EP3607561A1 - Conteneur pour dechets radioactifs de faible a haute activite et a vie longue - Google Patents

Conteneur pour dechets radioactifs de faible a haute activite et a vie longue

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EP3607561A1
EP3607561A1 EP18715703.7A EP18715703A EP3607561A1 EP 3607561 A1 EP3607561 A1 EP 3607561A1 EP 18715703 A EP18715703 A EP 18715703A EP 3607561 A1 EP3607561 A1 EP 3607561A1
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EP
European Patent Office
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container
steel
wall
container according
radioactive waste
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Application number
EP18715703.7A
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German (de)
English (en)
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EP3607561B1 (fr
Inventor
Patrice Stengel
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Global Tele Marketing Gtm SA
Original Assignee
Global Tele Marketing Gtm SA
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Publication date
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Publication of EP3607561A1 publication Critical patent/EP3607561A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of EP3607561B1 publication Critical patent/EP3607561B1/fr
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Anticipated expiration legal-status Critical

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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

Definitions

  • the present invention relates to the field of long-lived radioactive waste storage. More specifically, the present invention relates to a container for storing radioactive waste of low to high activity and long life.
  • Radioactive waste is any radioactive material that can no longer be recycled or reused by humans.
  • Nuclear waste is of very different origins and natures. These are, for example, elements contained in the spent fuel of nuclear power plants, except Uranium and Plutonium contained therein, radioactive elements for medical or industrial use, or materials brought into contact with radioactive elements.
  • Radioactivity reflects the toxicity of the waste including its potential impact on humans and the environment.
  • Waste management is defined as follows: -Strong separation and transmutation of waste with the objective of sorting and transforming some long-lived waste into other, less toxic and shorter-lived waste. This way reduces the long-term harmfulness of waste.
  • the long-term conditioning and storage processes on the surface or in the subsoil the objective of which is to develop radioactive waste packaging and their long-term storage methods, while guaranteeing the protection man and the environment with complementary solutions to those already existing, make it possible to further secure the waste.
  • the radioactive period does not depend on the mass of material considered.
  • Each pure radionuclide has a perfectly known period, its value can range from less than one thousandth of a second (eg Polonium 214: 0.16ms) to several billion years (eg Uranium 238: 4.5 billion years) going through all values Intermediates (Iodine 131: 5 days, Cesium 137: 30 years, Plutonium 239: 24,000 years, Uranium 235: 7 million years, etc.).
  • a radionuclide is transformed, by disintegration, into another nucleus that is called "daughter product"; either this nucleus of filiation is stable, or it is also radioactive and disintegrates in turn ... and so on until a stable nucleus forms.
  • An initial short-lived nucleus may very well have long-life filiation products. It is then the period of these that we retain.
  • the classification following the activity reflects the technical precautions that it is necessary to take in terms of radiation protection; the ranking according to the period reflects the duration of the nuisance
  • VL "long life”
  • Radioisotopes will be all the more dangerous because they are highly radioactive, have chemical toxicity, and can easily pass into the environment.
  • Radioactive waste that requires elaborate and specific protection measures are HAVL waste.
  • the activity of this waste is usually sufficient to cause burns if you stay exposed too long.
  • This waste HAVL are mainly from spent fuel nuclear power plants.
  • HAVL waste storage in “basement” that is to say at depths, for example, not exceeding 5 m underground, and in monitored locations, provides access waste in the event of future recycling.
  • Fire is a natural element eminently destructive, and HAVL waste storage means in the basement must be able to resist at least temporarily.
  • WO 201 1/026976 discloses a package of radioactive waste comprising two layers covering the waste.
  • the package comprises: an outer layer comprising a mixture of liquefied micronized plastics and a micronized iron oxide powder; an inner layer of vitrified materials.
  • the outer layer is 2-3mm.
  • the outer layer has an adsorbing power of the rays coming from the outside.
  • the package may also include an additional plastic coating for protection against water.
  • the outer layer is resistant to radiation and heat, but it certainly does not resist firing.
  • Steel storage drums are also known and widespread on the market in various forms.
  • the drums often used for long-term storage are the drums comprising a bottom, an outer wall and a lid, as well as means for closing the lid on the outer wall.
  • An inner wall lead blocks some of the gamma radiation from the waste.
  • Such drums do not withstand high temperatures.
  • An object of the present invention is to increase the security of a radioactive waste container, more particularly to increase the resistance to high temperatures, for storage on the surface or in the basement and risk of fire associated.
  • a radioactive waste container comprising a steel outer wall, a steel inner wall, a lead layer located between the two steel walls, a steel bottom, a cover of steel, a volume of quartz sand located inside the container, at least one inner container / cassette / box / encircled / covered at least partially by the volume of quartz sand and radioactive waste located inside the container.
  • the container comprises, as the existing drums, an outer wall and a layer of lead. It is distinguished by a steel inner wall in contact on one side with the lead layer and on the other side with a layer of quartz sand, itself in contact with the wall of the container. Confining the lead in the space between the double wall steel ensures good radiation protection, even at temperatures above the melting point of lead.
  • the quartz sand layer and the lead layer will enhance the resistance to high temperatures and will ensure the integrity of the container even at very high temperatures.
  • the lead layer and the quartz sand layer will increase the temperature resistance and guarantee the integrity of the container even at very high temperatures for a period of time.
  • Lead according to its purity has a melting temperature of about 320 ° C and a boiling temperature of about 1700 ° C.
  • the quartz sands according to their purity have a melting temperature of 1300-1600 ° C and a boiling point of the order of 2000 ° C.
  • the lead layer is of a thickness of between 25 mm and 50 mm.
  • the layer of quartz sand between the container and the inner wall of steel preferably has a thickness of at least 2 cm, preferably at least 3 cm.
  • the maximum thickness of the sand layer is preferably less than 10 cm, more preferably less than 8 cm and in particular less than 6 cm.
  • the outer wall comprises a pressure relief valve.
  • the valve will allow the evacuation of gases from the fusion / boiling of the lead contained in the space between the double wall of steel.
  • the inner container is preferably made of stainless steel.
  • the stainless steel inner container will not melt to a melting temperature of 1535 ° C.
  • the stainless steel inner container may contain low-level radioactive waste.
  • the inner container is ceramic.
  • the ceramic inner container is very interesting for its resistance at a temperature of 1400 ° C.
  • the ceramic inner container may contain highly radioactive waste.
  • the cover comprises a steel outer wall, an inner wall of steel and a lead layer contained between the two steel walls.
  • the bottom comprises a steel outer wall, a steel inner wall and a lead layer contained between the two steel walls.
  • the inner container may comprise a removable cap.
  • the inner container with the cap will completely isolate the radioactive waste.
  • the container may comprise an inner rack with one or more compartments, the container or containers being disposed in said inner rack.
  • the rack facilitates the arrangement of several containers inside the container.
  • the interior rack may include one or more doors providing easy access to the compartment (s).
  • the inner rack preferably comprises one or more centering means and / or one or more gripping means.
  • the interior rack may include one or more holes to allow the sand to fill the space between the containers and the rack.
  • the steel is stainless steel, preferably type 316L steel.
  • the composition of stainless steels may alternatively be that of other stainless steels used in the nuclear industry or also in other industries, for example in the marine field or in the field of secure closures of a dwelling.
  • the container further comprises a layer of plastics coating the radioactive waste in the inner container.
  • the plastic layer blocks an additional portion of the radioactive radiation.
  • the container preferably comprises an outer rubber envelope covering the outer wall.
  • Fig. 1 is a sectional view of a container according to the invention and in a first embodiment
  • Fig. 2 is a sectional view of a container according to the invention and in a second embodiment.
  • FIG. 1 illustrates a container 10 for radioactive waste according to a first embodiment of the invention.
  • the container 10 for radioactive waste comprises an outer wall 12 of steel, an inner wall 14 made of steel, a lead layer 16 contained between the two steel walls 12 and 14, a bottom 18 made of steel, a cover 20 made of steel, a volume 22 of quartz sand inside the container and at least one inner container / cassette / box 24i and 24 2 coated / circled / covered at least partially by the volume of quartz sand 22 (represented by crosses in the image).
  • the radioactive waste 26 is located inside the container 24.
  • bottom 18 and lid 20 of the container 10 is meant that once assembled the inner wall, the bottom 18 and the lid 20 of the container form an inner envelope of waste insulation 26.
  • This envelope interior defines an interior space in which are housed the containers 24i and 24 2 with the waste 26 and the quartz sand 22.
  • the bottom 18 of steel is a wall receiving the container and the outer and inner walls 12 and 14 which extend from the bottom 18 to the lid 20, around the container 24i and 24 2 .
  • the bottom forms a circular outline, it can alternatively form an oval, square or any polygonal shape.
  • the walls External and internal peripherals and the lid may be of corresponding or different shape.
  • the inner and outer walls 12 and 14 may be made for example by welding two steel sheets preliminarily rounded. The inner and outer walls 12 and 14 are welded at their lower edge on the bottom 18 of steel. Preliminarily molten lead or lead alloy is then poured between the inner and outer walls to form the lead layer 16. In case of fusion, the lead layer 16 does not spread inside the container. Furthermore, the bottom 18 may be flat or comprise particular shapes, for example for the positioning of the container or containers 24 1 and 24 2 .
  • the outer wall is of circular section with an outer diameter of between 500 mm and 1000 mm.
  • the container is from a height between the bottom and the lid of between 800 mm and 1500 mm.
  • the inner and outer walls 12 and 14 are of a thickness of between 3 mm and 10 mm and the lead layer 16 is of a thickness of between 25 mm and 50 mm.
  • the bottom 18 of steel and the steel cover may be of a thickness equal to more than twice, for example three times the value of the thickness of the inner and outer walls 12 and 14.
  • the container 10 comprises a circular ring 19 for fixing the cover 20 made of steel and mounted on the upper end of the outer and inner walls 12 and 14.
  • the fixing ring 19 comprises orifices for receiving bolts for fixing the lid. passing through corresponding holes on the cover 20 steel.
  • quartz sand silica sand with traces of different elements such as Al, Li, B, Fe, Mg, Ca, Ti, Rb, Na, OH. Quartz sand has the property of vitrifying after melting then hardening. Quartz sand with a low melting point will be chosen. The volume of glass thus formed can also block some of the radioactive radiation (for example with a premix of the quartz sand with a radiation absorbing material).
  • the outer wall 12 comprises a pressure relief valve 40.
  • the container 10 further comprises racking means 50 or rack / display comprising one or more superimposed compartments 52i and 52 2 receiving the two containers 24i and 24 2 .
  • the compartments each include a door (not shown) allowing easy access to the interior of the compartments.
  • the inner rack 50 comprises a bottom wall 53 in contact with the bottom 18 of the container 10, an upper wall 54, a cylindrical wall 56 extending between the lower and upper walls 53 and 54, and an intermediate wall. 58 forming a bearing between the lower and upper walls 52 and 54.
  • the first container 24i is disposed on the bottom wall 52 of the inner rack 50.
  • the second container 24 2 is deposited on the intermediate wall 58.
  • the side wall 56 comprises several holes or orifices 60.
  • the inner rack 50 is disposed inside the container before the quartz sand.
  • the holes 60 in the side wall 56 of the inner rack 50 allow the passage of quartz sand in the compartments 52i and 52i to surround and call the containers 24i and 24 2 .
  • the sand may also cover the containers 24 1 and 24 2 . It is noted that the sand could also be deposited beforehand under the container 24i.
  • the inner rack 50 may comprise vertical / horizontal / diagonal uprights, and trays connected to the uprights; the quartz sand can thus surround / coat the containers by passing through the uprights and trays.
  • the inner rack 50 is made of stainless steel.
  • the inner rack 50 comprises a second upper wall 54 'and a lead plate 70 disposed between the two upper walls 54 and 54'.
  • the inner containers 24 1 and 24 2 comprise a removable cap 28 1 and 28 2 as well as connecting means / flange (s) / clips / screws 30 1 and 30 2 of the removable cap to the container 24 1 and 24 2 .
  • the inner containers 24 1 and 24 2 comprise centering means and / or one or more gripping means / hook / eyelet (not shown), for example on the lid 20.
  • the container 10 comprises two inner containers 24i and 24 2 ceramic, preferably ceramic type ACA 997, more preferably special ceramic ACS 99.8LS 172.
  • the container 24i and 24 2 with its cap 28 1 and 28 2 has a height of between 250 mm and 300 mm.
  • the container 24 1 and 24 2 has a capacity of between 10 L and 20 L and is resistant to temperatures up to 1400 ° C.
  • the waste 26 placed in the container 24i and 24 2 are highly radioactive.
  • this embodiment is intended for the storage of long-lived medium and high-level radioactive waste, and in particular the non-upgraded final waste containing fission products and minor actinides, nuclear fuel ash.
  • the container 10 further comprises an outer casing of rubber / plastic / silicone 80 covering the outer wall 12.
  • the outer casing 80 of rubber is partially represented on the image at the lower zone of the container 10
  • the outer rubber cover 80 is made by dipping the container 10 in a liquefied rubber bath.
  • the outer shell 80 will prevent degradation of the container by water.
  • FIG. 2 illustrates a second embodiment of the container 10 seen in relation to FIG. 1. They will have in common the characteristics described in connection with the first embodiment of FIG.
  • the reference numbers of FIG. 2 are used in FIG. 1 for the corresponding elements, these numbers however being increased by 100 for the second embodiment illustrated in FIG. 2.
  • Specific reference numbers are used for a specific element, these numbers being between 100 and 200.
  • the container comprises a single inner container 124.
  • the inner container 124 is placed in a single compartment 152 of the inner rack 150.
  • the inner container 124 is made of stainless steel.
  • the inner container 124 with its cap 128 has a height of between 500 mm and 1000 mm.
  • the inner container 124 has a capacity of between 50 L and 350 L.
  • the waste 126 located in the inner vessel 124 are weakly radioactive.
  • waste is metal structures of fuel elements, resulting from the operation of the reactor, used gloves, protective suits, irradiated tools, hulls, tips, radioactive residues that may pose problems of chemical toxicity if Uranium is present along with other otherwise toxic products such as lead, arsenic, mercury, etc., radioactive waste from the medical sector and whose half-life is less than 100 days.
  • the container 100 also comprises a plastic layer 190, preferably a low density polymer, covering the radioactive waste in the inner container 124.
  • the plastic may be liquefied and mixed beforehand. with a charge and / or come from several low / high density polymers.

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Abstract

L'invention consiste un conteneur pour déchets radioactifs comprenant une paroi externe en acier, une paroi interne en acier, une couche de plomb située entre les deux parois en acier, un fond en acier, un couvercle en acier, un volume de sable de quartz situé à l'intérieur du conteneur, au moins un récipient/cassette/boîte intérieur enrobé/entouré/recouvert du moins partiellement parle volume de sable de quartz; et des déchets radioactifs situés à l'intérieur du récipient. Le conteneur intérieur peut être en acier et peut contenir des déchets faiblement radioactifs. Alternativement, le ou les récipients peuvent être en matériau céramique et peuvent contenir des déchets hautement radioactifs. Dans un mode de réalisation préféré, le conteneur comprend un rack intérieur dans lequel sont posés les récipients intérieurs.

Description

CONTENEUR POUR DECHETS RADIOACTIFS DE FAIBLE A HAUTE
ACTIVITE ET A VIE LONGUE
Domaine technique
[0001 ] La présente invention concerne le domaine du stockage de déchets radioactifs de vie longue. Plus précisément, la présente invention concerne un conteneur de stockage de déchets radioactifs de faible à haute activité et à vie longue.
Etat de la technique
[0002] On appelle déchet radioactif toute matière radioactive qui ne peut plus être ni recyclée, ni réutilisée par l'homme.
[0003] Les déchets nucléaires sont d'origines et de natures très diverses. Il s'agit par exemple d'éléments contenus dans le combustible usé des centrales nucléaires, hormis l'Uranium et le Plutonium contenus dans ce dernier, les éléments radioactifs à usage médical, industriel, ou de matériaux mis en contact d'éléments radioactifs.
[0004] Deux paramètres permettent d'appréhender le risque qu'ils présentent :
- La radioactivité traduit la toxicité du déchet y compris son impact potentiel sur l'homme et l'environnement.
- La durée de vie permet de définir la durée de leur nuisance potentielle.
[0005] 90% des déchets radioactifs sont des déchets faiblement radioactifs et de vie dite courte. Le choix et leur mode de gestion ont été faits il y a déjà plusieurs dizaines d'années, par la mise en place, à l'échelle industrielle, de centres de stockage de surface.
[0006] Pour les 10% restants, les déchets moyennement et hautement radioactifs, dits de vie longue, le choix d'un mode de gestion à long terme n'a pas encore été arrêté. Ils sont aujourd'hui industriellement entreposés en surface, en toute sûreté et pour plusieurs décennies, dans des bâtiments spécialement aménagés sur leurs sites de production.
[0007] La gestion des déchets se définit comme suit : -La séparation poussée et la transmutation des déchets avec l'objectif de trier et de transformer certains déchets à vie longue en d'autres déchets, moins toxiques et à durée de vie plus courte. Cette voie permet une diminution de la nocivité à long terme des déchets.
-Le stockage en formation géologique profonde avec l'objectif de mettre au point des dispositifs et des technologies de stockage définis en sous- sol, en privilégiant les concepts permettant la réversibilité.
[0008] Les procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface ou en sous-sol, dont l'objectif est de mettre au point les conditionnements des déchets radioactifs et leurs modalités d'entreposage de longue durée, en garantissant la protection de l'homme et de l'environnement avec des solutions complémentaires à celles déjà existantes, permettent de sécuriser encore davantage les déchets.
[0009] Le classement des déchets radioactifs est fait selon deux critères. a) Leur activité, soit le nombre de désintégrations nucléaires qui se produisent chaque seconde en leur sein. L'activité se mesure en becquerels (1 Bq = 1 désintégration par seconde) pour une masse de 1 kg de la substance.
[0010] Ci-dessous quelques exemples :
1 kg d'eau de pluie : de l'ordre de 1 BQ (radioactivité naturelle)
1 kg de sol granitique : de l'ordre de 10 OOOBq (radioactivité naturelle)
1 kg de minerai d'Uranium : de l'ordre de 105Bq (radioactivité naturelle)
1 kg de combustible usé venant d'être déchargé * : de l'ordre de 1014Bq.
* L'activité décroît avec le temps. Au bout de 10 ans, l'activité du combustible a diminué d'un facteur de 6 environ. b) Leur période de décroissance radioactive ou, en raccourci, leur « période » qui est par définition le temps nécessaire pour que l'activité de la substance diminue de moitié.
[001 1 ] La période radioactive ne dépend pas de la masse de matière considérée. Chaque radionucléide pur a une période parfaitement connue, sa valeur peut aller de moins d'un millième de seconde (par exemple le Polonium 214 : 0,16ms) à plusieurs milliards d'années (par exemple l'Uranium 238 : 4,5 milliards d'années) en passant par toutes les valeurs intermédiaires (Iode 131 : 5 jours, Césium 137 : 30 ans, Plutonium 239 : 24 OOOans, Uranium 235 : 7 millions d'années, etc ....).
[0012] Si la substance est mélangée, on prend, comme valeur de la période radioactivité, la plus longue parmi celles de tous les radionucléides présents.
[0013] Un radionucléide se transforme, par désintégration, en un autre noyau que l'on appelle « produit de filiation »; ou bien ce noyau de filiation est stable, ou bien il est lui aussi radioactif et se désintègre à son tour ... et ainsi de suite jusqu'à ce que se forme un noyau stable.
[0014] Un noyau initial à vie courte peut très bien avoir des produits de filiation à vie longue. C'est alors la période de ces derniers que l'on retient.
[0015] Dès deux critères « activité » et « période », le classement suivant l'activité reflète les précautions techniques qu'il est nécessaire de prendre en terme de radioprotection ; le classement suivant la période reflète la durée de la nuisance
[0016] Pour le critère d'activité, les déchets sont appelés :
- de « très faible activité » (TFA) si leur niveau d'activité est inférieur à cent becquerels par gramme (ordre de grandeur de la radioactivité naturelle)
- de « faible activité » (FA) si leur niveau d'activité est compris entre quelques dizaines de becquerels par gramme et quelques centaines de milliers de becquerels par gramme et dont la teneur en radionucléides est suffisamment faible pour ne pas exiger de protection pendant les opérations normales de manutention et de transport.
- de « moyenne activité » (MA) si leur niveau d'activité est d'environ un million à un milliard de becquerels par gramme (1 MBq/gr à & GBq /gr).
- de « haute activité » (HA) si leur niveau d'activité est de l'ordre de plusieurs milliards de becquerels par gramme (GB/gr), niveau pour lesquels la puissance spécifique est de l'ordre du watt par kilogramme, d'où la désignation de ces déchets « chauds ». [0017] Pour le critère de période, les déchets sont appelés :
- de « vie très courte », si leur période est inférieure à 100 jours, (ce qui permet de les gérer par décroissance radioactive pour le traiter après quelques années comme un déchet industriel normal).
- de « vie courte » (VC), si leur radioactivité provient essentiellement de radionucléides qui ont une période de moins de 31 ans (ce qui assure sa disparition à une échelle historique de quelques siècles)
- de « vie longue » (VL), s'ils contiennent une importante quantité de radionucléides dont la période dépasse 31 ans (ce qui impose une gestion du confinement et de la dilution compatible avec des échelles de temps géologiques)
[0018] D'une manière générale, au bout de dix fois la demi-vie d'un radionucléide, son activité a été divisée par 1024, ce qui le fait passer d'une catégorie d'activité à l'autre. Ainsi au bout de 310 ans, des déchets de « moyenne activité à vie courte » n'ont plus qu'une activité de type « faible activité à vie courte » et trois siècles supplémentaires les feront passer dans la catégorie « très faible activité ».
[0019] D'autres critères de classification font intervenir la dangerosité chimique et la nature physico- chimique des déchets. Des radio-isotopes seront d'autant plus dangereux qu'ils sont fortement radiotoxiques, qu'ils présentent une toxicité chimique, et qu'ils peuvent facilement passer dans l'environnement.
[0020] Les déchets radioactifs qui nécessitent des mesures de protection élaborées et spécifiques sont des déchets HAVL. L'activité de ces déchets est généralement suffisante pour provoquer des brûlures si on y reste trop longtemps exposé.
[0021 ] Ces déchets HAVL sont principalement issus du combustible usé des centrales nucléaires.
[0022] Par commodité, et dû à la gravité des conséquences sur l'homme des déchets à haute activité (HA), il pourrait aujourd'hui être imposé, selon le principe de précaution, de fonder la radioprotection de ces déchets HA sur des dispositifs de confinement géologique. Ces déchets radioactifs se verraient stockés en couche géologique profonde et de façon définitive. Toutefois, bien que leur radioactivité reste notable pendant des centaines de milliers, voire millions d'année, cela serait sans compter sur le fait que ces déchets se transformeront avec le temps en déchets de « faible activité vie longue » donc n'imposant plus cette précaution. Par ailleurs, rien à ce jour ne peut garantir l'étanchéité de conteneurs, quels qu'ils soient, ainsi que la stabilité des roches sur des durées aussi longue. Par conséquent, la radioactivité remonterait inévitablement à la surface en contaminant de façon incontrôlable les éléments vitaux (eau, sols, etc..) sur de très vastes territoires.
[0023] L'option alternative de stockage des déchets HAVL en « sous-sol » c'est- à-dire à des profondeurs, par exemple, ne dépassants pas 5 m sous terre, et dans des endroits surveillés, permet d'accéder facilement aux déchets dans le cas d'un recyclage future.
[0024] Dans l'option alternative de stockage de longue durée en sous-sol, il est tenu de prendre en compte les risques que peuvent présenter les éléments naturels sur les moyens de stockage utilisés.
[0025] Le feu est un élément naturel éminemment destructeur, et les moyens de stockage des déchets HAVL en sous-sol doivent pouvoir y résister au moins temporairement.
[0026] Le document WO 201 1/026976 divulgue un colis de déchets radioactifs comprenant deux couches recouvrant les déchets. Le colis comprend : une couche externe comprenant un mélange de matières plastiques micronisées liquéfiés et une poudre d'oxydes de fer micronisé ; une couche interne de matériaux vitrifiés. La couche externe est de 2-3mm. La couche externe a un pouvoir d'adsorption des rayons venant de l'extérieur. Le colis peut aussi comprendre un enrobage supplémentaire en plastique pour une protection contre l'eau. La couche externe résiste au rayonnement et à la chaleur, elle ne résiste cependant certainement pas à la mise au feu.
[0027] Les fûts de stockage en acier sont aussi connus et répandus sur le marché sous diverses formes. Les fûts souvent utilisés pour le stockage de longue durée sont les fûts comprenant un fond, une paroi externe et un couvercle, ainsi que des moyens de fermeture du couvercle sur la paroi externe. Une paroi interne en plomb bloque une partie du rayonnement gamma des déchets. De tels fûts ne résistent cependant pas à de hautes températures.
Objet de l'invention
[0028] Un objectif de la présente invention est d'augmenter la sécurisation d'un conteneur de déchets radioactifs, plus particulièrement d'augmenter la résistance à de hautes températures, en vue de son stockage en surface ou en sous-sol et au risque de feu associé.
Description générale de l'invention
[0029] Conformément l'invention, cet objectif est atteint par un conteneur pour déchets radioactifs comprenant une paroi externe en acier, une paroi interne en acier, une couche de plomb située entre les deux parois en acier, un fond en acier, un couvercle en acier, un volume de sable de quartz situé à l'intérieur du conteneur, au moins un(e) récipient/cassette/boîte intérieur(e) enrobé(e) /entouré(e) /recouvert(e) du moins partiellement par le volume de sable de quartz et des déchets radioactifs situés à l'intérieur du récipient.
[0030] Les produits sécurisés contre le feu doivent prouver une réaction au feu (pas d'enflammement) et une résistance au feu (leur stabilité pendant une durée). L'acier ne s'enflamme pas et la résistance au feu d'une paroi en acier augmentera avec son épaisseur. Dans la présente invention, le conteneur comprend comme les fûts existants une paroi externe et une couche de plomb. Il se distingue par une paroi interne en acier en contact d'un côté avec la couche plomb et de l'autre côté avec une couche de sable de quartz, elle-même en contact avec la paroi du récipient. Le fait de confiner le plomb dans l'espace entre la double paroi d'acier permet de garantir une bonne protection contre les radiations, même à des températures supérieures au point de fusion du plomb.
[0031 ] La couche de sable de quartz et la couche de plomb renforceront la résistance à des hautes températures et permettront de garantir l'intégrité du conteneur même à des très hautes températures.
[0032] Cet effet surprenant provient du fait que le plomb et le sable de quartz, pris en sandwich entre la paroi externe et interne en acier et la paroi interne et la paroi du récipient, va fondre lentement en absorbant un important apport d'énergie calorifique. La température de la couche de plomb, respectivement de sable, en partie en fusion, en partie à l'état solide, ne va pas monter au-delà de la température de fusion du plomb respectivement du sable de quartz et ce tant qu'il restera du plomb respectivement du sable de quartz à l'état solide. Il y aura donc deux paliers de températures, le premier à la température de fusion du plomb et le deuxième à la température de fusion du sable quartz.
[0033] Par conséquent, la couche de plomb et la couche de sable de quartz augmenteront la résistance à la température et garantiront l'intégrité du conteneur même à des températures très élevées pendant un certain temps.
[0034] Le plomb selon sa pureté a une température de fusion d'environ 320°C et une température d'ébullition de l'ordre de 1700°C.Les sables de quartz selon leur pureté ont une température de fusion de 1300-1600°C et une température d'ébullition de l'ordre de 2000°C.
[0035] Selon un mode avantageux de l'invention, la couche de plomb est d'une épaisseur comprise entre 25 mm et 50 mm. La couche de sable de quartz entre le récipient et la paroi interne en acier a de préférence une épaisseur d'au moins 2 cm, préférentiellement d'au moins 3 cm. L'épaisseur maximale de la couche de sable est de préférence inférieure à 10 cm, de manière plus préférée moins de 8 cm et en particulier moins de 6 cm.
[0036] Selon un mode avantageux de réalisation, la paroi externe comprend une soupape de surpression. La soupape permettra l'évacuation des gaz provenant de la fusion / ébullition du plomb contenu dans l'espace entre la double paroi d'acier..
[0037] Le récipient intérieur est de préférence en acier inoxydable. Le récipient intérieur en acier inoxydable ne fondera pas jusqu'à une température de fusion de 1535 °C.
[0038] Le récipient intérieur en acier inoxydable pourra contenir des déchets faiblement radioactifs.
[0039] Selon un autre mode de réalisation préféré, le récipient intérieur est en céramique. Le récipient intérieur en céramique est très intéressant par sa résistance à une température de 1400°C. [0040] Le récipient intérieur en céramique pourra contenir des déchets hautement radioactifs.
[0041 ] Selon un mode de réalisation avantageux, le couvercle comporte une paroi externe en acier, une paroi interne en acier et une couche de plomb contenue entre les deux parois en acier. Selon un mode de réalisation, le fond comporte une paroi externe en acier, une paroi interne en acier et une couche de plomb contenue entre les deux parois en acier. Le couvercle et le cas échéant le fond ainsi réalisé peuvent bloquer une partie du rayonnement gamma des déchets.
[0042] Le récipient intérieur pourra comprend un chapeau amovible. Le récipient intérieur avec le chapeau isolera entièrement les déchets radioactifs.
[0043] Le conteneur peut comprendre un rack intérieur avec un ou plusieurs compartiments, le ou les récipients étant disposés dans ledit rack intérieur. Le rack facilite l'agencement de plusieurs récipients à l'intérieur du conteneur. Le rack intérieur peut comprendre une ou plusieurs portes donnant un accès facile au(x) compartiment(s).
[0044] Le rack intérieur comprend de préférence un ou plusieurs moyens de centrage et/ou un ou des moyens de préhension. Par ailleurs, le rack intérieur peut comprendre un ou plusieurs trous afin de permettre au sable de remplir l'espace entre les récipients et le rack.
[0045] Selon un autre mode de réalisation préféré, l'acier est de l'acier inoxydable, préférentiellement de l'acier du type 316L. La composition des aciers inoxydables peut alternativement être celle d'autres aciers inoxydables employés dans l'industrie nucléaire ou bien aussi dans d'autres industries, par exemple dans le domaine marin ou dans le domaine de fermetures sécurisées d'une habitation.
[0046] Selon un mode avantageux de réalisation, le conteneur comporte, en outre, une couche de matières plastiques enrobant les déchets radioactifs dans le conteneur intérieur. La couche de plastique bloque une partie supplémentaire du rayonnement radioactif. [0047] Le conteneur comprend, de préférence, une enveloppe extérieure en caoutchouc recouvrant la paroi externe.
Brève description des dessins
[0048] D'autres particularités et caractéristiques de l'invention ressortiront de la description détaillée de quelques modes de réalisation avantageux présentés ci- dessous, à titre d'illustration, en se référant aux dessins annexés. Ceux-ci montrent:
Fig. 1 est une vue en coupe d'un conteneur conforme à l'invention et dans un premier mode de réalisation ;
Fig. 2: est une vue en coupe d'un conteneur conforme à l'invention et dans un deuxième mode de réalisation.
Description d'une exécution préférée
[0049] La figure 1 illustre un conteneur 10 pour déchets radioactifs selon un premier mode de réalisation de l'invention. Le conteneur 10 pour déchets radioactifs comprend une paroi externe 12 en acier, une paroi interne 14 en acier, une couche de plomb 16 contenue entre les deux parois en acier 12 et 14, un fond 18 en acier, un couvercle 20 en acier, un volume 22 de sable de quartz situé à l'intérieur du conteneur et au moins un(e) récipient/cassette/boîte intérieur(e) 24i et 242 enrobé(e)/entouré(e)/recouvert(e) du moins partiellement par le volume de sable de quartz 22 (représenté par des croix sur l'image). Les déchets radioactifs 26 sont situés à l'intérieur du récipient 24.
[0050] Par paroi interne 14, fond 18 et couvercle 20 du conteneur 10, on entend qu'une fois assemblés la paroi interne, le fond 18 et le couvercle 20 du conteneur forment une enveloppe intérieure d'isolation des déchets 26. Cette enveloppe intérieure définit un espace intérieur dans lequel sont logés les récipients 24i et 242 avec les déchets 26 ainsi que le sable de quartz 22.
[0051 ] Le fond 18 en acier est une paroi recevant le récipient et les parois externe et interne 12 et 14 qui s'étendent du fond 18 jusqu'au couvercle 20, autour du récipient 24i et 242. Le fond forme un contour circulaire, il peut alternativement former un contour ovale, carré ou de toute forme polygonale. Les parois périphériques externe et interne et le couvercle peuvent être de forme correspondante ou différente.
[0052] Les parois interne et externe 12 et 14 peuvent être réalisées par exemple par soudage de deux tôles d'acier préliminairement arrondies. Les parois interne et externe 12 et 14 sont soudées au niveau de leur bord inférieur sur le fond 18 en acier. Du plomb ou un alliage de plomb préliminairement fondu est ensuite coulé entre les parois interne et externe pour former la couche 16 de plomb. En cas de fusion, la couche 16 de plomb ne se répand pas à l'intérieur du container. Par ailleurs, le fond 18 peut être plat ou bien comprendre des formes particulières par exemple pour le positionnement du ou des récipients 24i et 242.
[0053] La paroi externe est de section circulaire d'un diamètre extérieur compris entre 500 mm et 1000 mm. Le conteneur est d'une hauteur entre le fond et le couvercle comprise entre 800 mm et 1500 mm.
[0054] Les parois interne et externe 12 et 14 sont d'une épaisseur comprise entre 3 mm et 10 mm et la couche 16 de plomb est d'une épaisseur comprise entre 25 mm et 50 mm.
[0055] Le fond 18 en acier et le couvercle en acier peuvent être d'une épaisseur égale à plus de deux fois, par exemple trois fois la valeur de l'épaisseur des parois interne et externe 12 et 14.
[0056] Le conteneur 10 comprend une bague circulaire 19 de fixation du couvercle 20 en acier et rapporté sur l'extrémité supérieure des parois externe et interne 12 et 14. La bague 19 de fixation comprend des orifices pour recevoir des boulons de fixation du couvercle passant dans des orifices correspondant sur le couvercle 20 en acier.
[0057] Par sable de quartz, on entend sable de silice avec des traces de différents éléments tels que Al, Li, B, Fe, Mg, Ca, Ti, Rb, Na, OH. Le sable de quartz a la propriété de se vitrifier après fusion puis durcissement. On choisira un sable quartz avec un point de fusion faible. Le volume de verre ainsi formée peut aussi bloquer une partie du rayonnement radioactif (par exemple avec un mélange préalable du sable de quartz avec un matériau absorbant les radiations).
[0058] La paroi externe 12 comprend une soupape de surpression 40. Outre l'évacuation des gaz émanés en cas de fusion de la couche 16 de plomb. [0059] Le conteneur 10 comprend, en outre, un moyen de rayonnage 50 ou rack/étalage comprenant un ou plusieurs compartiments superposés 52i et 522 recevant les deux récipients 24i et 242. Les compartiments comprennent chacun une porte (non représentée) permettant un accès facile à l'intérieur des compartiments.
[0060] Le rack intérieur 50 comprend une paroi inférieure 53 en contact avec le fond 18 du conteneur 10, une paroi supérieure 54, une paroi cylindrique 56 s'étendant entre les parois inférieure et supérieure 53 et 54, ainsi qu'une paroi intermédiaire 58 formant un palier entre les parois inférieure et supérieure 52 et 54.
[0061 ] Le premier récipient 24i est disposé sur la paroi inférieure 52 du rack intérieur 50. Le deuxième récipient 242 est déposé sur la paroi intermédiaire 58. La paroi latérale 56 comprend plusieurs trous ou orifices 60.
[0062] Le rack intérieur 50 est disposé à l'intérieur du conteneur avant le sable de quartz. Les trous 60 dans la paroi latérale 56 du rack intérieur 50 permettent le passage de sable de quartz dans les compartiments 52i et 52i pour entourer et caller les récipients 24i et 242. Selon la disposition des trous dans le rack intérieur 50, le sable peut aussi recouvrir les récipients 24i et 242. On note que le sable pourrait aussi préliminairement être déposé sous le récipient 24i . Alternativement, le rack intérieur 50 peut comprendre des montants verticaux /horizontaux/en diagonale, et des plateaux reliés aux montants ; le sable de quartz peut ainsi entourer/enrober les récipients en passant au travers des montants et des plateaux.
[0063] Le rack intérieur 50 est en acier inoxydable. Le rack intérieur 50 comprend une deuxième paroi supérieure 54' et une plaque de plomb 70 disposée entre les deux parois supérieures 54 et 54'.
[0064] Les récipients intérieurs 24i et 242 comprennent un chapeau amovible 28i et 282 ainsi que des moyens de liaison/bride(s)/clips/vis 30i et 302 du chapeau amovible au récipient 24i et 242.
[0065] Les récipients intérieurs 24i et 242 comprennent des moyens de centrage et/ou un ou des moyens de préhension/crochet/œillet (non représentés), par exemple sur le couvercle 20. [0066] Dans ce premier mode de réalisation, le conteneur 10 comprend deux récipients intérieurs 24i et 242 en céramique, préférentiellement en céramique du type ACA 997, plus préférentiellement en céramique spéciale ACS 99,8LS 172. Le récipient 24i et 242 avec son chapeau 28i et 282 est d'une hauteur comprise entre 250 mm et 300 mm. Le récipient 24i et 242 a une contenance d'une valeur comprise entre 10 L et 20 L et résiste à des températures jusqu'à 1400°C.
[0067] Les déchets 26 placés dans le récipient 24i et 242 sont hautement radioactifs. En particulier, ce mode de réalisation est prévu pour le stockage de déchets radioactifs de moyenne et haute activité à vie longue, et en particulier les déchets ultimes non valorisâmes qui contiennent des produits de fission et des actinides mineurs, cendres de combustible nucléaire.
[0068] Le conteneur 10 comprend, en outre, une enveloppe extérieure en caoutchouc/plastique/silicone 80 recouvrant la paroi externe 12. L'enveloppe extérieure 80 en caoutchouc est représentée partiellement sur l'image au niveau de la zone inférieure du conteneur 10. L'enveloppe extérieure 80 en caoutchouc est réalisée en plongeant le conteneur 10 dans un bain de caoutchouc liquéfié. L'enveloppe extérieure 80 empêchera la dégradation du conteneur par l'eau.
[0069] La figure 2 illustre un deuxième mode de réalisation du conteneur 10 vu en relation avec la figure 1 . Elles auront en commun les caractéristiques décrites en relation avec le premier mode de réalisation de la figure 1 . Les numéros de référence de la figure 2 sont utilisés à la figure 1 pour les éléments correspondants, ces numéros étant toutefois majorés de 100 pour le deuxième mode de réalisation illustré à la figure 2. Des numéros de référence spécifiques sont utilisés pour un élément spécifique, ces numéros étant compris entre 100 et 200.
[0070] Dans ce deuxième mode de réalisation, le conteneur comprend un unique récipient intérieur 124. Le récipient intérieur 124 est posé dans un unique compartiment 152 du rack intérieur 150. Le récipient intérieur 124 est en acier inoxydable. Le récipient intérieur 124 avec son chapeau 128 est d'une hauteur comprise entre 500 mm et 1000 mm. Le récipient intérieur 124 a une contenance d'une valeur comprise entre 50 L et 350 L. [0071 ] Les déchets 126 situés dans le récipient intérieur 124 sont faiblement radioactifs. Par exemple, les déchets sont des structures métalliques des éléments combustibles, résultant de l'exploitation du réacteur, les gants usagés, combinaisons de protection, outils irradiés, coques, embouts, résidus radioactifs miniers pouvant poser des problèmes de toxicité chimique si de l'uranium est présent avec d'autres produits par ailleurs toxiques tels que le plomb, l'arsenic, le mercure etc ., les déchets radioactifs du secteur médical et dont la période radioactive est inférieure à 100 jours.
[0072] Dans le mode de réalisation de l'invention ici présenté, le conteneur 100 comprend aussi une couche de plastique 190, préférentiellement un polymère basse densité, recouvrant les déchets radioactifs dans le conteneur intérieur 124. Le plastique peut être préalablement liquéfié et mixé avec une charge et/ou provenir de plusieurs polymères basse/haute densité.
Légende:
10, 100 Conteneur
12, 1 12 Paroi externe en acier
14, 1 14 Paroi interne en acier
16,1 16 Couche de plomb
18, 1 18 Fond
19, 1 19 Bague
20, 120 Couvercle
22, 122 Volume de sable de quartz
24! , 242, 124 Récipient intérieur
26, 126 Déchets radioactifs
28ι , 282, 128 Chapeau amovible
30ι , 302, 130 Moyens de liaison
40, 140 Soupape de surpression
50, 150 Moyen de rayonnage intérieur
52! , 522, 152 Compartiments
53, 153 Paroi inférieure
54, 154 Paroi supérieure
54\ , 154' Deuxième paroi supérieure
56, 156 Paroi cylindrique
58 Paroi intermédiaire
60, 160 Trous
70, 170 Plaque de plomb
80, 180 Enveloppe extérieure

Claims

Revendications
1 . Conteneur pour déchets radioactifs comprenant :
une paroi externe en acier
une paroi interne en acier
une couche de plomb située entre les deux parois en acier
un fond en acier
un couvercle en acier
un volume de sable de quartz situé à l'intérieur du conteneur
au moins un récipient intérieur enrobé du moins partiellement par le volume de sable de quartz
et des déchets radioactifs situés à l'intérieur du récipient.
2. Conteneur selon la revendication 1 , caractérisé en ce que la couche de sable de quartz entre le récipient et la paroi interne en acier a une épaisseur d'au moins 2 cm.
3. Conteneur selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que la paroi externe comprend une soupape de surpression.
4. Conteneur selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le récipient intérieur est en acier inoxydable.
5. Conteneur selon la revendication 4, caractérisé en ce que le récipient intérieur contient des déchets faiblement radioactifs.
6. Conteneur selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le récipient intérieur est en céramique.
7. Conteneur selon la revendication 6, caractérisé en ce que le récipient intérieur contient des déchets hautement radioactifs.
8. Conteneur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le couvercle comporte une paroi externe en acier, une paroi interne en acier et une couche de plomb située entre les deux parois en acier.
9. Conteneur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le fond comporte une paroi externe en acier, une paroi interne en acier et une couche de plomb située entre les deux parois en acier
10. Conteneur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le récipient intérieur comprend un chapeau amovible.
1 1 . Conteneur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comporte un rack intérieur comprenant un ou plusieurs compartiments, le ou les récipients étant disposés dans ledit rack intérieur.
12. Conteneur selon la revendication 1 1 , caractérisé en ce que le rack intérieur comprend une ou plusieurs portes donnant accès au(x) compartiment(s).
13. Conteneur selon la revendication 1 1 ou 12, caractérisé en ce que le rack intérieur comprend un ou plusieurs moyens de centrage et/ou un ou des moyens de préhension.
14. Conteneur selon l'une des revendications 1 1 à 13, caractérisé en ce que le rack intérieur comprend un ou plusieurs trous.
15. Conteneur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'acier est de l'acier inoxydable, préférentiellement en acier du type 316L.
16. Conteneur selon au moins une des revendications précédentes, comportant, en outre, une couche de plastique enrobant les déchets radioactifs dans le conteneur intérieur.
17. Conteneur selon l'une des revendications précédentes, comprenant, en outre, une enveloppe extérieure en caoutchouc recouvrant la paroi externe.
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LU502319B1 (en) 2022-06-20 2023-12-20 Global Tele Marketing Gtm Sa Radiation and impact-protected radioactive waste cask

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1500850A (fr) * 1966-06-10 1967-11-10 Commissariat Energie Atomique Récipient de transport d'effluents radioactifs
FR1568340A (fr) * 1968-03-29 1969-05-23
US3754141A (en) * 1972-07-12 1973-08-21 Atomic Energy Commission Shipping and storage container for high power density radioactive materials
GB2020626B (en) * 1978-05-15 1982-12-15 Hitachi Shipbuilding Eng Co Bag for enclosing a cask
HU179174B (en) * 1979-09-14 1982-08-28 Eroemue Es Halozattervezoe Process and apparatus for transferring and housing radioactive and/or other dangerous materials
US4666659A (en) * 1983-10-25 1987-05-19 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Shipping and storage container for spent nuclear fuel
US4535250A (en) * 1984-05-30 1985-08-13 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Container for radioactive materials
US4935943A (en) * 1984-08-30 1990-06-19 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Corrosion resistant storage container for radioactive material
US6489623B1 (en) * 2000-11-07 2002-12-03 Global Nuclear Fuel -- Americas, Llc Shipping container for radioactive materials and methods of fabrication
JP2006275730A (ja) * 2005-03-29 2006-10-12 Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd キャスクの構造
KR101123652B1 (ko) * 2006-06-30 2012-03-20 홀텍 인터내셔날, 인크. 하이레벨 폐기물을 저장하기 위한 장치, 시스템 및 방법
FR2925975B1 (fr) * 2007-12-26 2016-05-27 Areva Np Conteneur de transport pour assemblage de combustible nucleaire, et procede de transport d'un assemblage de combustible nucleaire
US9672948B2 (en) * 2009-04-28 2017-06-06 Holtec International, Inc. Cask apparatus, system and method for transporting and/or storing high level waste
LU91605B1 (fr) 2009-09-07 2011-03-08 Terra Nobilis S A Procédé de sécurisation du stockage de déchets radioactifs de longue vie.
CN201904094U (zh) * 2010-11-19 2011-07-20 成都中核高通同位素股份有限公司 γ刀放射源运输容器
US9018432B2 (en) * 2012-10-25 2015-04-28 Barnhardt Manufacturing Company Processing radioactive waste for shipment and storage
US9865366B2 (en) * 2014-07-10 2018-01-09 Energysolutions, Llc Shielded packaging system for radioactive waste
CN104575648B (zh) * 2014-12-24 2017-05-03 中国原子能科学研究院 一种用于快堆mox燃料组件的运输容器
WO2016179297A1 (fr) * 2015-05-04 2016-11-10 Holtec International Panier de combustible pour un combustible nucléaire irradié et conteneur mettant en œuvre ce dernier
US10878972B2 (en) * 2019-02-21 2020-12-29 Deep Isolation, Inc. Hazardous material repository systems and methods

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