EP3607561B1 - 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 Download PDF

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EP3607561B1
EP3607561B1 EP18715703.7A EP18715703A EP3607561B1 EP 3607561 B1 EP3607561 B1 EP 3607561B1 EP 18715703 A EP18715703 A EP 18715703A EP 3607561 B1 EP3607561 B1 EP 3607561B1
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EP
European Patent Office
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container
steel
wall
radioactive waste
waste
Prior art date
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Active
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EP18715703.7A
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German (de)
English (en)
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EP3607561A1 (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
Application filed by Global Tele Marketing Gtm SA filed Critical Global Tele Marketing Gtm SA
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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 the storage of long-lived radioactive waste. More specifically, the present invention relates to a long-lived, low to high activity radioactive waste storage container.
  • Radioactive waste is any radioactive material that can no longer be recycled or reused by humans.
  • Nuclear waste comes from very diverse origins and natures. These are, for example, elements contained in the spent fuel of nuclear power plants, apart from the Uranium and Plutonium contained in the latter, radioactive elements for medical or industrial use, or materials brought into contact with radioactive elements.
  • radioactive waste is low-level radioactive waste with a so-called short life.
  • the choice and their management method were made several decades ago, by setting up surface storage centers on an industrial scale.
  • the conditioning and long-term storage processes on the surface or underground the objective of which is to perfect the conditioning of radioactive waste and their long-term storage methods, while guaranteeing the protection of the people and the environment with solutions that complement those already in existence, making waste even more secure.
  • the half-life does not depend on the mass of material considered.
  • Each pure radionuclide has a perfectly known half-life, its value can range from less than a thousandth of a second (e.g. Polonium 214: 0.16ms) to several billion years (e.g. 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.).
  • the longest half-life of all the radionuclides present is taken as the value of the half-life.
  • a radionuclide is transformed, by disintegration, into another nucleus called a “daughter product”; either this nucleus of filiation is stable, or it is also radioactive and disintegrates in its turn ... and so on until a stable nucleus is formed.
  • a short-lived initial nucleus may well have long-lived daughter products. It is then the period of the latter that we retain.
  • the classification according to the activity reflects the technical precautions that it is necessary to take in terms of radiation protection; the classification according to the period reflects the duration of the nuisance
  • Radioisotopes will be all the more dangerous when they are highly radiotoxic, have chemical toxicity, and can easily pass into the environment.
  • Radioactive waste which requires elaborate and specific protection measures is HAVL waste.
  • the activity of these wastes is usually sufficient to cause burns if left exposed for too long.
  • This HAVL waste mainly comes from spent fuel from nuclear power plants.
  • HAVL waste "underground”, that is to say at depths, for example, not exceeding 5 m underground, and in supervised places, allows easy access to the waste. in the event of future recycling.
  • Fire is an eminently destructive natural element, and the means of storing HAVL waste underground must be able to withstand it at least temporarily.
  • the document WO 2011/026976 discloses a radioactive waste package comprising two layers covering the waste.
  • the package comprises: an outer layer comprising a mixture of liquefied micronized plastics and a powder of micronized iron oxides; an internal layer of vitrified materials.
  • the outer layer is 2-3mm.
  • the outer layer has an adsorption capacity for 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, however it is certainly not resistant to ignition.
  • Drums are also known and prevalent in the market in various forms. Drums often used for long-term storage are drums comprising a bottom, an outer wall and a cover, as well as means for closing the cover on the outer wall. An internal wall lead blocks some of the gamma radiation from the waste. However, such drums do not withstand high temperatures.
  • An objective of the present invention is to increase the security of a radioactive waste container, more particularly to increase the resistance to high temperatures, with a view to its storage on the surface or in the basement and to the associated risk of fire. .
  • a container for radioactive waste comprising a steel outer wall, a steel inner wall, a lead layer located between the two steel walls, a steel bottom, a steel cover, a volume of quartz sand located inside the container, at least one container / cassette / inner box coated / surrounded / covered at least partially by the volume of quartz sand and radioactive waste located inside the container.
  • the container comprises, like the existing drums, an outer wall and a layer of lead. It is distinguished by an internal steel 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 steel wall ensures good radiation protection, even at temperatures above the melting point of lead.
  • the layer of quartz sand and the layer of lead will strengthen 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 ensure the integrity of the container even at very high temperatures for a while.
  • Lead according to its purity has a melting point of about 320 ° C and a boiling point of the order of 1700 ° C. Quartz sands according to their purity have a melting point of 1300-1600 ° C and a boiling point of the order of 2000 ° C.
  • the lead layer has a thickness of between 25 mm and 50 mm.
  • the layer of quartz sand between the container and the internal steel wall 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 resulting from the melting / boiling of the lead contained in the space between the double steel wall.
  • the inner container is preferably made of stainless steel.
  • the stainless steel inner pot 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 to a temperature of 1400 ° C.
  • the ceramic inner container may contain highly radioactive waste.
  • the cover comprises an external steel wall, an internal steel wall and a lead layer contained between the two steel walls.
  • the bottom comprises an outer wall of steel, an inner wall of steel and a layer of lead contained between the two walls of steel. The cover and, where appropriate, the bottom thus produced can block part of the gamma radiation of the waste.
  • the inner container may include a removable cap.
  • the inner container with the cap will fully isolate the radioactive waste.
  • the container may comprise an interior rack with one or more compartments, the receptacle (s) being arranged in said interior rack.
  • the rack facilitates the arrangement of several containers inside the container.
  • the interior rack may include one or more doors giving easy access to the compartment (s).
  • the interior rack preferably comprises one or more centering means and / or one or more gripping means. Furthermore, the interior rack may include one or more holes in order to allow the sand to fill the space between the containers and the rack.
  • the steel is stainless steel, preferably steel of the 316L type.
  • the composition of the stainless steels can 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 more of the radioactive radiation.
  • the container preferably comprises an outer rubber casing covering the outer wall.
  • the figure 1 illustrates a container 10 for radioactive waste according to a first embodiment of the invention.
  • the radioactive waste container 10 comprises an outer wall 12 of steel, an inner wall 14 of steel, a lead layer 16 contained between the two steel walls 12 and 14, a bottom 18 of steel, a cover 20 of steel, a volume 22 of quartz sand located inside the container and at least one container / cassette / inner box 24 1 and 24 2 coated / surrounded / 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 cover 20 of the container 10 By internal wall 14, bottom 18 and cover 20 of the container 10, it is meant that once the internal wall has been assembled, the bottom 18 and the cover 20 of the container form an internal envelope for isolating the waste 26.
  • This internal envelope defines a interior space in which the receptacles 24 1 and 24 2 are housed with the waste 26 as well as the quartz sand 22.
  • the steel bottom 18 is a wall receiving the container and the outer and inner walls 12 and 14 which extend from the bottom 18 to the cover 20, around the container 24 1 and 24 2 .
  • the background forms a circular contour, it can alternatively form an oval, square or any polygonal contour.
  • the walls external and internal peripherals and the cover can be of corresponding or different shape.
  • the internal and external walls 12 and 14 can be produced, for example, by welding two preliminary rounded steel sheets.
  • the inner and outer walls 12 and 14 are welded at their lower edge to the steel bottom 18.
  • Lead or a preloaded lead alloy is then poured between the inner and outer walls to form the lead layer 16.
  • the lead layer 16 does not spread inside the container.
  • the bottom 18 may be flat or else comprise particular shapes, for example for the positioning of the receptacle (s) 24 1 and 24 2 .
  • the outer wall has a circular section with an outer diameter of between 500 mm and 1000 mm.
  • the container has a height between the bottom and the lid of between 800 mm and 1500 mm.
  • the inner and outer walls 12 and 14 are between 3 mm and 10 mm thick and the lead layer 16 is between 25 mm and 50 mm thick.
  • the steel bottom 18 and the steel cover can be of a thickness equal to more than twice, for example three times the value of the thickness of the internal and external walls 12 and 14.
  • the container 10 comprises a circular ring 19 for fixing the cover 20 made of steel and attached to the upper end of the outer and inner walls 12 and 14.
  • the fixing ring 19 includes holes for receiving cover fixing bolts passing through holes. corresponding holes on the steel cover 20.
  • 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 and then hardening. We will choose a quartz sand with a low melting point. The volume of glass thus formed can also block part of the radioactive radiation (for example with a preliminary mixture of the quartz sand with a material absorbing the radiations).
  • the outer wall 12 comprises a pressure relief valve 40. In addition to the evacuation of the gases emanated in the event of melting of the layer 16 of lead.
  • the container 10 further comprises a shelving means 50 or rack / display comprising one or more superimposed compartments 52 1 and 52 2 receiving the two containers 24 1 and 24 2 .
  • the compartments each include a door (not shown) allowing easy access to the interior of the compartments.
  • the interior rack 50 comprises a lower 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, as well as an intermediate wall 58 forming a bearing between the lower and upper walls 52 and 54.
  • the first container 24 1 is arranged on the lower wall 52 of the interior rack 50.
  • the second container 24 2 is placed on the intermediate wall 58.
  • the side wall 56 comprises several holes or orifices 60.
  • the interior rack 50 is placed inside the container before the quartz sand.
  • the holes 60 in the side wall 56 of the interior rack 50 allow the passage of quartz sand into the compartments 52 1 and 52 1 to surround and call the containers 24 1 and 24 2 .
  • the sand can also cover the receptacles 24 1 and 24 2 . It should be noted that the sand could also first be deposited under the receptacle 24 1 .
  • the interior rack 50 may include vertical / horizontal / diagonal uprights, and trays connected to the uprights; the quartz sand can thus surround / coat the containers while passing through the uprights and the trays.
  • the interior rack 50 is made of stainless steel.
  • the interior rack 50 comprises a second upper wall 54 'and a lead plate 70 disposed between the two upper walls 54 and 54'.
  • the inner receptacles 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 receptacle 24 1 and 24 2 .
  • the inner receptacles 24 1 and 24 2 comprise centering means and / or one or more gripping means / hook / eyelet (not shown), for example on the cover 20.
  • the container 10 comprises two interior receptacles 24 1 and 24 2 made of ceramic, preferably of ceramic of the ACA 997 type, more preferably of special ceramic ACS 99,8LS 172.
  • the receptacle 24 1 and 24 2 with its cap 28 1 and 28 2 is between 250 mm and 300 mm high.
  • the container 24 1 and 24 2 has a capacity of between 10 L and 20 L and withstands temperatures up to 1400 ° C.
  • the waste 26 placed in the container 24 1 and 24 2 is highly radioactive.
  • this embodiment is intended for the storage of long-lived medium and high activity radioactive waste, and in particular non-recoverable final waste which contains fission products and minor actinides, nuclear fuel ash.
  • the container 10 further comprises a rubber / plastic / silicone outer casing 80 covering the outer wall 12.
  • the outer rubber casing 80 is partially shown in the picture at the lower area of the container 10.
  • the container 10 is partially shown in the picture.
  • Outer rubber casing 80 is made by immersing the container 10 in a bath of liquefied rubber. The outer casing 80 will prevent degradation of the container by water.
  • the figure 2 illustrates a second embodiment of the container 10 seen in relation to the figure 1 . They will have in common the characteristics described in relation to the first embodiment of the figure 1 .
  • the reference numbers of the figure 2 are used at the figure 1 for the corresponding elements, these numbers being however increased by 100 for the second embodiment illustrated in figure 2 .
  • Specific reference numbers are used for a specific item, these numbers ranging from 100 to 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 is between 500 mm and 1000 mm high.
  • the inner container 124 has a capacity of between 50 L and 350 L.
  • the waste 126 located in the inner container 124 is weakly radioactive.
  • the wastes are metallic structures of the fuel elements, resulting from the operation of the reactor, used gloves, protective suits, irradiated tools, shells, end caps, radioactive mining residues that can pose problems of chemical toxicity if the uranium is present 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 layer of plastic 190, preferably a low density polymer, covering the radioactive waste in the inner container 124.
  • the plastic can be liquefied beforehand and mixed with a load. and / or come from several low / high density polymers.

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Description

    Domaine technique
  • 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
  • On appelle déchet radioactif toute matière radioactive qui ne peut plus être ni recyclée, ni réutilisée par l'homme.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • Le classement des déchets radioactifs est fait selon deux critères.
    1. 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.
  • Ci-dessous quelques exemples :
    • 1 kg d'eau de pluie : de l'ordre de 1 BQ (radioactivité naturelle)
    • 1kg de sol granitique : de l'ordre de 10 000Bq (radioactivité naturelle)
    • 1kg de minerai d'Uranium : de l'ordre de 105Bq (radioactivité naturelle)
    • 1kg 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.
  • 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 000ans, Uranium 235 : 7 millions d'années, etc ....).
  • Si la substance est mélangée, on prend, comme valeur de la période radioactivité, la plus longue parmi celles de tous les radionucléides présents.
  • 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.
  • 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.
  • 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
  • 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 (1MBq/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 ».
  • 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)
  • 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 ».
  • 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.
  • 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.
  • Ces déchets HAVL sont principalement issus du combustible usé des centrales nucléaires.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • Le document WO 2011/026976 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.
  • 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
  • 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
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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..
  • 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.
  • Le récipient intérieur en acier inoxydable pourra contenir des déchets faiblement radioactifs.
  • 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.
  • Le récipient intérieur en céramique pourra contenir des déchets hautement radioactifs.
  • 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.
  • Le récipient intérieur pourra comprend un chapeau amovible. Le récipient intérieur avec le chapeau isolera entièrement les déchets radioactifs.
  • 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).
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • Le conteneur comprend, de préférence, une enveloppe extérieure en caoutchouc recouvrant la paroi externe.
    • Brève description des dessins
  • 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
  • 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) 241 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.
  • 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 241 et 242 avec les déchets 26 ainsi que le sable de quartz 22.
  • 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 241 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.
  • 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 241 et 242.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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).
  • 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.
  • Le conteneur 10 comprend, en outre, un moyen de rayonnage 50 ou rack/étalage comprenant un ou plusieurs compartiments superposés 521 et 522 recevant les deux récipients 241 et 242. Les compartiments comprennent chacun une porte (non représentée) permettant un accès facile à l'intérieur des compartiments.
  • 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.
  • Le premier récipient 241 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.
  • 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 521 et 521 pour entourer et caller les récipients 241 et 242. Selon la disposition des trous dans le rack intérieur 50, le sable peut aussi recouvrir les récipients 241 et 242. On note que le sable pourrait aussi préliminairement être déposé sous le récipient 241. 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.
  • 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'.
  • Les récipients intérieurs 241 et 242 comprennent un chapeau amovible 281 et 282 ainsi que des moyens de liaison/bride(s)/clips/vis 301 et 302 du chapeau amovible au récipient 241 et 242.
  • Les récipients intérieurs 241 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.
  • Dans ce premier mode de réalisation, le conteneur 10 comprend deux récipients intérieurs 241 et 242 en céramique, préférentiellement en céramique du type ACA 997, plus préférentiellement en céramique spéciale ACS 99,8LS 172. Le récipient 241 et 242 avec son chapeau 281 et 282 est d'une hauteur comprise entre 250 mm et 300 mm. Le récipient 241 et 242 a une contenance d'une valeur comprise entre 10 L et 20 L et résiste à des températures jusqu'à 1400°C.
  • Les déchets 26 placés dans le récipient 241 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 valorisables qui contiennent des produits de fission et des actinides mineurs, cendres de combustible nucléaire.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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.
  • 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, 112
    Paroi externe en acier
    14, 114
    Paroi interne en acier
    16,116
    Couche de plomb
    18, 118
    Fond
    19, 119
    Bague
    20, 120
    Couvercle
    22, 122
    Volume de sable de quartz
    241, 242, 124
    Récipient intérieur
    26, 126
    Déchets radioactifs
    281, 282, 128
    Chapeau amovible
    301, 302, 130
    Moyens de liaison
    40, 140
    Soupape de surpression
    50, 150
    Moyen de rayonnage intérieur
    521, 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 (15)

  1. Conteneur (10, 100) pour déchets radioactifs (26, 126) comprenant :
    une paroi externe en acier (12, 112)
    une paroi interne en acier (14, 114)
    un fond (18, 118) en acier
    un couvercle (20, 120) en acier
    un volume de sable de quartz (22, 122) situé à l'intérieur du conteneur (10, 110) au moins un récipient intérieur (241, 242, 124) enrobé du moins partiellement par le volume de sable de quartz (22, 122)
    et des déchets radioactifs (26, 126) situés à l'intérieur du récipient (241, 242, 124),
    caractérisé en ce qu'il comprend également une couche de plomb (16, 116) située entre les deux parois en acier (12, 112, 14, 114).
  2. Conteneur (10, 110) selon la revendication 1, caractérisé en ce que la couche de sable de quartz entre le récipient (241, 242, 124) et la paroi interne en acier (14, 114) a une épaisseur d'au moins 2 cm.
  3. Conteneur (10, 110) selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que la paroi externe (12, 112) comprend une soupape de surpression (40, 140).
  4. Conteneur (10, 110) selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le récipient intérieur (241, 242, 124) est en acier inoxydable.
  5. Conteneur (10, 110) selon la revendication 4, caractérisé en ce que le récipient intérieur (241, 242, 124) contient des déchets faiblement radioactifs.
  6. Conteneur (10, 110) selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le récipient intérieur (241, 242, 124) est en céramique.
  7. Conteneur (10, 110) selon la revendication 6, caractérisé en ce que le récipient intérieur (241, 242, 124) contient des déchets hautement radioactifs.
  8. Conteneur (10, 110) selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le couvercle (20, 120) 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 (10, 110) selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le fond (18, 118) 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 (10, 110) selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le récipient intérieur (241, 242, 124) comprend un chapeau amovible (281, 282, 128).
  11. Conteneur (10, 110) selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comporte un rack intérieur (50, 150) comprenant un ou plusieurs compartiments (521, 522, 152), le ou les récipients (241, 242, 124) étant disposés dans ledit rack intérieur (50, 150).
  12. Conteneur (10, 110) selon la revendication 11, caractérisé en ce que le rack intérieur (50, 150) comprend une ou plusieurs portes donnant accès au(x) compartiment(s) (521, 522, 152).
  13. Conteneur (10, 110) selon la revendication 11 ou 12, caractérisé en ce que le rack intérieur (50, 150) comprend un ou plusieurs moyens de centrage et/ou un ou des moyens de préhension.
  14. Conteneur (10, 110) selon au moins une des revendications précédentes, comportant, en outre, une couche de plastique (190) enrobant les déchets radioactifs (26, 126) dans le conteneur intérieur (124).
  15. Conteneur (10, 110) selon l'une des revendications précédentes, comprenant, en outre, une enveloppe extérieure (80, 180) en caoutchouc recouvrant la paroi externe (12, 112).
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