HU182080B - Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials - Google Patents

Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials Download PDF

Info

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
Application number
HU801105A
Other languages
English (en)
Inventor
Pal Doroszlai
Ferruccio Ferroni
Original Assignee
Elektrowatt Ing Ag
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Elektrowatt Ing Ag filed Critical Elektrowatt Ing Ag
Publication of HU182080B publication Critical patent/HU182080B/hu

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/14Devices for handling containers or shipping-casks, e.g. transporting devices loading and unloading, filling of containers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • G21F5/012Fuel element racks in the containers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F7/00Shielded cells or rooms
    • G21F7/005Shielded 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)

  1. 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. 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. 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. 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. 5· Az 1. igénypontban meghatározott eljárás foganatositási módja, azzal jellemezve, hogy a tárolótartályt a betonsilóban a levegő természetes kovekciós árama révén hütjük.
  6. 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. 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. 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. 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. 10. A 8. igénypontban meghatározott berendezés kiviteli alakja, azzal jellemezve, hogy a rozsdamentes acélköpennyel /36/ kialakított tarolótartály /7/ egy fedéllel /1/ légmentesen le
    182.080 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. 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.
  12. 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.
  13. 16« A 8. vagy 15« igénypontban meghatározott berendezés kiviteli-alakja,—azzal jellemezve, hogy a betonsilóba /12/ helyezett, hütő levegő révén hütött tárolótartálya /7/ vah.
  14. 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. - - ---- --- ----
HU801105A 1979-05-07 1980-05-06 Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials HU182080B (en)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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