thermique et procédé d'assemblage associés
WO2012143224A1 (fr) Element de conduction thermique permettant d'ameliorer la fabrication d'un emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives
WO2006016082A1 (fr) Dispositif externe d'evacuation de chaleur pour emballage destine au stockage et/ou au transport de matieres nucleaires
EP2320432B1 (fr) Emballage pour le transport et/ou entreposage de matières radioactives conferant un transfert thermique renforce
EP3363022A1 (fr) Element de refroidissement avec embase pour evacuer de la chaleur d'un emballage
EP1576621B1 (fr) Conteneur pour le stockage/transport de matieres radioactives non irradiees telles que des assemblages de combustible nucleaire
EP0338894B1 (fr) Conteneur de stockage de déchets radio-actifs
EP0651228A1 (fr) Module de blindage pour la protection balistique de structure
FR3064809B1 (fr) Emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives a echanges convectifs ameliores
EP3766082B1 (fr) Emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives permettant une fabrication facilitee ainsi qu'une amelioration de la conduction thermique
WO2014111445A1 (fr) Emballage pour le transport et/ou l'entreposage de matieres radioactives comprenant une protection anti-feu amelioree
FR3081253A1 (fr) Emballage pour le transport ou le stockage de matiere nucleaire
FR3121265A1 (fr) Ensemble pour le transport d’hexafluorure d’uranium
FR2756090A1 (fr) Dispositif a cannelures pour le refroidissement exterieur de conteneurs pour matieres radioactives
FR2734549A1 (fr) Dispositif d'emballage individuel pour des objets fragiles, notamment des appareils electromenagers
FR3112583A1 (fr) Système de protection d’un conduit de fluide

Legal Events

Date Code Title Description
PUAI Public reference made under article 153(3) epc to a published international application that has entered the european phase

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009012

AK Designated contracting states

Designated state(s): AT BE CH DE FR GB IT LI LU NL SE

17P Request for examination filed

Effective date: 19830816

GRAA (expected) grant

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009210

AK Designated contracting states

Kind code of ref document: B1

Designated state(s): AT BE CH DE FR GB IT LI LU NL SE

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: NL

Effective date: 19860430

Ref country code: AT

Effective date: 19860430

REF Corresponds to:

Ref document number: 19560

Country of ref document: AT

Date of ref document: 19860515

Kind code of ref document: T

REF Corresponds to:

Ref document number: 3363237

Country of ref document: DE

Date of ref document: 19860605

ITF It: translation for a ep patent filed

Owner name: JACOBACCI & PERANI S.P.A.

RAP2 Party data changed (patent owner data changed or rights of a patent transferred)

Owner name: FRAMATOME

NLV1 Nl: lapsed or annulled due to failure to fulfill the requirements of art. 29p and 29m of the patents act
BECN Be: change of holder's name

Effective date: 19860430

PLBE No opposition filed within time limit

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009261

STAA Information on the status of an ep patent application or granted ep patent

Free format text: STATUS: NO OPPOSITION FILED WITHIN TIME LIMIT

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: LU

Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES

Effective date: 19870228

26N No opposition filed
PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: DE

Payment date: 19890123

Year of fee payment: 7

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: BE

Payment date: 19890214

Year of fee payment: 7

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: SE

Payment date: 19890217

Year of fee payment: 7

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: CH

Payment date: 19890221

Year of fee payment: 7

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: FR

Payment date: 19890222

Year of fee payment: 7

ITTA It: last paid annual fee
PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: GB

Payment date: 19890228

Year of fee payment: 7

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: GB

Effective date: 19900210

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: SE

Effective date: 19900211

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: LI

Effective date: 19900228

Ref country code: CH

Effective date: 19900228

Ref country code: BE

Effective date: 19900228

BERE Be: lapsed

Owner name: FRAMATOME

Effective date: 19900228

GBPC Gb: european patent ceased through non-payment of renewal fee
PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: FR

Effective date: 19901031

REG Reference to a national code

Ref country code: CH

Ref legal event code: PL

REG Reference to a national code

Ref country code: FR

Ref legal event code: ST

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: DE

Effective date: 19910601

EUG Se: european patent has lapsed

Ref document number: 83400285.9

Effective date: 19901107