HU182080B - Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials - Google Patents
Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials Download PDFInfo
- Publication number
- HU182080B HU182080B HU801105A HU110580A HU182080B HU 182080 B HU182080 B HU 182080B HU 801105 A HU801105 A HU 801105A HU 110580 A HU110580 A HU 110580A HU 182080 B HU182080 B HU 182080B
- Authority
- HU
- Hungary
- Prior art keywords
- container
- storage
- concrete
- storage tank
- protective
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/14—Devices for handling containers or shipping-casks, e.g. transporting devices loading and unloading, filling of containers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
- G21F5/008—Containers for fuel elements
- G21F5/012—Fuel element racks in the containers
-
- 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
- G21F7/00—Shielded cells or rooms
- G21F7/005—Shielded passages through walls; Locks; Transferring devices between rooms
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Packages (AREA)
- Input Circuits Of Receivers And Coupling Of Receivers And Audio Equipment (AREA)
Description
(57) KIVONAT
A találmány táigya eljárái és berendezés radioaktív anyagok szállítására és tárolására, amely főként reaktor égőelemek szállítására és tárolására használható.
A találmány szerinti eljárás és berendezés előnyös tulajdonsága, hogy fölöslegessé teszi nagy számú és drága szállítótartály alkalmazását, valamint lehetővé teszi a leégett égőelemeknek aránylag kis helyen való, teljesen biztonságos tárolását és kezelését anélkül, hogy a tárolóhelyen nagy költségeket igénylő ellenőrző és kezelő berendezésekre lenne szükség.
A találmány szerinti eljárás legfontosabb jellemzője, hogy a radioaktív anyagokat egy légmentesen lezárható, kémiailag ellenálló anyagból levő tárolótartályba zárjuk, magát a tárolótartályt egy mechanikai erőhatások, hőhatások és sugárzás ellen védő szállítótartályba helyezzük, a szállítótartályt egy tárolóhelyre szállítjuk, és hogy a tárolóhelyen a szállítótartályból a tárolótartályt eltávolítjuk és tárolásra egy sugárzás ellen védelmet nyújtó betonsilóba helyezzük.
Fig 1
182.080
A találmány tárgya eljárás éa berendezés radioaktív anyagok szállítására és tárolására, amely révén főként reaktor égőelemek biztonságosan szállíthatók éa tárolhatók.
Az eljárás és berendezés főként a besugárzott égőelemeknek újbóli előkészítése előtti közbenső tárolásához használható. A besugárzott égőelemek közbenső tárolására már különféle megoldásokat javasoltak. így például ismert megoldás, hogy az égőelemeket nyersen egy medencében tárolják vagy szállítótartályokban helyezik el. Az előbbi esetben vagy a reaktor égőelemeket tároló helyét kell erre a célra megnagyobbítani, vagy egy megJ felelő helyen egy egyenértékű tároló berendezést kell építeni. Az ilyen tároló helyeken biztonsági, ellenőrzési éa kezelési szempontokból ugyanolyan szigorú biztonsági követelményeket támasztanak, mint magánál a reaktornál. A második esetben már maguk a szállítótartályok is kielégítő biztonságot nyújtanak. Eszeket a tároló helyeken sem nyitják föl, éa igy a tárolási helyeken megtakaríthatók a megfelelő, külön biztonsági rendszabályok. Ha azonban nagy számú égőelemet kell tárolni, akkor a drága szállítótartályok beruházási költségei a tárolási költségeket jelentősen megnövelik.
így tehát előnyös volna olyan eljárás kidolgozása, amely lehetővé teszi a leégett égőelemeknek aránylag tömör tarolását anélkül, hogy a tárolóhelyen nagy költségeket igénylő ellenőrző és kezelő berendezésekre lenne szükség, és anélkül, hogy nagy számú, drága szállítótartályt kellene használni.
A találmány a kitűzött feladatot olyan eljárás létrehozása révén oldja meg, amelynek jellemzője, hogy a radioaktív anyagokat egy légmentesen Lezárható, kémiailag ellenálló anyagból előállitott tárolótartályba zárjuk, magát a tárolótartályt egy mechanikai, hő és sugárzás védelmet nyújtó szállítótartályba helyezzük, a szállítótartályt egy tároló helyre szállítjuk, és hogy a tároló helyen a tárolótartályt a szállítótartályból eltávolítjuk és tárolás céljából egy sugárzás ellen védő betonsilóba helyezzük.
Mivel az égőelemeket nem egyenként kell kezelni, hanem mintegy előcsomagolt alakban, rozsdamentes acélhengerekben légmentesen leforrasztva lehet a tároló helyre szállítani és itt tárolni, ezért ezek aktivitásának ellenőrzése lényegesen egyszerűbb.......... ~ ...............................- —
Ezek a leegyszerűsített tárolótartályok könnyen és aránylag olcsón előállithatók, mivel ezeknek szállítás folyamán biztonsági és sugárzástechnikai követelményeket nem kell kielégíteni. Szállításhoz ezek szállítótartályokba vannak csomagolva, amelyek a biztonságtechnikai követelményeknek optimálisan megfelelnek. Az égőelemeket tehát a reaktor közelében a tárolótartályokba töltjük, a tárolótartályokat leforrasztjük vagy lehegesztjük, majd a szállítótartályokba helyezzük. Szállítás után a szállítótartályokat a közbenső tárolóhelyen fölnyltjuk, ami után a tárolótartályokat ezekből kiemeljük és a tulajdonképpeni tárolási helyre, például egy betonsilóba helyezzük. E kezelés folyamán a tárolótartályokat egy ideiglenes sugárzás,el-„ len védő pajzzsal kell ellátni, amely célszerű módon egy védőtartály alkalmazása révén valósítható meg.
A találmány a kitűzött feladatot olyan berendezés létrehozása révén oldja meg, amelynek szállítótartálya, ebbe bezár-, ható, a radioaktív anyagokat befogadó és légmentesen lezárható
182.080 tárolótartálya, a tárolótartály kirakásakor a szállítótartályt befogadó betonaknája, a tárolótartályt befogadó és betonaknából a tároló betonlapra szállító védőtartálya, valamint a tárolótartályokat tárolásra befogadó egy vagy több betonsilója van.
A találmány szerinti berendezés legfontosabb részé a tárolótartály, amelynek lényegében a következő követelményeket kell kielégíteni:
Egyszerűnek és olcsónak kell lenni.
Légmentesen lezárhatónak és nem rozsdásodénak kell lenni.
A szállítótartályba be kell tudni helyezni.
Ideiglenes sugárzás ellen védő pajzzsal kell tudni ellátni.
A hőt a környezetnek át kell tudni adni.
A találmány szerinti eljárást és berendezést részleteiben a berendezésnek rajzokon vázolt példaképpeni kiviteli alakjaival kapcsolatban Ismertetjük.
Az 1. ábra a találmány szerinti berendezés egy példaképpeni kiviteli alakja szállítótartályának és az ebben elhelyezett tárolótartályának vázlatos hosszmetszete.
Az la. ábra az 1. ábrán körrel megjelölt szerkezet-részlet vázletos metszete, részben nézete.
A 2. ábra a szállítótartály és tárolótartály 1. ábrán föltüntetett II - II vonal menti metszete, részben nézete.
A 3· ábra a tárolótartály eltávolításához előkészített szállítótartály vázlatos metszete, részben nézete.
A 4. ábra egy betonaknába helyezett szállítótartály és az erre fölhelyezett védőtartály vázlatos metszete, részben nézete.
Az 5« ábra a tárolótartálynak szállítótartályból való kiemelését és a tárolótartálynak védőtartályba való behúzását szemléltető vázlatos metszet, részben nézet.
A 6. ábra a közbenső tároló hengeres silójára helyezett védőtartályt és a süllyesztés közbeni helyzetben levő tárolótartályt vázlatos metszetben, részben nézetben mutatja.
A 7. ábra a közbenső tárolóba helyezett tárolótartályt vázlatos metszetben, részben nézetben szemlélteti.
A 8. ábra a közbenső tároló egy további kiviteli alakját és az ebben elhelyezett tárolótartályt szemléltető vázlatos metszet, részben nézet.
A 9» ábra egy siló és az ebben elhelyezett tárolótartály hosszirányra merőleges, vázlatos metszete.
A 10. ábra a tárolótartály tömítettségének ellenőrzésére szolgáló hélium-detektor elvi vázlata.
Az 1. ábrán látható 17 szállítótartály egy erős„31 acélhengerből áll, amély gammásagarakkal szemben elegendő árnyékolást biztosit. A 17 szállítótartályt egy munkadarabként, kovácsolással állítjuk elő, úgyhogy a 31 acélhenger és a 32 tartályfenék között csupán egyetlen 35 hegesztési varratra van szükség,
A 31 acélhenger külső felületén 34 hütőbordák vannak. A 17 szállítótartály szabotázs ellen védő és szorosan záró 19 fedéllel van lezárva. A 17 szállítótartály kezeléséhez külön
182.080 böző helyeken 35 tartócsapok vannak rajta kialakítva éa a 17 szállítótartály mindkét végére levehető 16 lökéscaillapitók vannak szerelve.
Az Ismertetett szállítótartály olyan kivitelű, amelybe normál körülmények között tizenkét égőelem helyezhető. A jelenlegi esetben azonban a szállítótartályba egy tárolótartály vaí? helyezve. Ennek a 7 tárolótartálynak olyan rozsdamentes 36 acélköpenye van, amelybe hét nyomóvizes reaktor égőelem helyezi hető. Az acélköpeny falvastagsága mintegy 15 mm. A tárolótartály 1 fedele 2 csavarok révén van az acélköpenyhez erősítve.' A 37 fedélkarima és 38 köpenykarima közötti kinyúló 3 élszalai gok egymással össze vannak hegesztve. A tárolótartály hosszán 4 bordák nyúlnak el, amelyek a hőt a szállítótartálynak, llletíve a környezetnek adják át. A 39 fenékhez és 1 fedélhez 5 acélbordák vannak hegesztve, amelyek merevités és hőátadás céljárej is szolgálnak. Valamennyi 4 borda és 5 acélborda az említett feladatokon kívül arra is szolgál, hogy baleset esetén lökéscsillapítást is végezzen.
A 3 élszalagok összehegesztésekoraz 1 fedélmég nincs_a 3G~ácélköpenyKéz csavarozva és igy a 2 csavarok a hegesztést~ nem gátolják. Az 1 fedél fölhelyezése után a 7 tárolótartályt először a 6 szelepen keresztül légtelenítjük. A külső nyomás az 1 fedelet a 38 köpeny kar imára nyomja. A vákuum fenntartásáig 9 tömítés segíti.
A 3 élszalagok összehegesztése után a 2 csavarokat becsai varjuk és meghúzzuk. A tárolótartályt körülbelül 7 atü nyomási sál héliummal megtöltjük és a tárolótartály tömítettségét a 10. ábrán látható kialakítású 40 hélium-detektorral ellenőrizzük. J L-hélivunmal töltött tárolótartályban a túlnyomást megtartjuk., és a betöltéshez használt 6 szelep fölé 8 lezár ófedelet hegeszt tünk. Ennek eredményeként a nyomás alatt álló 7 tárolótartály légmentesen le van zárva.
Ha a tárolótartályt ismét ki kell nyitni, mert például eh tömitetlenné vált, vagy mert az égöelemeket újbóli előkészítés·hez el kell szállítani, akkor az ismertetett műveleteket a fordított sorrendben végezzük el. A hegesztési varrat leköszörüláse után eltávolítjuk a B lezárófedelet, a tárolótartályban a héliumnyomást megszüntetjük és a vákuumot helyreállítjuk. Ezt követőeneltávolítjuk a 2 csavaroteit'ésa'3 éiszaiagokar öbszöerősitő hegesztési varratot leköszörüljük.
Mivel maga a tárolótartály a gamma sugárzással szemben nem nyújt kielégítő védelmet, a lezáráshoz és nyitáshoz szükséges ' valamennyi műveletet távolról kell irányítani.
Az égőelemek a tárolótartályban bóracél anyagú 11 szekréi nyekkel vannak körülvéve. Normál körülmények között a tárolótartály mindig száraz, azonban a 11 szekrények közötti távolság és ezek bórtartalma vizzel való megtöltés esetén is elegendő- .biztonságot jnyujt,_X 11 szekrények közötti tér tárcsa ai lakú alumínium öntvényekkel, 10 testekkel van kitöltve. Ezek az öntött alumínium testek a Szerelvénynek baleset esetén is nagy stabilitást biztosítanak, ezek némileg fékezik a gyors neutronokat, némileg elnyelik a gamma sugarakat, továbbá az éi gőelemek utobomlási hőjét a tárolótartály falába vezetik.
A tárolótartályba való berakást és ennek lezárását védeti és ellenőrzött terekben kell végezni, a legjobb, ha ezek a műveletek közvetlenül a reaktor közelébe történnek. Itt gondos
182.080 kodnl kell a szükséges, távolból Irányítható készülékekről is.
A tárolótartály méretei hét nyomóvizes reaktor égőelemhez agy vannak megválasztva, hogy ez pontosan beleillik a szokásos, normál körülmények között tizenkét égöelemhez való hellyel kiképzett szállítótartályba. így a tárolótartály is a szállítótartályba helyezhető és a közbenső tárolás helyére szállítható'. Szállítás folyamán valamennyi biztonságtechnikai előírást és követelményt, mint például a mechanikai szilárdságot, a hőtan! tulajdonságokat én sugárzásvédelmi követelményeket a szállító·* tartály teljesíti. _ ........' ..... ' ' ' .......
A tulajdonképpeni közbenső tároló egy 41 betonlapból áll, amelyben a 7 tárolótartályok számára hengeres mélyedések vagy 12 betonsllók vannak kiképezve /6. és 7. ábra/. A 12 betonsilók belső falai célszerű módon acél burkolattal vannak ellátva.
A tárolótartály hűtését a környező levegő szabad áramlása' révén végezzük. A friss levegőt a tárolási hely alatti 13 csatornákon keresztül vezetjük be. A fölmelegedett levegő 14 sebességcsökkentő csatornákon keresztül emelkedik fölfelé* amelyek a gamma sugarak kilépését megakadályozzák. A levegő végül is a 15 betonfedélen keresztül jut ki a szabadba.
A tárolótartálynak szállítótartályból való kirakásától a tárolótartálynak közbenső tárolóba helyezéséig szükséges műveletek a 3· - 6. ábrákon vannak szemléltetve. A 16 lökescslllapitók és a fedél fölerősitő szex kezetxészek eltávolítása után . a 17 szállítótartályt egy 18 betonaknába bocsátjuk le /4. ábra/. Ezután a 19 fedelet leemeljük és a silóból eltávolítjuk, úgyhogy a 20 védőtartály a 17 szállítótartályra állítható. A 21 elzárótolattyunak 20 védőtartályból oldalra való kihúzása után leeresztjük a védőtartály belsejében elhelyezett 22 emelőlapot és ezt elforditás révén a 7 tárolótartály 23 emelőfüleivel ösz^szeakasztjuk. A 7 tárolótartályt a 20 védőtartályba fölhúzzuk és a 21 elzárótolattyut ismét betoljuk. A 20 védőtartály a 7 tárolótartályból származó sugárzás ellen kellően véd, úgyhogy a 18 betonaknából kiemelhető. Ezt követően a védőtartályt a tárolóhelyre szállítjuk. Ide juttatva a 12 betonsiló nyílása fölé, egy 24 közbenső gyűrűre helyezzük. Ismét kihúzzuk a 21 elzárótolattyut és a 7 tárolótartályt lebocsátjuk a 12 betonsilóba /6. ábra/. A 22 emelőlapot elfordítva ezt szétkapcsoljuk ér a'20 védőtartályt a 24 közbenső gyűrűvel együtt eltávolítjuk. Az utóbbi arra szolgál, hogy a tarolótartályt a betonsilóba való süllyesztés közben vezesse.
A 7 tárolótartály 12 betonsilóban való helyzetét 25 bélés 25a hosszbordái biztosítják, amelyek a betonban létrejövő hőt a légáramlásnak adják át. A betonban létrejövő hő többi részét 28 csatornákban szabadon áramló, járulékos hütőlevegő adja le a környezetnek. A hűtőrendszer megakadályozza a hőmérséklet meg nem engedhető mértékben való megnövekedését és ezzel együtt a beton víztelenítését. ___________________________ . ________________________ · .
A közbenső tároló a környezetet három különböző módon ter^ helheti, illetve veszélyeztetheti, éspedig közvetlen sugárzás révén, az égőanyag burkolat tömitetlenségé és ezzel együtt a tárolótartály megrongálódása vagy tömitetlensége révén, valamint a hütőlevegonek gyors neutronok által való aktiválása xésvén. A közvetlen sugárzás /primer gammasugárzás, neutronsugáxzás és neutronbefogas után szekunder gammasugárzás/ ellen a bőr adalékanyagot tartalmazó vastag betonfal· kielégítő akadályt ké
182.080 ροζ. á bái’űlótartály tömítettsége a hélium-detektorral dolgozd ellenőrző rendszerrel biztosan megállapítható. A levegő aktiválása messzemenően veszélytelen értéken tartható, ha biztosítjuk a beáramló hideg levegő pormentességét. Ebben az esetben a tárolótartályban porrészecskék nem tudnak lerakódni, itt nem tudnak aktiválódni és a hütőlevegővel együtt kiáramlani.
A közbenső tároló a daruszerkezettel együtt egy szokásos csarnokkal fedhető be, amely a meleg levegő szabad kilépését nem akadályozza, azonban az időjárási jelenségekkel /port hordozó oldalszéllel, esővel, hóval/ szemben a szokásos védelmet . nyújtja. A közbenső tárolo erős betonszerkezete valamennyi mechanikus behatás /földrengés, repülőgép lezuhanás stb./ ellen kielégítő védelmet nyújt.
Mint már említettük, a tárolótartály tömítettségét egy hélium-ddtektorral ellenőrizzük. A 12 betonslló 15 betonfedele' fölé műanyag csövekből levő 26 rács van helyezve. A 15 betonfedél levegőt kibocsátó nyilasaiba mindkét irányban a csövek egy-egy elágazása nyúlik be, azonban anélkül, hogy a levegő szabad kiáramlását korlátoznák. A csövekben részleges vákuum állandó fenntartásáról központi 27 szivóventillátor gondoskodik.
Egy 45 letapogató ellenőrző készülék periódikusan, sorban egymás után a 44 szelepek egyikét összenyitja a 40 hélium-detektor 27 szivóventillatorával. így egy letapogatási cikluson belül megállapítható, hogy valamelyik tárolótartály meghibásodott, ha ilyen van. A meghibásodott tárolótartályt a bet ónállóból el kell távolítani és viasza kell szállítani a berakás! és kirakási helyre. Az, ho^y valamelyik tárolótartály szivárogj még nem jelenti aktivitás kilépését, mivel a közbenső tárolóban hibátlan égőelemek vannak tárolva. A tárolótartályok hélium töltése a tárolás ideje folyamán kizárja az égőelemek mindenféle kémiai károsodását.
Ezáltal az égőanyag kettős mechanikus akadállyal van védve. A második, tisztán mechanikus akadály, illetve gát könnyen egy további gátra cserélhető fel, kiépítés és anyagcserélés révén. A 8. abra szerinti ilyen kiviteli alaknál a 15 betonfe— délben levő légosatornák elmaradnak. A tárolótartály hütő légárama a betonban levő 28 csatornákban áramló hütőlevegővel együtt egy zárt körfolyamatban cirkulál. A visszahütés járulékos függőleges 29 aknákban függőleges 50 melegitőcsövekkel és ezek tetején elhelyezett 45 hőcserélőkkel történik. Adrkulá— ló levegőnek tároló hely fölött levő csarnokba való kilépését a szivárgást ellenőrző rendszer részleges vákuumot létrehozó 27 szivóventillátora akadályozza meg.
Claims (14)
- Szabadalmi igénypontok_...... 1. Eljárás radioaktív anyagok szállítására és tárolására, főként reaktor égőelemek szállítására és tárolására, azzal jellemezve, hogy a radioaktív anyagokat egy légmentesen lezárható, kémiailag ellenálló anyagból levő tárolótartályba zárjuk, magát a tárolótartályt egy mechanikai erőhatások, hőhatások és sugárzás ellen védő szállítótartályba helyezzük, a szállítótartályt egy tárolóhelyre szállítjuk, és hogy a tárolóhelyen a tárolótartályt a szállítótartályból eltávolítjuk és tárolásra egy sugárzás ellen védelmet nyújtó betonsilóba helyezzük.182.080
- 2. Az 1. igénypontban meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a radioaktív anyagoknak, tárolótartályba helyezése után erre egy fedelet helyezünk, a tárolótartályban egy szelepen keresztül vákuumot keltünk, ezután a fedél és a tartálynyilás között levő, körbe futó élszalagokat egymással összehegesztjük, ezt követően a fedelet a tárolótartállyal még járulékosan összecsavarozzuk, és hogy ezután a tárolótartályt egy túlnyomású védőgázzal töltjük meg.
- 3· Az 1. igénypontban meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartálynak szallitótar-’ tályból való eltávolításához a szállítótartályt egy betonaknába süllyesztjük, a szállítótartály fedelének leemelése után a betonaknára egy védőtartályt helyezünk, és hogy a védőtartályb alul nyitjuk es a tárolótartályt beemeljük a védőtartályba, majd a védőtartályt újból lezárjuk.
- 4. Az 1. vagy igénypontban meghatározott eljárás fogaJ natositási módja, azzal jellemezve, hogy a védőtartalyt a betonaknáról leemeljük és a betonsiló nyilasára helyezzük, és hogy ezt követően a tárolótartályt a betonsilóba süllyesztjük, ami után a védőtartályt eltávolítjuk és a betonsilót egy fedél révén lezárjuk.
- 5· Az 1. igénypontban meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartályt a betonsilóban a levegő természetes kovekciós árama révén hütjük.
- 6. Az 1. igénypontban meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartály hűtésére szolgáló hütő levegőt körforgásban áramoltatjuk és egy a hőt kifelé elvezető melegítő cső révén hütjük le.
- 7« Az l·., 2., 5· vagy 6. igénypontok bármelyikében meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartály tömítettségét a hütő levegőben védőgáz jelenlétének vizsgálata révén ellenőrizzük.
- 8. Berendezés radioaktív anyagok szállítására és tárolására, amely révén az 1. igénypontban meghatározott eljárást foganatosítjuk,' azzal jellemezve, hogy szállítótartálya /17/, a radioaktív anyagok részére a szállítótartályba bezárható és légmentesen elzárható tárolótartálya /7/, a tárolótartály /7/ kirakásánál a szállítótartályt /17/ befogadó betonaknája /18/, a tárolótartályt /7/ befogadó és a betonaknától /18/ a tároló betonlapba /41/ átvezető védőtartálya /20/, valamint tárolásra a tárolótartályt /7/ befogadó egy vagy több betonsilója /12/ van.
- 9· A 8. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy az erős acélhengerből /31/ lévő, egy darabból kovácsolt szállítótartály JY1/ külső felületén oldalt hütőbordák /34/, a szállítótartály mindkét végén pedig eltávolítható lökéscsillapitók /16/ vannak.
- 10. A 8. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a rozsdamentes acélköpennyel /36/ kialakított tarolótartály /7/ egy fedéllel /1/ légmentesen le182.080 van zárva, a fedélen /1/ és a köpenykaiimán /58/ egy-egy kőiben futó elszalag /3/ van kiképezve, és hogy ezek az élszalagok /3/ egymással össze vannak hegesztve.
- 11. Λ 8. vagy 10. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hegy a tárolótartály /7/ mindkét végén, valamint a külső kerületén bordákkal /4/, illetve aoélbordákkal /5/ van kiképezve.---------12—A-8.-vagy 10. igénypontban meghatározott berendez és kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartály /7/ belsejében bóracélból levő szekrények /11/ vannak elhelyezve a radioaktív anyagok felfogására, lj. A 8. vagy 12. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a bóracélból levő szekrények /11/ közötti tér öntött könnyűfém anyagú testekkel /10/ van kitöltve.______14. A 8._yagy,_10_._igénypontban meghatározott berendezés 'Ei’vi’te’li alakja, azzal jellemezve, hogy a fedél /1/ az acélköpennyel /36/ járulékosan össze is van csavarozva, és hogy a tárolótartály /7/ túlnyomású védőgázzal van megtöltve.
- 15. A 8. vagy 11. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a betonsiló /12/ belső bélése /25/ hosszbordákkal /25a/ van kiképezve, amely hosszbordák a tárolótartály /7/ bordái /4/ közé nyúlnak.
- 16« A 8. vagy 15« igénypontban meghatározott berendezés kiviteli-alakja,—azzal jellemezve, hogy a betonsilóba /12/ helyezett, hütő levegő révén hütött tárolótartálya /7/ vah.
- 17· A 8. vagy 16. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a betonsiló /12/ fölött a hütő levegőt vezető, csövekből levő rács /26/ van elhelyezve', e csövekből levő rács egy hélium-detektorral /40/ van összeköttetésben, és hogy valamelyik betcnsiló /12/ hütő levegőjét választás szerint a védőgáz, illetve hélium-detektorhoz /40/ vezető, szelepeket /44/ működtető letapogató ellenőrző készüléke' /43/ vári. - - ---- --- ----
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CH428179A CH637499A5 (de) | 1979-05-07 | 1979-05-07 | Verfahren zum transport und zur lagerung von radioaktiven materialien. |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
HU182080B true HU182080B (en) | 1983-12-28 |
Family
ID=4273185
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
HU801105A HU182080B (en) | 1979-05-07 | 1980-05-06 | Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0028222B1 (hu) |
JP (1) | JPS56500584A (hu) |
AT (1) | ATE4755T1 (hu) |
BR (1) | BR8008674A (hu) |
CH (1) | CH637499A5 (hu) |
DD (1) | DD151527A5 (hu) |
DE (1) | DE3064891D1 (hu) |
FI (1) | FI801374A (hu) |
HU (1) | HU182080B (hu) |
WO (1) | WO1980002469A1 (hu) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE8018595U1 (de) * | 1980-07-11 | 1980-11-27 | Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau | Verbindungselement zur befestigung der innenauskleidung in einem behaeltergrundkoerper zum transport und/oder zur lagerung von radioaktivem material |
US4711758A (en) * | 1984-12-24 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Spent fuel storage cask having basket with grid assemblies |
ES8705990A1 (es) * | 1984-12-24 | 1987-05-16 | Westinghouse Electric Corp | Un barril para almacenamiento de larga duracion de combus- tible nuclear gastado |
GB9609304D0 (en) | 1996-05-03 | 1996-07-10 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to fuel transportation |
US20010011711A1 (en) | 1996-05-03 | 2001-08-09 | Graham Nicholson | Container for nuclear fuel transportation |
DE10228387B4 (de) * | 2002-06-25 | 2014-10-16 | Polygro Trading Ag | Behältersystem zum Transport und zur Lagerung hochradioaktiver Materialien |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3997078A (en) * | 1974-12-13 | 1976-12-14 | Programmed & Remote Systems Corporation | Sealing cover for containers for hazardous materials |
GB1496846A (en) * | 1975-12-01 | 1978-01-05 | Atomic Energy Authority Uk | Transport containers for radioactive material |
US4040480A (en) * | 1976-04-15 | 1977-08-09 | Atlantic Richfield Company | Storage of radioactive material |
US4209420A (en) * | 1976-12-21 | 1980-06-24 | Asea Aktiebolag | Method of containing spent nuclear fuel or high-level nuclear fuel waste |
US4115700A (en) * | 1977-04-04 | 1978-09-19 | Combustion Engineering, Inc. | High density fuel storage racks |
DE7737499U1 (de) * | 1977-12-09 | 1978-05-24 | Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen | Abschirmtransport- und/oder abschirmlagerbehaelter fuer radioaktive abfaelle |
DE2821780A1 (de) * | 1978-05-18 | 1979-11-22 | Lovincic Miroslav | Transport- und lagereinrichtung fuer radioaktive stoffe |
-
1979
- 1979-05-07 CH CH428179A patent/CH637499A5/de not_active IP Right Cessation
-
1980
- 1980-04-28 FI FI801374A patent/FI801374A/fi not_active Application Discontinuation
- 1980-05-06 HU HU801105A patent/HU182080B/hu unknown
- 1980-05-06 WO PCT/CH1980/000053 patent/WO1980002469A1/de active IP Right Grant
- 1980-05-06 BR BR8008674A patent/BR8008674A/pt unknown
- 1980-05-06 JP JP50093380A patent/JPS56500584A/ja active Pending
- 1980-05-06 AT AT80900762T patent/ATE4755T1/de not_active IP Right Cessation
- 1980-05-06 DE DE8080900762T patent/DE3064891D1/de not_active Expired
- 1980-05-07 DD DD80220934A patent/DD151527A5/de unknown
- 1980-11-17 EP EP80900762A patent/EP0028222B1/de not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0028222A1 (de) | 1981-05-13 |
BR8008674A (pt) | 1981-04-14 |
CH637499A5 (de) | 1983-07-29 |
ATE4755T1 (de) | 1983-10-15 |
JPS56500584A (hu) | 1981-04-30 |
DD151527A5 (de) | 1981-10-21 |
WO1980002469A1 (en) | 1980-11-13 |
EP0028222B1 (de) | 1983-09-21 |
DE3064891D1 (en) | 1983-10-27 |
FI801374A (fi) | 1980-11-08 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5646971A (en) | Method and apparatus for the underwater loading of nuclear materials into concrete containers employing heat removal systems | |
US6625246B1 (en) | System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask | |
US9466400B2 (en) | Ventilated transfer cask with lifting feature | |
US8718221B2 (en) | Method of transferring high level radioactive materials, and system for the same | |
EP3676856B1 (en) | Containment cask for drum containing radioactive hazardous waste | |
JP2003240894A (ja) | 通気垂直オーバーパック | |
EP3594964A1 (en) | Container for storing and transporting spent nuclear fuel | |
HU182080B (en) | Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials | |
CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
RU2593273C1 (ru) | Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2273903C1 (ru) | Способ сухого контейнерного хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
Jobson et al. | Castor® X/32 s—a New Dual-Purpose Cask for the Storage and Transport of Spent Nuclear Fuel | |
Konirsch et al. | MTR transport experiences of Transnucleaire in South America and status on the new TN-MTR packaging | |
Maiorino et al. | The operational and logistic experience on transportation of Brazilian spent fuel to USA | |
RU2427939C2 (ru) | Система и способ хранения высокоактивных отходов | |
Gowing | Experience in Wet Transport of Irradiated LWR Fuels | |
Baroux et al. | Operational experience of TN 24 dual purpose spent fuel storage casks at the DOEL nuclear power plants in Belgium | |
Dreesen et al. | Transport and storage casks for irradiated fuel assemblies from research reactors | |
Shih et al. | NUHOMS {sup registered}-MP197 transport cask | |
Chung et al. | Operational experience of on-site transport of spent nuclear fuel in Korea | |
Guais | Experience in Plutonium Storage and Transportation | |
Hunter et al. | Adapting the NUHOMS Interim Storage System for international spent fuel storage needs | |
Kalverboer et al. | STORAGE OF FUEL ELEMENTS COMING FROM DUTCH RESEARCH REACTORS AND LABORATORIES HABOG A NEW MULTI-PURPOSE STORAGE FACILITY | |
Makarchuk et al. | Remote technology in RBMK-1000 spent fuel management at NPP site | |
Bacca et al. | Remote retrieval of irradiated EBR-II fuel from in-ground storage silos |