EP0942435B1 - 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 - Google Patents

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 Download PDF

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EP0942435B1
EP0942435B1 EP99420066A EP99420066A EP0942435B1 EP 0942435 B1 EP0942435 B1 EP 0942435B1 EP 99420066 A EP99420066 A EP 99420066A EP 99420066 A EP99420066 A EP 99420066A EP 0942435 B1 EP0942435 B1 EP 0942435B1
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EP
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container
metal
chamber
neutron
filled
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EP99420066A
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André Lemogne
Dominique Francois
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TN International SA
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Cogema Logistics SA
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    • 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
    • G21F3/00—Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
    • 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 invention relates to a radiation shielding device located at the outer surface of transport or storage containers for materials radioactive to ensure safety.
  • Containers for radioactive material generally include a envelope of great height comprising a cylindrical body and sealing means closing it at its two ends in a sealed manner; in the internal cavity thus delimited takes place of said radioactive materials, in particular irradiated fuel assemblies or vitrified waste.
  • This envelope must mechanically withstand impacts even the most severe, provide biological protection against radiation and ensure thermal transfer to dissipate the heat emitted by the materials radioactive.
  • the cylindrical body essentially consists of a ferrule thick metal, for example based on cast or forged steel, cast iron, or a sandwich stacking of different metals; body thickness can reach several tens of centimeters and the container weight 100 to 150t.
  • the body often has fins on its outer surface to ensure better dispersion of heat in the atmosphere.
  • the fins can be fixed by bolting or welding, or be formed at the same time as the container when it is obtained by casting.
  • Thick metal body provides most of the protection biological, but is generally not sufficient to ensure the entire neutron protection.
  • Application FR 2521764 describes a particular embodiment of the type of protection using housings filled with neutron shield material, which comes to be mentioned.
  • the boxes are made up of very long profiles open longitudinally whose cross section is V-shaped at an angle obtuse summit.
  • the profiles are arranged side by side, parallel to the axis of the container and in close thermal contact with the metal shell then welded to said ferrule and between them so as to form the so-called closed cases of large length.
  • the housings are equipped with fins on their outer face.
  • these boxes After being placed on the shell, these boxes are then filled individually of neutron absorbing resin by casting by their open end.
  • the Applicant has sought a shielding device by housings more simple to carry out to reduce the cost and also to improve the safety of the operations of making the boxes, of their fixing directly on the shell and their filling with radiation absorbing material, while improving contact and thermal evacuation. She also looked for a simpler and more simple method of fitting said shielding devices sure.
  • Document DE-A-36 20 737 describes a container for transport and storage of waste radioactive.
  • This container includes an outer container foundry iron containing graphite nodules and forming a screen against gamma and neutron radiation, as well as an inner steel container, received in a cavity defined in the outer container and container a basket suitable for receiving radioactive waste.
  • a structure fulfilling a moderator function vis-à-vis the neutrons is received in an annular space formed between the two containers.
  • This structure is formed of a number of polyethylene rings segmented and superimposed, between which are placed open elements for holding said rings, made of aluminum and having an H-shaped section
  • document FR-A-2 454 157 describes a container for transport and storage of assemblies of used nuclear fuel.
  • the container includes a shielded container, around which a sheath of ribbed cooling formed from two to four elements assembled together.
  • Each of these elements includes two concentric wall sections cylindrical metal, connected together by heat conductive sleepers, so as to define longitudinal cells closed at their ends and filled with neutron absorbing material.
  • the invention is a device for protection against radiation for transport container and / or radioactive material storage, the device comprising a plurality of metal housings adjacent, filled with at least one absorbent material neutrons, each case including an inner face conformed to the outer face of the container, one side exterior and parts connecting said faces interior and exterior, characterized in that each is an independent tubular profile, in one single piece closed longitudinally, in which said parts are side faces in contact with the lateral faces of the adjacent profiles, the device further comprising means for individually fixing each of the profiles on the outside of the container.
  • the container usually includes a ferrule thick cylindrical metal of great length on the outer face of which is fixed a plurality of closed or hollow tubular profiles in one piece according to the invention.
  • Said profile typically has a cross section closed polygonal, preferably with four sides corresponding to four longitudinal faces, and can be closed at its ends. Usually it is obtained by direct spinning and does not have a longitudinal weld or other means of closure. The absence of solder longitudinal or any other means of closure equivalent guarantees the housing a perfect seal not likely to deteriorate and keeps whatever happens all of its neutron shield properties.
  • the outer face of the housing in contact with the ambient air is advantageously fitted with cooling fins spun with the profile or fixed on it by any other means.
  • the profile is filled with neutron shield material, for example by pouring into it a resin with a high hydrogen content.
  • the invention is especially advantageous when it is necessary to increase the protection against gamma radiation. It is then particularly simple to secure inside each profile constituting the housing, before their filling with resin and fixing them to the container, at least one plate metal, usually a heavy metal such as lead or its alloys, or a sandwich of plates of different metals chosen and assembled so as to simultaneously obtain optimal biological protection and good solidity of the assembly.
  • This plate is located as close as possible to the container wall, i.e. typically in contact with the wall of the profile which is supported on the ferrule.
  • a lead plate covered by a protective steel plate to facilitate its fixing; this last is usually done using bolts going through the plates of steel, lead and the wall of the case in contact with the ferrule, screwed into said ferrule.
  • Such a device makes it possible, in the event of an impact, to better retain the lead plate preventing it from coming to weigh directly on the walls of the case with the risk of deforming them.
  • the invention also relates to a method for installing a device radiation protection for transport container and / or storage of radioactive materials comprising a plurality of housings adjacent metal fixed to the outer wall of the container and container at least one neutron absorbing material characterized in that one introduces in the housing at least one biological screen material and then fixed said housing containing the biological screen material on the outer wall of said container.
  • the installation of the device according to the invention is therefore particularly simple. and can be done in two stages. First you just need to install optionally the lead plate and / or any other metal, then to sink said neutron shield material directly inside the profile; the profile thus prepared is then fixed on the shell of the container.
  • the bolting operations of the case on the ferrule can be done by lights made in the face of the profile opposite to that which is in contact with the ferrule, lights which are then properly plugged in.
  • Figure 1 illustrates the device according to the invention. It represents a container for radioactive material seen in section and the detail of a view, always in section, of two adjacent housings according to the invention.
  • Each of them essentially consists of a metal profile (5) hollow, closed longitudinally, with 4 long sides; of the cooling fins (6) are located on the outer face of said profiles.
  • the inner face (7) is conformed to the outer face of the ferrule (1) of so as to ensure good thermal contact.

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Description

DOMAINE TECHNIQUE
L'invention concerne un dispositif de blindage contre les radiations implanté à la surface extérieure des conteneurs de transport ou stockage des matières radioactives pour en assurer la sûreté.
ETAT DE LA TECHNIQUE
Les conteneurs pour matières radioactives comprennent généralement une enveloppe de grande hauteur comportant un corps cylindrique et des moyens d'obturation le fermant à ses deux extrémités de façon étanche; dans la-cavité interne ainsi délimitée prennent place lesdites matières radioactives, en particulier assemblages combustibles irradiés ou déchets vitrifiés.
Cette enveloppe doit résister mécaniquement aux chocs même les plus sévères, assurer une protection biologique contre les rayonnements et assurer un transfert thermique pour évacuer la chaleur émise par les matières radioactives.
Habituellement le corps cylindrique est essentiellement constitué d'une virole métallique épaisse, par exemple à base d'acier coulé ou forgé, fonte, ou d'un empilement en sandwich de différents métaux; l'épaisseur du corps peut atteindre plusieurs dizaines de centimètres et le poids du conteneur 100 à 150t.
Le corps comporte souvent des ailettes sur sa surface extérieure pour assurer une meilleure dispersion de la chaleur dans l'atmosphère.
Les ailettes peuvent être fixées par boulonnage ou soudage, ou être formées en même temps que le conteneur quand celui-ci est obtenu par coulée.
Le corps métallique épais assure la plus grande partie de la protection biologique, mais n'est en général pas suffisant pour assurer la totalité de la protection neutronique.
Aussi pour améliorer ladite protection neutronique il est connu de recouvrir le corps d'un matériau absorbeur de neutrons, par exemple des résines solides légères, qui sont en général coulées entre les ailettes en conservant à celles-ci une dimension suffisante pour assurer la dissipation thermique.
Pour éviter le vieillissement de ces résines, il est également connu de les isoler de l'atmosphère extérieure par confinement dans des enceintes ou boítiers situés sur le corps et équipés d'ailettes de refroidissement.
Ainsi, la demande GB 2033287décrit le principe de l'emploi de tels boítiers creux en matériau bon conducteur de la chaleur, remplis de matériau écran neutronique, munis d'ailettes de refroidissement et entourant le corps du conteneur. Ces boítiers ont une forme telle que placés côte à côte ils se chevauchent les uns les autres; ils sont montés sur des ceintures amovibles entourant la surface extérieure du conteneur et non directement sur le conteneur.
La demande FR 2521764 décrit un mode particulier de réalisation du type de protection à l'aide de boítiers rempli de matériau écran neutronique, qui vient d'être évoqué. Les boítiers sont constitués de profilés de grande longueur ouverts longitudinalement dont la section droite est en forme de V d'angle au sommet obtus. Les profilés sont disposés côte à côte, parallèlement à l'axe du conteneur et en contact thermique étroit avec la virole métallique puis soudés à ladite virole et entre eux de façon à former les dits boítiers fermés de grande longueur. Les boítiers sont équipés d'ailettes sur leur face extérieure.
Après avoir été mis en place sur la virole, ces boítiers sont ensuite remplis individuellement de résine absorbeur de neutrons par coulée par leur extrémité ouverte.
Bien que ces boítiers remplissent leur rôle de protection et de confinement du matériau assurant le blindage neutronique, leur confection est particulièrement longue et onéreuse. En effet, il faut effectuer une grande quantité de soudures et le remplissage des boítiers alors que ceux-ci sont déjà fixés sur la virole du conteneur, ce qui nécessite de nombreuses et délicates manipulations d'une masse très lourde (jusqu'à 100 à 150 t, comme cela a été déjà dit) et entraíne un accroissement important de la durée de réalisation.
Ainsi la demanderesse a recherché un dispositif de blindage par boítiers plus simple à réaliser pour en diminuer le coût et également pour améliorer la sécurité des opérations de confection des boítiers, de leur fixation directement sur la virole et de leur remplissage en matière absorbant les radiations, tout en améliorant le contact et l'évacuation thermique. Elle a aussi recherché un procédé de mise en place desdits dispositifs de blindage plus simple et plus sûr.
Par ailleurs dans le cas, de plus en plus fréquent, où les taux de combustion des assemblages combustibles sont augmentés, les émissions radioactives des assemblages irradiés et des déchets sont accrues d'autant; les conteneurs qui leur sont destinés ont alors besoin d'une protection biologique renforcée. Pour absorber le surcroít des émissions neutroniques il est possible d'augmenter l'épaisseur de matière absorbante. Par contre pour le rayonnement gamma, il n'est pas toujours possible de l'absorber par une augmentation de l'épaisseur de la virole en acier, qui se ferait soit au détriment de la capacité du conteneur soit au détriment de son poids et de son encombrement ces derniers devant rester adaptés à un transport sur les voies publiques.
il s'en suit qu'on préfère ajouter à la virole des épaisseurs de métal dense (par exemple de plomb) interposées entre la virole et l'absorbeur de neutrons.
Ainsi, la demanderesse a également recherché un dispositif simple à mettre en oeuvre permettant d'augmenter la protection biologique des conteneurs.
Dans le document DE-A-36 20 737, il est décrit un conteneur destiné en transport et au stockage de déchets radioactifs. Ce conteneur comprend un récipient extérieur en fer de fonderie contenant des nodules de graphite et formant écran contre les radiations gamma et neutronique, ainsi qu'un récipient intérieur en acier, reçu dans une cavité définie dans le récipient extérieur et contenant un panier apte à recevoir les déchets radioactifs. Une structure remplissant une fonction de modérateur vis-à-vis des neutrons est reçue dans un espace annulaire formé entre les deux récipients. Cette structure est formée d'un certain nombre d'anneaux de polyéthyléne segmentés et superposés, entre lesquels sont placés des éléments ouverts de maintien desdits anneaux, réalisés en aluminium et présentant une section en forme de H.
Enfin, le document FR-A-2 454 157 décrit un conteneur de transport et de stockage d'assemblages de combustibles nucléaire usagés. Le conteneur comprend un récipient blindé, autour duquel est disposée une gaine de refroidissement à nervures formée de deux à quatre éléments assemblés entre eux. Chacun de ces éléments comprend deux sections concentriques de parois cylindriques métalliques, reliées entre elles par des traverses conductrices de la chaleur, de façon à définir des cellules longitudinales fermées à leurs extrémités et remplies d'un matériau absorbant les neutrons.
DESCRIPTION DE L'INVENTION
L'invention est un dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport et/ou stockage de matières radioactives, le dispositif comportant une pluralité de boítiers métalliques adjacents, remplis d'au moins un matériau absorbant les neutrons, chaque boítier comprenant une face intérieure conformée à la face extérieure du conteneur, une face extérieure et des parties reliant lesdites faces intérieure et extérieure, caractérisé en ce que chacun des boítiers est un profilé tubulaire indépendant, en une seule pièce fermée longitudinalement, dans lequel lesdites parties sont des faces latérales en contact avec les faces latérales des profilés adjacents, le dispositif comprenant de plus des moyens pour fixer individuellement chacun des profilés sur la face extérieure du conteneur.
Le conteneur comprend généralement une virole métallique épaisse cylindrique de grande longueur sur la face extérieure de laquelle est fixé une pluralité de profilés tubulaires fermés, ou creux, en une seule pièce selon l'invention.
Ledit profilé a typiquement une section droite polygonale fermée, de préférence avec quatre côtés correspondant à quatre faces longitudinales, et peut être fermé à ses extrémité. Habituellement, il est obtenu par filage direct et ne comporte pas de soudure longitudinale ou autre moyen de fermeture. L'absence de soudure longitudinale ou de tout autre moyen de fermeture équivalent garantit au boítier une étanchéité parfaite ne risque pas de s'altérer et conserve quoi qu'il arrive l'intégralité de ses propriétés d'écran neutronique.
Il est en général en métal, de préférence bon conducteur de la chaleur comme l'aluminium ou ses alliages, le cuivre ou ses alliages ... Il est fixé sur ladite face externe de la virole, parallèlement à son axe, typiquement par boulonnage, de façon à ce qu'il ait un bon contact thermique entre ledit boítier et ladite virole et entre les boítiers adjacents. L'ensemble des boítiers adjacents couvre en général la totalité de la surface externe de la virole.
La face externe du boítier au contact avec l'air ambiant est avantageusement munie d'ailettes de refroidissement filées avec le profilé ou fixées sur celui-ci par tout autre moyen.
Le contact intime par l'intermédiaire d'une surface de contact importante entre le profilé et la virole permet une évacuation améliorée de la chaleur.
Le profilé est rempli de matériau écran neutronique, par exemple en y coulant une résine à fort taux d'hydrogène.
Mais l'invention est surtout avantageuse quand il est nécessaire d'augmenter la protection contre les rayonnements gamma. Il est alors particulièrement simple d'assujettir à l'intérieur de chaque profilé constituant le boítier, avant leur remplissage par la résine et leur fixation sur le conteneur, au moins une plaque de métal, habituellement un métal lourd comme le plomb ou ses alliages, ou un sandwich de plaques de différents métaux choisis et assemblés de façon à obtenir simultanément une protection biologique optimale et une bonne solidité de l'assemblage. Cette plaque est située le plus près possible de la paroi du conteneur, c'est-à-dire typiquement au contact de la paroi du profilé qui est en appui sur la virole. Généralement on utilise une plaque de plomb recouverte par une plaque d'acier protectrice pour faciliter sa fixation; cette dernière est généralement réalisée à l'aide de boulons traversant les plaques d'acier, de plomb et la paroi du boítier en contact avec la virole, vissés dans ladite virole. Un tel dispositif permet, en cas de choc, de mieux retenir la plaque de plomb en évitant qu'elle vienne peser directement sur les parois du boítier avec le risque de les déformer.
L'invention concerne également un procédé de mise en place d'un dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport et/ou stockage de matières radioactives comportant une pluralité de boítiers métalliques adjacents fixés sur la paroi extérieure du conteneur et contenant au moins un matériau absorbant les neutrons caractérisé en ce qu'on introduit dans le boítier au moins un matériau écran biologique et qu'ensuite on fixe ledit boítier contenant le matériau écran biologique sur la paroi extérieure dudit conteneur.
Ainsi la mise en place du dispositif selon l'invention est particulièrement simple et peut s'effectuer en deux temps. Il suffit tout d'abord d'installer optionnellement la plaque de plomb et/ou de tout autre métal, puis de couler ledit matériau écran neutronique directement à l'intérieur du profilé; le profilé ainsi préparé est ensuite fixé sur la virole du conteneur.
On peut encore, après avoir optionnellement installé les plaques de métal dans le boítier, ce qui représente l'opération la plus délicate, fixer le profilé ainsi équipé sur la virole puis y couler le matériau écran neutronique.
On peut également plus classiquement, dans le cas où une plaque de métal n'est pas utilisée, fixer d'abord le profilé puis le remplir du matériau écran neutronique.
On voit que dans tous les cas aucune soudure n'est nécessaire pour fermer longitudinalement le boítier ou le fixer à la virole, ce qui en facilite le montage et en diminue le coût. Les manutentions nécessaires aux garnissage et remplissage du boítier peuvent également se faire en manipulant séparément le profilé non encore fixé sur la virole; elles sont ainsi rendues plus aisées et plus sûres.
Les opérations de boulonnage du boítier sur la virole peuvent se faire par des lumières pratiquées dans la face du profilé opposée à celle qui est en contact avec la virole, lumières qui sont ensuite convenablement rebouchées. Quand on prévoit de couler la résine dans le boítier avant de le fixer, il est avantageux d'installer des tubes de passage au droit desdites lumières afin de préserver un accès dans la résine coulée pour le boulonnage; après fixation cet espace vide peut être rebouché par de la résine.
On voit également que l'installation de plaques de plomb dans un dispositif comme celui du brevet FR 2521764 précédemment cité serait difficile à réaliser car les opérations correspondantes seraient à faire alors que le conteneur est déjà équipé desdits boítiers.
La figure 1 illustre le dispositif selon l'invention. Elle représente un conteneur pour matière radioactive vu en coupe et le détail d'une vue, toujours en coupe, de deux boítiers adjacents selon l'invention.
En (1) on voit la virole métallique épaisse, habituellement en acier, formant le corps du conteneur dans la cavité (2) duquel sont entreposées les matières radioactives. Le conteneur est manipulé à l'aide de tourillons (3) fixés sur la virole (1). Une pluralité de boítiers (4) selon l'invention recouvre la paroi extérieure de la virole (1).
Chacun d'entre eux est essentiellement constitué d'un profilé (5) métallique creux, fermé longitudinalement, comportant 4 faces de grande longueur; des ailettes de refroidissement (6) sont situées sur la face extérieure desdits profilés. La face intérieure (7) est conformée à la face extérieure de la virole (1) de façon à assurer un bon contact thermique.
A l' intérieur de chaque boítier une plaque de plomb (8) a été installée au contact de la face intérieure (7); cette plaque est recouverte d'une tôle d'acier (9) protectrice. L'ensemble du profilé (5) et des plaques (8, 9) est fixé à la virole (1) à l'aide de boulons (11). L'espace intérieur restant du profilé (5) est rempli avec une résine (10) faisant écran neutronique; en (12) on voit un tube de passage permettant le boulonnage à partir de la face extérieure du profilé (5) à travers la résine quand celle-ci a été coulée dans ledit profilé (5) avant le boulonnage.

Claims (10)

  1. Dispositif de protection contre les rayonnements pour conteneur de transport et/ou de stockage de matières radioactives comportant une pluralité de boítiers (4) métalliques adjacents, remplis d'au moins un matériau (10) absorbant les neutrons, chaque boítier (4) comprenant une face intérieure (7) conformée à la face extérieure du conteneur, une face extérieure et des parties reliant lesdites faces intérieure (7) et extérieure, caractérisé en ce que chacun des boítiers (4) est un profilé (5) tubulaire indépendant, en une seule pièce fermée longitudinalement, dans lequel lesdites parties sont des faces latérales en contact avec les faces latérales des profilés (5) adjacents, le dispositif comprenant de plus des moyens (11) pour fixer individuellement chacun des profilés (5) sur la face extérieure du conteneur.
  2. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce que chaque profilé (5) est en un métal choisi dans le groupe comprenant l'aluminium, le cuivre et leurs alliages.
  3. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 2, caractérisé en ce que chaque profilé (5) comporte des ailettes (6) de refroidissement.
  4. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que les moyens de fixation sont des boulons (11).
  5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que chaque profilé (5) contient au moins une plaque métallique (8,9) faisant écran au rayonnement gamma, située au plus près de la paroi du conteneur.
  6. Dispositif selon la revendication 5, caractérisé en ce que chaque plaque métallique (8) faisant écran au rayonnement gamma est en métal lourd.
  7. Dispositif selon la revendication 6, caractérisé en ce que le métal lourd est choisi dans le groupe comprenant le plomb et ses alliages.
  8. Conteneur pour le transport et/ou le stockage de matière radioactive, comprenant un dispositif comportant une pluralité de boítiers (4) métalliques adjacents, remplis d'au moins un matériau (10) absorbant les neutrons, chaque boítier (4) comprenant une face intérieure (7) conformée à la face extérieure du conteneur, une face extérieure et des parties reliant lesdites faces intérieure (7) et extérieure, caractérisé, en ce qu'il comprend un dispositif selon la partie caractérisante de l'une quelconque des revendications 1 à 7.
  9. Procédé de mise en place d'un dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, sur la paroi extérieure d'un conteneur de transport et/ou stockage de matières radioactives, caractérisé en ce qu'il comprend au moins une étape d'introduction dans chaque boítier d'au moins un matériau (8,9) faisant écran biologique, suivie d'une étape de fixation dudit boítier rempli du matériau écran biologique sur la paroi extérieure dudit conteneur.
  10. Procédé selon la revendication 8, caractérisé en ce qu'on introduit dans le boítier au moins une plaque métallique (8) faisant écran au rayonnement gamma, qu'ensuite on fixe ledit boítier sur ladite paroi qu'on le remplit de matériau absorbant les neutrons.
EP99420066A 1998-03-13 1999-03-10 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 Expired - Lifetime EP0942435B1 (fr)

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