EP0843318A1 - Dispositif à cannelures pour le refroidissement extérieur de conteneurs pour matières radioactives - Google Patents

Dispositif à cannelures pour le refroidissement extérieur de conteneurs pour matières radioactives Download PDF

Info

Publication number
EP0843318A1
EP0843318A1 EP97420215A EP97420215A EP0843318A1 EP 0843318 A1 EP0843318 A1 EP 0843318A1 EP 97420215 A EP97420215 A EP 97420215A EP 97420215 A EP97420215 A EP 97420215A EP 0843318 A1 EP0843318 A1 EP 0843318A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
grooves
wall
container
steel
radioactive material
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.)
Withdrawn
Application number
EP97420215A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Bernard Kirchner
Pierre Malesys
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.)
Societe pour les Transports de lIndustrie Nucleaire Transnucleaire SA
Original Assignee
Societe pour les Transports de lIndustrie Nucleaire Transnucleaire 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 Societe pour les Transports de lIndustrie Nucleaire Transnucleaire SA filed Critical Societe pour les Transports de lIndustrie Nucleaire Transnucleaire SA
Publication of EP0843318A1 publication Critical patent/EP0843318A1/fr
Withdrawn legal-status Critical Current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
    • G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins

Definitions

  • the invention relates to a device for cooling the external surface of containers for transport or storage of radioactive materials, in particular fuel assemblies irradiated nuclear power, said cooling consisting in dissipating the thermal power generated by said radioactive materials packaged by convection in ambient air.
  • Radioactive materials especially. irradiated nuclear fuel assemblies, are usually transported and / or stored in containers (also called packaging) watertight cylindrical shape with very thick walls (several tens of cm), mainly base of cast iron or forged or cast steel, which provide holding functions mechanical (resistance to impact or severe falls), radiological protection, and transfer from the inside to the outside.
  • the walls can also be composite and include additional elements allowing improve container performance: for example resin, lead to improve the radiological protection, copper to improve heat transfer, etc.
  • Packaged radioactive material giving off heat, dissipating power temperature in the ambient air must be such that the components of the container and its contents are not brought in any place to temperatures prejudicial to their maintenance in an adequate state.
  • the main parameter on which we can play to dissipate the required thermal power is the surface area of the exposed container convection of ambient air.
  • the fins are spaced 5 to 10 cm apart and have a height, perpendicular to the outer surface, about 10 cm or more.
  • fins increases the overall size of the packaging and constitutes a serious handicap when there are severe constraints relating to the space or surface available where the packaging must be stored, handled or transported.
  • the presence of fins on the one hand can constitute contamination traps difficult to clean, in particular when the fins are fixed against the outer surface of the packaging, on the other hand can constitute a significant mass of material that 'It is not possible to take into account to carry out the radioactive shielding calculations because of the gamma radiation leaks which can occur between two consecutive fins if they are too far apart from each other.
  • the plaintiff has therefore sought how to increase the exchange surface by limiting increasing the size and ensuring that all of the material used is taken into account for the shielding.
  • the invention is a device for the external cooling of containers for the packaging of radioactive materials having an outer metal wall, characterized in that it has grooves made in the outer face of said wall.
  • the walls can be more or less thick (from a few cm to a few tens of cm thick) homogeneous or composite metals and generally based on steel or cast iron, but also aluminum, copper or their alloys.
  • the grooves are made directly in the outer face of the metal wall thick, or when the thick wall is covered with a neutron shield (for example at hydrogenated resin base), which in turn is covered with a metallic shell more thin (for example in sheet steel 10 to 30 mm thick), said grooves are practiced in the outer face of said envelope, the thermal continuity between the thick wall and the envelope then being usually produced using metal parts serving as thermal conductors and passing through the neutron shield.
  • a neutron shield for example at hydrogenated resin base
  • a metallic shell more thin for example in sheet steel 10 to 30 mm thick
  • the splines constituting the device according to the invention can be practiced there according to generating the cylindrical surface, so in a plane parallel to the axis of the cylinder, or according to the perimeter (or circumference) of said cross section, therefore in a plane perpendicular to the axis of the cylinder.
  • the splines can also be helical, rotating around the container in one direction, or the other, or both.
  • the spline device according to the invention therefore has very great flexibility since it can be adapted to the type of container used and to the manner of using it.
  • a container for storage will be used vertically and will have splines according to generators; on the other hand a container for transport will be used especially in horizontal position and will have a system of circumferential grooves, or a system of helical grooves wound in one direction or the other, or in both, which cannot be obtained with a conventional fin cooling system.
  • the splines can be engraved by machining (turning, milling %) or obtained directly by molding, extrusion or any other process.
  • the grooves are regularly spaced.
  • Their cross section (recessed in the wall metallic) is advantageously polygonal, preferably square or rectangular, to obtain better surface growth, but may have other profiles, for example circular etc ... They are separated from each other by a portion of the outer surface of the wall in relief in relation to the hollow grooves.
  • Figure 1 illustrates a composite wall of a straight section cylindrical container circular where the grooves according to the invention were made according to generators (parallel to the cylinder axis).
  • grooves (7) were made open and in contact with ambient air, rectangular section (in this case), of width (8), of depth (10) and whose re-entrant angles (9) are rounded.
  • the width (8) of the grooves is less than 30 mm and their depth (10) to 15 mm; under these conditions it is easy to obtain that no variation significant dose rate resulting from the presence of splines is not measurable as well on the surface of the container only 1 m or 2 m from its surface (as required by the regulations applicable): thus all the material of the wall or of the external envelope, after shaping of the splines, can actually be taken into account in the shielding calculations.
  • the grooves have sufficient efficiency for cooling by ambient air, it is advantageous that their width and depth are greater than 1 mm and preferably between 5 and 10 mm, so that air can circulate efficiently in said grooves.
  • the pitch of the grooves (that is to say the distance each of which should be moved to coincide with the next) must be determined in relation to their width and their depth according to the increase in surface area that the we want to get.
  • the pitch is between 1 and 50 mm, preferably between 10 mm and 20 mm.
  • the pitch must be greater than the width of the grooves.
  • longitudinal grooves with a rectangular cross section 10 mm wide, depth 5 mm in steps of 20 mm allow a 50% increase in the external surface of the container subjected to ambient air cooling, while the section grooves square right of the same width, 10 mm deep with 20 mm pitch allow an increase 100%.
  • a container with splines according to the invention will have the same weight and the same shielding performance than a container without a groove, while its cooling surface will be significantly increased and that its size (for example its diameter) will not be increased only a few mm.
  • a container having a smooth wall of the same thickness provided with fins 10 mm thick, 50 mm high, 100 mm pitch, providing a 100% increase in surface area, leading to an increase in overall diameter of 100 mm, the dose rate being determined by the zones between the fins; this means that the material of the fins cannot be taken into account in the shielding calculations and therefore constitutes a dead weight from this point of view.
  • the making of the grooves is much easier to make and less expensive, in particular by molding, extrusion or machining, because in this last case of their small dimensions and therefore the production of a quantity of chips scaled down. For the same reason decontamination is greatly facilitated, especially when the re-entrant angles of the grooves are rounded.
  • the invention can be used for any type of container intended for materials releasing a significant thermal power; it is particularly suitable for large containers dimensions, for example for transporting or storing a plurality of assemblies irradiated nuclear fuel, and in particular to containers with a wall of thick primary containment (20 to 50 cm) in steel or cast iron, possibly covered with a neutron shielding, generally made of hydrogenated resin, itself protected by an envelope steel which is generally several centimeters thick.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Packages (AREA)
  • Gasket Seals (AREA)

Abstract

Conteneur pour le conditionnement de matières radioactives dont la paroi extérieure (5) est refroidie par l'air ambiant à l'aide d'un dispositif à cannelures (7) pratiquées dans ladite paroi exténeure (5). <IMAGE>

Description

DOMAINE TECHNIQUE
L'invention conceme un dispositif de refroidissement de la surface extérieure de conteneurs pour le transport ou le stockage de matières radioactives, en particulier les assemblages combustibles nucléaires irradiés, ledit refroidissement consistant à dissiper la puissance thermique générée par lesdites matières radioactives emballées par convection dans l'air ambiant.
ETAT DE LA TECHNIQUE
Les matières radioactives, en particulier les. assemblages combustibles nucléaires irradiés, sont généralement transportées et/ou stockées dans des conteneurs (également appelés emballages) étanches de forme cylindrique à parois très épaisses (plusieurs dizaines de cm), principalement à base de fonte ou d'acier forgé ou moulé, qui assurent notamment des fonctions de tenue mécanique (résistance aux chocs ou chutes sévères), de protection radiologique, et de transfert thermique de l'intérieur vers l'extérieur.
Les parois peuvent aussi être composites et comporter des éléments additionnels permettant d'améliorer les performances du conteneur : par exemple résine, plomb pour améliorer la protection radiologique, cuivre pour améliorer le transfert thermique, etc...
Les matières radioactives emballées dégageant de la chaleur, la dissipation de la puissance thermique correspondante dans l'air ambiant doit être telle que les composants du conteneur et de son contenu ne soient portés en aucun endroit à des températures préjudiciables à leur maintien dans un état adéquat.
Comme le transfert de chaleur à travers la paroi du conteneur se fait généralement par conduction, c'est-à-dire proportionnellement à la puissance thermique du contenu, il s'ensuit que, pour une puissance donnée, la température extérieure de ladite paroi doit également rester inférieure à une certaine valeur.
Afin de ne pas dépasser cette valeur maximum, le principal paramètre sur lequel on puisse jouer pour dissiper la puissance thermique voulue est l'aire de la surface exteme du conteneur exposée à la convection de l'air ambiant.
Pour accroítre cette aire il est connu d'utiliser des ailettes par exemple selon les modes de réalisation suivants :
  • des éléments en acier ou cuivre (bandes, picots, profilés...) peuvent être soudés perpendiculairement à la surface exteme des emballages
  • des profilés en aluminium ou ses alliages, par exemples en forme de U peuvent être fixés selon une génératrice (par vissage, rivetage...) contre ladite surface exteme pour assurer un bon contact thermique
  • des ailettes peuvent être usinées dans la masse de la paroi, soit selon une génératrice, soit circonférentiellement ; ceci est actuellement réalisé en disposant au départ de parois épaisses permettant d'y tailler des ailettes de grande taille, ce qui entraíne une perte de matière importante
  • des emballages peuvent être obtenus par coulée directement avec des ailettes.
Typiquement les ailettes sont espacées de 5 à 10 cm et ont une hauteur, perpendiculairement à la surface exteme, d'environ 10 cm voire davantage.
La présence d'ailettes accroít d'autant l'encombrement de l'emballage et constitue un sérieux handicap lorsqu'il existe des contraintes sévères concemant l'espace ou la surface disponible où l'emballage doit être stocké, manutentionné ou transporté.
En outre la présence d'ailettes d'une part peut constituer des pièges à contamination difficiles à nettoyer, en particulier quand les ailettes sont fixées contre la surface exteme de l'emballage, d'autre part peut constituer une masse de matière non négligeable qu'il n'est pas possible de prendre en compte pour effectuer les calculs de blindage radioactif du fait des fuites de rayonnement gamma pouvant survenir entre deux ailettes consécutives si elles se trouvent trop écartées l'une de l'autre.
Ainsi la demanderesse a cherché comment accroítre la surface d'échange en limitant l'accroissement d'encombrement et en faisant en sorte que la totalité de la matière employée soit prise en compte pour le blindage.
DESCRIPTION DE L'INVENTION
L'invention est un dispositif pour le refroidissement extérieur de conteneurs pour le conditionnement de matières radioactives ayant une paroi métallique extérieure, caractérisé en ce qu'il comporte des cannelures pratiquées dans la face exteme de ladite paroi.
Les parois peuvent être plus ou moins épaisses (de quelques cm à quelques dizaines de cm d'épaisseur) métalliques homogènes ou composites et généralement à base d'acier ou de fonte, mais aussi d'aluminium, de cuivre ou de leurs alliages .
Ainsi les cannelures sont pratiquées directement dans la face exteme de la paroi métallique épaisse, ou bien quand la paroi épaisse est recouverte d'un blindage neutronique (par exemple à base de résine hydrogénée), celui-ci étant à son tour recouvert d'une enveloppe métallique plus mince (par exemple en tôle d'acier de 10 à 30 mm d'épaisseur), lesdites cannelures sont pratiquées dans la face exteme de ladite enveloppe, la continuité thermique entre la paroi épaisse et l'enveloppe étant alors réalisée habituellement à l'aide de pièces métalliques servant de conducteurs thermiques et traversant le blindage neutronique.
Les conteneurs étant en général cylindriques à section droite circulaire ou polygonale, les cannelures constituant le dispositif selon l'invention peuvent y être pratiquées selon des génératrices de la surface cylindrique, donc dans un plan parallèle à l'axe du cylindre, ou selon le périmètre (ou circonférence) de ladite section droite, donc dans un plan perpendiculaire à l'axe du cylindre. Les cannelures peuvent également être hélicoïdales, toumant autour du conteneur dans un sens, ou dans l'autre, ou dans les deux.
Le dispositif à cannelures selon l'invention présente donc une très grande souplesse car il peut être adapté au type de conteneur utilisé et à la façon de l'utiliser.
Ainsi un conteneur pour le stockage sera utilisé verticalement et aura des cannelures selon des génératrices ; par contre un conteneur pour le transport sera utilisé surtout en position horizontale et aura un système de cannelures circonférentielles, ou encore un système de cannelures hélicoïdales enroulées dans un sens ou dans l'autre, ou dans les deux, ce qui ne peut pas être obtenu avec un système de refroidissement à ailettes classiques.
Les cannelures peuvent être gravées par usinage (tournage, fraisage...) ou obtenues directement par moulage, extrusion ou tout autre procédé.
En général les cannelures sont régulièrement espacées. Leur section droite (en creux dans la paroi métallique) est avantageusement polygonale, de préférence carrée ou rectangulaire, pour obtenir un meilleur accroissement de surface, mais peut avoir d'autres profils, par exemple circulaires etc... Elles sont séparées les unes des autres par une portion de la surface exteme de la paroi en relief par rapport aux cannelures en creux.
La figure 1 donne l'illustration d'une paroi composite d'un conteneur cylindrique à section droite circulaire où les cannelures selon l'invention ont été pratiquées selon des génératrices (parallèlement à l'axe du cylindre).
En (1) on voit la cavité intérieure du conteneur dans laquelle est introduite par exemple une pluralité d'assemblages combustibles nucléaires irradiés, en (2) la paroi épaisse par exemple en acier assurant le confinement de la matière nucléaire, en (3) un blindage neutronique en résine hydrogénée, en (5) une enveloppe extérieure en acier recouvrant ledit blindage (3) et en (4) des pièces métalliques assurant le transfert thermique de la paroi (2) vers l'enveloppe extérieure (5) qui, elle, assure la dissipation de la puissance thermique dans l'air ambiant par convection naturelle.
Dans la surface exteme (6) de l'enveloppe (5), on a pratiqué des cannelures (7) ouvertes et en contact avec l'air ambiant, à section rectangulaire (dans ce cas de figure), de largeur (8), de profondeur (10) et dont les angles rentrants (9) sont arrondis.
Il est particulièrement important de noter que la largeur (8) des cannelures est inférieure à 30 mm et leur profondeur (10) à 15 mm; dans ces conditions il est aisé d'obtenir qu'aucune variation significative du débit de dose résultant de la présence des cannelures ne soit mesurable aussi bien à la surface du conteneur qu'à 1 m ou 2 m de sa surface (ainsi que le prévoit la réglementation applicable) : ainsi toute la matière de la paroi ou de l'enveloppe exteme, après façonnage des cannelures, peut effectivement être prise en compte dans les calculs de blindage.
Par ailleurs pour que les cannelures aient une efficacité suffisante pour le refroidissement par l'air ambiant, il est avantageux que leur largeur et leur profondeur soient supérieures à 1 mm et de préférence comprises entre 5 et 10 mm, de manière que l'air puisse circuler efficacement dans lesdites cannelures.
D'autre part le pas des cannelures (c'est-à-dire la distance dont chacune devrait être déplacée pour venir coïncider avec la suivante) doit être déterminé en relation avec leur largeur et leur profondeur suivant l'accroissement de surface que l'on veut obtenir.
Typiquement le pas est compris entre 1 et 50 mm de préférence entre 10 mm et 20 mm.
Bien sûr le pas doit être supérieur à la largeur des cannelures.
Ainsi des cannelures longitudinales à section droite rectangulaire de largeur 10 mm, de profondeur 5 mm au pas de 20 mm, permettent une augmentation de 50% de la surface exteme du conteneur soumis au refroidissement par l'air ambiant, tandis que les cannelures à section droite carrée de même largeur, de profondeur 10 mm au pas 20 mm permettent une augmentation de 100%.
Simultanément à cet accroissement de surface on ne note aucune variation mesurable du débit de dose autour du conteneur, par rapport à une paroi lisse d'épaisseur moyenne équivalente, alors que le diamètre extérieur du conteneur (encombrement) n'a été augmenté que de la profondeur d'une cannelure (soit 2 fois la demi-profondeur d'une cannelure) par rapport à ladite paroi lisse fournissant des performances de blindage équivalentes.
En résumé un conteneur avec des cannelures selon l'invention aura le même poids et les mêmes performances de blindage qu'un conteneur sans cannelure, alors que sa surface de refroidissement sera nettement augmentée et que son encombrement (par exemple son diamètre) ne sera augmenté que de quelques mm.
En comparaison, un conteneur ayant une paroi lisse de même épaisseur munie d'ailettes longitudinales d'épaisseur 10 mm, de hauteur 50 mm, au pas de 100 mm, procurant un accroissement de surface de 100%, conduit à une augmentation du diamètre hors tout de 100 mm, le débit de dose étant déterminé par les zones comprises entre les ailettes ; ceci signifie que la matière des ailettes ne peut être prise en compte dans les calculs de blindage et constitue donc un poids mort de ce point de vue.
En plus des avantages concernant l'encombrement et le meilleur rendement du blindage, qui viennent d'être vus, il faut noter que la confection des cannelures est beaucoup plus aisée à réaliser et moins onéreuse, en particulier par moulage, extrusion ou usinage, du fait dans ce dernier cas de leurs faibles dimensions et donc de la production d'une quantité de copeaux réduite. Pour la même raison la décontamination est grandement facilitée, en particulier quand les angles rentrants des cannelures sont arrondis.
L'invention est utilisable pour tout type de conteneur destiné à des matières dégageant une puissance thermique importante ; elle est particulièrement adaptée aux conteneurs de grandes dimensions, par exemple pour le transport ou le stockage d'une pluralité d'assemblages combustibles nucléaires irradiés, et singulièrement aux conteneurs ayant une paroi de confinement primaire épaisse (20 à 50 cm) en acier ou en fonte, éventuellement recouverte d'un blindage neutronique, généralement en résine hydrogénée, lui-même protégé par une enveloppe en acier qui a généralement une épaisseur de plusieurs centimètres..

Claims (6)

  1. Dispositif de refroidissement extérieur d'un conteneur de conditionnement de matières radioactives ayant une paroi métallique extérieure (5) caractérisé en ce qu'il comporte des cannelures (7) pratiquées en creux dans la face exteme (6) de ladite paroi (5) et séparées les unes des autres par une portion en relief de ladite face externe de la paroi, la largeur des cannelures étant comprise entre 1 et 30 mm et leur profondeur entre 1 et 15 mm., .
  2. Dispositif selon la 1 revendication 1 caractérisé en ce que le pas des cannelures (7) est inférieur à 50 mm.
  3. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 ou 2 caractérisé en ce que, quand le conteneur est cylindrique à section circulaire ou polygonale, les cannelures sont parallèles ou perpendiculaires à une génératrice, ou hélicoïdales autour de l'axe du conteneur et enroulées dans au moins un sens.
  4. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 3 caractérisé en ce que les cannelures résultent d'une coulée, d'une extrusion ou d'un usinage de métal.
  5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 4 caractérisé en ce que la paroi métallique exteme du conteneur est en acier, fonte, aluminium, cuivre ou leurs alliages .
  6. Conteneur de conditionnement de matières radioactives comportant le dispositif de l'une quelconque des revendications 1 à 5.
EP97420215A 1996-11-19 1997-11-18 Dispositif à cannelures pour le refroidissement extérieur de conteneurs pour matières radioactives Withdrawn EP0843318A1 (fr)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9614487A FR2756090A1 (fr) 1996-11-19 1996-11-19 Dispositif a cannelures pour le refroidissement exterieur de conteneurs pour matieres radioactives
FR9614487 1996-11-19

Publications (1)

Publication Number Publication Date
EP0843318A1 true EP0843318A1 (fr) 1998-05-20

Family

ID=9498052

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EP97420215A Withdrawn EP0843318A1 (fr) 1996-11-19 1997-11-18 Dispositif à cannelures pour le refroidissement extérieur de conteneurs pour matières radioactives

Country Status (2)

Country Link
EP (1) EP0843318A1 (fr)
FR (1) FR2756090A1 (fr)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2004017331A1 (fr) * 2002-07-23 2004-02-26 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Chateau de transport et son procede de production
FR2872956A1 (fr) * 2004-07-12 2006-01-13 Cogema Logistics Sa Dispositif externe d'evacuation de chaleur pour emballage destine au stockage et/ou au transport de matieres nucleaires

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1960536A1 (de) * 1969-12-03 1971-06-16 Kernforschungsanlage Juelich Heizbares Rohr oder aufheizbarer Stab zum konvektiven Waermetausch mit der Umgebung
BE875144A (nl) * 1979-03-28 1979-07-16 Belgonucleaire Nv Container voor het vervoer van warmte afgevende materialen
DE3206705A1 (de) * 1982-02-25 1983-09-01 Anton J. 7302 Ostfildern Vox Behaelter zum lagern und/oder transportieren von radioaktiven substanzen, insbesondere brennelemente
EP0301121A1 (fr) * 1987-07-30 1989-02-01 Wieland-Werke Ag Tube à ailettes
DD272981A3 (de) * 1987-07-08 1989-11-01 Germania Chemnitz Transportbehaelter fuer abgebrannte kernbrennstoffkassetten
JPH04204000A (ja) * 1990-11-29 1992-07-24 Kobe Steel Ltd 放射線遮蔽容器

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1960536A1 (de) * 1969-12-03 1971-06-16 Kernforschungsanlage Juelich Heizbares Rohr oder aufheizbarer Stab zum konvektiven Waermetausch mit der Umgebung
BE875144A (nl) * 1979-03-28 1979-07-16 Belgonucleaire Nv Container voor het vervoer van warmte afgevende materialen
DE3206705A1 (de) * 1982-02-25 1983-09-01 Anton J. 7302 Ostfildern Vox Behaelter zum lagern und/oder transportieren von radioaktiven substanzen, insbesondere brennelemente
DD272981A3 (de) * 1987-07-08 1989-11-01 Germania Chemnitz Transportbehaelter fuer abgebrannte kernbrennstoffkassetten
EP0301121A1 (fr) * 1987-07-30 1989-02-01 Wieland-Werke Ag Tube à ailettes
JPH04204000A (ja) * 1990-11-29 1992-07-24 Kobe Steel Ltd 放射線遮蔽容器

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 016, no. 536 (P - 1449) 6 November 1992 (1992-11-06) *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2004017331A1 (fr) * 2002-07-23 2004-02-26 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Chateau de transport et son procede de production
EP1524673A4 (fr) * 2002-07-23 2007-08-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Chateau de transport et son procede de production
CN100337286C (zh) * 2002-07-23 2007-09-12 三菱重工业株式会社 屏蔽罐及屏蔽罐的制造方法
FR2872956A1 (fr) * 2004-07-12 2006-01-13 Cogema Logistics Sa Dispositif externe d'evacuation de chaleur pour emballage destine au stockage et/ou au transport de matieres nucleaires
WO2006016082A1 (fr) * 2004-07-12 2006-02-16 Tn International Dispositif externe d'evacuation de chaleur pour emballage destine au stockage et/ou au transport de matieres nucleaires

Also Published As

Publication number Publication date
FR2756090A1 (fr) 1998-05-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0942435B1 (fr) Dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport de matières radioactives et procédé de mise en place d&#39;un tel dispositif de protection
EP1166279B1 (fr) Installation d&#39;entreposage de tres longue duree de produits degageant de la chaleur tels que des dechets nucleaires
EP0087350B1 (fr) Dispositif de protection neutronique pour produit radio-actif
EP1636818B1 (fr) Tube generateur de rayons x a ensemble porte-cible orientable
EP1468425B1 (fr) Installation d&#39;entreposage de tres longue duree de produits emettant un flux thermique eleve
FR2756090A1 (fr) Dispositif a cannelures pour le refroidissement exterieur de conteneurs pour matieres radioactives
EP2700077B1 (fr) Elément de conduction thermique permettant d&#39;améliorer la fabrication d&#39;un emballage de transport et/ou d&#39;entreposage de matières radioactives
EP3391379B1 (fr) Structure amelioree de dissipation de chaleur par convection naturelle, pour emballage de transport et/ou d&#39;entreposage de matieres radioactives
EP3465030B1 (fr) Dispositif cryogenique a echangeur compact
EP0128092B1 (fr) Dispositif de couverture de réacteur à fusion nucléaire utilisant la réaction deutérium tritium, à matériau tritigène solide
EP0752150B1 (fr) Emballage comprenant un corps en acier forge a section non circulaire pour assemblages combustibles nucleaires
FR2572213A1 (fr) Chateau de stockage de combustible nucleaire epuise
EP3363022A1 (fr) Element de refroidissement avec embase pour evacuer de la chaleur d&#39;un emballage
WO2006016082A1 (fr) Dispositif externe d&#39;evacuation de chaleur pour emballage destine au stockage et/ou au transport de matieres nucleaires
FR3074953A1 (fr) Panier de rangement pour stockage ou transport de matieres nucleaires
EP0143033B1 (fr) Conteneur blindé pour le transport et le stockage d&#39;un chargement radioactif
EP3246648B1 (fr) Dispositif de refroidissement à caloduc pulsé
EP0648563B1 (fr) Procédé de moulage de pièces en fonte ou en tout autre métal présentant une température de fusion élevée
CH504759A (fr) Pot de stockage et de manutention d&#39;un assemblage combustible nucléaire
FR3081253A1 (fr) Emballage pour le transport ou le stockage de matiere nucleaire
EP0146451A1 (fr) Insert neutrophage pour conteneur destiné au transport de barres ou matériaux radioactifs, ainsi que conteneur comportant de tels inserts
FR2505977A1 (fr) Structure calorifuge pour dispositif de production de chaleur
FR3121264A1 (fr) Ensemble pour le transport d’hexafluorure d’uranium, comprenant des capots amortisseurs de choc
FR3105385A1 (fr) Dispositif de refroidissement a ailette et insert
WO2019110641A1 (fr) Panier de rangement pour stockage ou transport de matieres nucleaires

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

Kind code of ref document: A1

Designated state(s): AT BE CH DE DK ES FI FR GB GR IE IT LI LU MC NL PT SE

AKX Designation fees paid
RBV Designated contracting states (corrected)
STAA Information on the status of an ep patent application or granted ep patent

Free format text: STATUS: THE APPLICATION IS DEEMED TO BE WITHDRAWN

18D Application deemed to be withdrawn

Effective date: 19981121