HU191255B - Container for transporting radioactive matters - Google Patents

Container for transporting radioactive matters Download PDF

Info

Publication number
HU191255B
HU191255B HU87284A HU87284A HU191255B HU 191255 B HU191255 B HU 191255B HU 87284 A HU87284 A HU 87284A HU 87284 A HU87284 A HU 87284A HU 191255 B HU191255 B HU 191255B
Authority
HU
Hungary
Prior art keywords
container
intermediate layer
plate
container according
resin
Prior art date
Application number
HU87284A
Other languages
German (de)
English (en)
Other versions
HUT38002A (en
Inventor
Ferenc Gulyas
Ferenc Lorand
Janos Ozorai
Ferenc Takats
Siegfried Standke
Rudolf Diersch
Manfred Weiss
Original Assignee
Eroemue- Es Halozattervezoe Vallalat,Hu
Brennstoffinstitut Freiberg,Dd
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 Eroemue- Es Halozattervezoe Vallalat,Hu, Brennstoffinstitut Freiberg,Dd filed Critical Eroemue- Es Halozattervezoe Vallalat,Hu
Priority to HU87284A priority Critical patent/HU191255B/hu
Priority to DD26135184A priority patent/DD223853A1/de
Priority to GB08504591A priority patent/GB2154929A/en
Priority to FI850750A priority patent/FI850750L/fi
Priority to DE19853507503 priority patent/DE3507503A1/de
Priority to FR8503131A priority patent/FR2560709A1/fr
Priority to JP4135985A priority patent/JPS60205399A/ja
Publication of HUT38002A publication Critical patent/HUT38002A/hu
Publication of HU191255B publication Critical patent/HU191255B/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
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)
  • Packages (AREA)

Description

Feltalálóik}: (72)
Gulyás Ferenc, gépészmérnök, 12 1/2%, Dunakeszi, Lóránd Ferenc, hőfizikus mérnök, 12 1/2%, Ozorai János, gépészmérnök, 12 1/2 %, Budapest, Takáts Ferenc, hőfizikus mérnök, 12 1/2 %, Budapest, dr. Standke Siegfríed, oki. mérnök, 16 2/ 3 %, dr. Diersch Rudolf, oki. mérnök, 16 2/3 %, Weiss Manfred, oki. mérnök, 16 2/3 %, Freiberg, DD
Szabadalmas: (73)
Erőmű- és Hálózattervező Vállalat, Budapest, és Brennstoffinstitut Freiberg, Freiberg, DD (54)
KONTÉNER RADIOAKTÍV ANYAGOK SZÁLLÍTÁSÁRA (57) KIVONAT
A találmány tárgya konténer radioaktív anyagok szállítására, amelynek belső lemezből és attól térközzel elválasztott külső lemezből (6) kialakított minden oldalról zárt háza van. Lényege, hogy a belső lemez (5) és a külső lemez (6) között műgyanta és szemcsés töltőanyag keverékéből kialakított, képlékeny állapotban betöltött közbenső réteg (7) van.
191 255
A találmány tárgya konténer radioaktív anyagok szállítására, amely belső és külső lemezből létrehozott minden oldalról zárt házzal van kialakítva, ahol a belső és a külső lemez egymástól térközzel van elválasztva. A találmány szerinti konténer különösen alkalmas a nukleáris ipar hulladékanyagainak, a kiégett fűtőelemeknek és hasonló anyagoknak a szigorú biztonsági követelményeknek is eleget tevő szállítására.
Radioaktív anyagok technológiai folyamatokhoz való felhasználásához, valamint az elhasznált izotópok vagy a keletkezett radioaktív hulladékok elszállításához konténereket alkalmaznak.
E konténerek kialakítása az anyagok nuklidösszetételétől, mennyiségétől és további jellemzőitől, valamint a sugárzástól függően igen sokféle lehet.
Ezen kívül az ilyen konténereknek — miután azokat biztonsági kategóriákba kell besorolni —, fokozott biztonsági követelményeknek is meg kell felelniük, s ezt többek között próbákkal kell igazolni.
A feltételek sokfélesége a legkülönbözőbb kialakítási formákhoz vezetett anélkül, hogy az egyértelmű csoportosítás lehetséges lenne.
Gyakran alkalmaznak masszív konstrukciót, amikor például a hőátadás, a korrózióvédelem, a sugárvédelem fokozása és egyéb hatások elérése érdekében a masszív konténerfal belső, illetve külső oldalán különböző anyagokból álló további rétegek helyezkednek el.
Például a GB-PS 1 311 069 olyan szállító tartályt ír le, amelynek többrétegű masszív fala a gammasugarak árnyékolására szolgáló nagysűrüségü anyagból, valamint a neutron-árnyékolásra szolgáló hidrogént tartalmazó anyagból készült vékony rétegből áll.
A DE-OS 30 12 256 olyan szállítótartályt ismertet, amely masszív sugárárnyékoló fallal van ellátva, s ezt belül és kívül neutronelnyelő és korrózióálló anyagokból készült rétegek veszik körül.
A GB-PS 1 220 027, US-PS 3 731 102 és a DEOS 28 17 193 olyan radioaktív anyagok szállítására szolgáló olyan tartályt ismertetnek, amelynél a masszív sugárárnyékoló réteget - technológiai okokból - egy más anyagból készült belső és külső köpeny veszi körül oly módon, hogy az egyes rétegek között nincs kapcsolat.
A DE-OS 30 47 458 olyan szállítótartályt ismertet, amelynek falát különböző anyagokból készült, masszív rétegekből alakítják ki oly módon, hogy az egyes rétegek anyagai kívülről befelé az elektrokémiai potenciál sorrendjében egyre nemesebbek. Az egyes rétegek között nincs kapcsolat.
A masszív felépítés a legtöbbször az erősen sugárzó anyagok szállításához szükséges sugárárnyékolásból adódik. Az ilyen konténerek általában jó átütési szilárdsággal rendelkeznek, de baleset esetén rosszak a csillapítási tulajdonságaik, és esetleg a tűz hatásával szemben is érzékenyek.
Mások a feltételek a nagyvolumenű és közepes aktivitású radioaktív hulladékok szállítására szolgáló konténereknél. Az ilyen konténereket az ár2 nyékolás szempontjából könnyebb szerkezettel lehet kialakítani, vagyis a falakat vékonyabbra lehet méretezni. Azonban az ilyen konténereknél szükséges kisebb faivastagság pontszerű terhelésnél átütés szempontjából nagymértékben veszélyes — amint azt a tüskére végzett ejtési próbák alkalmával megállapították - így a faivastagság csökkentésének lehetőségét nem lehet kihasználni, tehát mindenképpen a masszív építésmódot kell alkalmazni.
A masszív kialakítású szállítótartályok gyártása nagy mennyiségű értékes nyersanyag felhasználásával jár, költséges gyártási eljárásokat és berendezéseket igényel.
A találmány célja olyan radioaktív anyagok szállítására szolgáló konténer előállítása, amely az anyagtakarékos és gyártástechnológiai szempontból egyszerű konstrukció mellett szigorú biztonsági követelményeket elégít ki.
A feladat olyan konténer létrehozása, amely egyesíti magában a nagy átütési szilárdságot, a jó energiaelnyelő képességet, a tűzállóságot és a megfelelő sugárvédelmet (árnyékolást).
A kitűzött feladat megoldására radioaktív anyagok szállítására olyan konténert dolgoztunk ki, amelynek belső lemezéből és attól térközzel elválasztott külső lemezéből kialakított minden oldalról zárt háza van, és a találmány szerint a belső lemez és a külső lemez között műgyanta és szemcsés töltőanyag keverékéből kialakított, képlékeny állapotban betöltött közbenső réteg van. Az alkalmazott műgyanta például fenolformaldehid, vinilklorid vagy epoxi bázisú anyag, és ez célszerűen 10...30 tf%-ban van jelen a közbenső rétegben, amelynek fennmaradó részét például nagyszemcsés kvarchomok alkotja, 0,1.. .0,4 mm közötti szemcsenagysággal és 0,3 mm-es csúcsfrakcióval.
Célszerűen a belső és a külső lemeznek a közbenső réteget határoló felületein például a közbenső rétegben alkalmazott azonos vagy azzal kompatíbilis műgyantából létrehozott hártya van kialakítva, ami egyrészt a közbenső réteg és a lemez jobb összetapadását biztosítja, másrészt vékony lemezek esetén azoknak meghatározott anyagokkal szembeni áteresztő-képességét jelentősen lecsökkenti.
A belső és külső lemezek között különösen a gyártás során vízszintes elrendezésű lemezek esetében célszerű távtartó elemeket elhelyezni, amikoris gyártás során a képlékeny állapotú közbenső réteget az egyik vízszintes elrendezésű lemezre öntjük, majd erre helyezzük rá a másik lemezt.
Ugyancsak célszerű lemezszerű elemekkel a belső és a külső lemez közötti tért a függőleges részeken rekeszekre osztani, mivel ez megkönnyíti a képlékeny állapotú közbenső réteg bevezetését.
A közbenső réteg összetétele alkalmazástól függően változhat. Képlékeny állapotban a réteget megfelelő töltőnyílásokon keresztül a külső és belső lemezek közé töltjük, ahol az tartósan a lemezek belső felületéhez tapad és megkeményedik. Megkeményedés után a töltőnyílásokat lezárjuk.
A találmány jelentős előnye abban áll, hogy a különböző műgyanták és szemcsés anyagok (pl. kvarc, bórkarbid, fémgolyók) alkalmazásával a va-21
191 255 riációs lehetőségek széles skálája ál! rendelkezésre a sugárfizikai, mechanikai és gyártástechnológiai követelmények összhangba hozásához. A konstrukció előnye továbbá, hogy a szintetikusan kialakított, a lemezek belső felületére tapadó réteg nagy szilárdságú burkot képez, amely lényegesen kedvezőbb tulajdonságokat mutat, mint egy azonos tömegű acélréteg.
Előnyt jelent továbbá az is, hogy a javasolt felépítésű konténerek a legnagyobb terhelési esetekben — mint az a 9 m-es ejtőpróbák során megállapítást nyert —, nagyobb deformációs képességgel rendelkeznek a masszív testeknél és ezáltal jobban védik a konténerben szállított tárgy sértetlenségét anélkül, hogy további költséges ütéscsillapító (elnyelő) anyagokra lenne szükség. A konténer gyártási költsége más konstrukciókhoz képest lényegesen csökkenthető. Mindent egybevetve a megoldás szerencsésen egyesíti a gazdasági és biztonságtechnikai előnyöket.
A találmány tárgyát a továbbiakban példakénti kiviteli alak kapcsán, a csatolt rajzra hivatkozással ismertetjük részletesen, ahol az
1. ábra a találmány szerinti konténer keresztmetszete, falkonstrukciójának egy kinagyított részletével.
Ez a konténer egy 1 köpenyből, az ehhez csavarkötéssel csatlakozó 2 fedélből és 11 fenékből áll. Az 1 köpenyen 3 fenékkarima és 4 felső karima található: falai mindenütt 5 belső lemezből és 6 külső lemezből vannak kialakítva. Az 1 köpeny alkotórészei között az előgyártás során keletkező üres belső tér képezi a formát, amelybe műgyanta és szemcsés anyag keverékéből álló, a felhasználástól függően változó összetételű 7 közbenső réteget töltünk.
A 2 fedél két 8 lemeztárcsából, 9 gyűrűből és a közéjük zárt műgyanta-szemcsés anyag keverékéből készített 7 közbenső rétegből áll. A 11 fenék kialakítása hasonló.
A 7 közbenső réteg közvetlenül vagy 10 műanyaghártya révén tapad tartósan az előgyártás során már összeállított 5 belső és 6 külső lemezekhez. A 10 műanyaghártyát célszerűen ugyanolyan műgyantából visszük fel ismert módon, például szórással vagy festéssel a lemezekre, amilyent a 7 közbenső réteg létrehozásához alkalmaztunk.
A műgyantából és szemcsés anyagból álló keverék összetevőinek, tulajdonságainak ismeretében, a konténer kívánt jellemzői alapján a 7 közbenső réteg anyagvastagságát és receptúráját ismert módon, számításokkal határozzuk meg és modellkísérletekkel ellenőrizzük az adatok elfogadható voltát. A 7 közbenső réteg alapanyagait ismert módon állítjuk össze, keverjük, majd képlékeny állapotban töltjük be az 1 köpenyben, a 2 fedélben és a 11 fenékben az 5 belső lemez és a 6 külső lemez között hagyott üregekbe. Az 1 köpeny esetében a betöltést függőleges lemezekkel is elősegíthetjük. A 2 fedél és a 11 fenék esetében a képlékeny anyag az alul fekvő lemezre is kerülhet, majd erre helyezzük fel a felső lemezt. Ilyenkor célszerűen távtartó lapokat is alkalmazunk. A függőleges lemez és a távtartó lap elegendő, ha csak a megfelelő távolságot a szerelés közben biztosítja, nagyobb igénybevétellel szemben nem kell ellenállónak lennie.
A 7 közbenső réteg közvetlenül vagy a 10 műanyaghártya révén meg tapad a lemezfelületeken, és a hőmérséklet, valamint összetétel által meghatározott sebességgel kikeményedik. Szükség esetén ezt a folyamatot megemelt hőmérséklettel gyorsítani lehet.
A műgyanta és a szemcsés anyag megválasztása a mindenkori feladat függvénye. Ezek alapján, továbbá az 5 belső lemez és a 6 külső lemez vastagságának megfelelő megválasztásával a konténerrel szemben támasztott többféle követelmény egyidejűleg kielégíthető. Előnyös, hogy viszonylag vékony acéllemezek használhatók fel, és a további szilárdság, amely a belső fal átütés általi károsodásának megakadályozásához szükséges, a műgyanta és szemcsés anyag keverékéből álló 7 közbenső réteggel biztosítható, ami azért különösen kedvező, mert azt nemcsak betöltik a két fal közé, hanem a belső felületekhez hozzá is tapasztják. A külső acélköpeny részleges sérülései sem jelentenek különösebb gondot, mert a megkeményedett 7 közbenső réteg nem jut ki a falkonstrukcióból az ilyen sérülésen keresztül. Különböző műgyanták és szemcsés anyagok kiválasztásával lehetőség nyílik egyes specifikus sugárzásfajták (pl. neutronok) elnyelésének fokozására és egy esetleges tűz hatásának csillapítására.
Külön ki kell emelni a konstrukció javított energiaelnyelési tulajdonságait, pl. 9 m-es ejtőpróba alkalmával, ami az ütközési erő csökkentését és ennek következtében a konténer töltetének nagyobb védelmét eredményezi.
Az ismertetett megoldás a gyártási folyamatot is pozitívan befolyásolja, mert a plasztikus keverék betöltése bonyolult formá kba is történhet. Előny az ’s, hogy csökken az acélfelhasználás. Ezáltal csökken a berendezés tömege és ennek következtében a szállítási költségek is.
Szabadalmi igénypontok

Claims (6)

1. Konténer radioaktív anyagok szállítására, amelynek belső lemezből és attól térközzel elválasz50 tott külső lemezből kialakított minden oldalról zárt háza van, azzal jellemezve, hogy a belső lemez (5) és a külső lemez (6) között műgyanta és szemcsés töltőanyag keverékéből kialakított, képlékeny állapotban betöltött közbenső réteg (7) van.
55
2. Az 1. igénypont szerinti konténer, azzal jellemezve, hogy a belső lemeznek (5) és a külső lemeznek (6) a közbenső réteget (7) határoló felületein műgyantahártya (10) van kialakítva.
3. A 2. igénypont szerinti konténer, azzal jelle60 mezve, hogy a mügyantahártya (10) a közbenső rétegben (7) alkalmazott műgyantából van kialakítva.
191 255
4. Az 1 - 3. igénypontok bármelyike szerinti konténer, azzal jellemezve, hogy a belső lemez (5) és a külső lemez (6) között távtartó elemek vannak.
5. Az 1 -4. igénypontok bármelyike szerinti konténer, azzal jellemezve, hogy a műgyanta részaránya a közbenső rétegben 10...30 tf%.
6. Az 1 - 5. igénypontok bármelyike szerinti konténer, azzal jellemezve, hogy a belső lemez (5) és a külső lemez (6) közötti tér a ház függőleges részein rekeszekre van osztva.
1 db ábra
NSZO4: G 21 F 5/00; B 65 D 88/00
HU87284A 1984-03-05 1984-03-05 Container for transporting radioactive matters HU191255B (en)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
HU87284A HU191255B (en) 1984-03-05 1984-03-05 Container for transporting radioactive matters
DD26135184A DD223853A1 (de) 1984-03-05 1984-03-29 Container zum transport radioaktiver stoffe
GB08504591A GB2154929A (en) 1984-03-05 1985-02-22 Transport container for radioactive materials
FI850750A FI850750L (fi) 1984-03-05 1985-02-22 Behaollare foer transport av radioaktiva aemnen.
DE19853507503 DE3507503A1 (de) 1984-03-05 1985-03-04 Container zum transport radioaktiver stoffe
FR8503131A FR2560709A1 (fr) 1984-03-05 1985-03-04 Conteneur servant au transport de substances radioactives
JP4135985A JPS60205399A (ja) 1984-03-05 1985-03-04 放射性物質移送用コンテナ

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
HU87284A HU191255B (en) 1984-03-05 1984-03-05 Container for transporting radioactive matters

Publications (2)

Publication Number Publication Date
HUT38002A HUT38002A (en) 1986-03-28
HU191255B true HU191255B (en) 1987-01-28

Family

ID=10951811

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
HU87284A HU191255B (en) 1984-03-05 1984-03-05 Container for transporting radioactive matters

Country Status (7)

Country Link
JP (1) JPS60205399A (hu)
DD (1) DD223853A1 (hu)
DE (1) DE3507503A1 (hu)
FI (1) FI850750L (hu)
FR (1) FR2560709A1 (hu)
GB (1) GB2154929A (hu)
HU (1) HU191255B (hu)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE8814504U1 (hu) * 1988-11-21 1989-03-16 Nukem Gmbh, 6450 Hanau, De
JP2002277588A (ja) * 2001-03-09 2002-09-25 Schering Ag 放射性物質の包装ケース及び放射性溶液注射筒
RU2004117540A (ru) * 2001-12-26 2005-11-20 Юрий Сергеевич Алексеев (UA) Контейнер для токсичных химических отходов, корпус контейнера и способ изготовления корпуса
WO2004036596A1 (fr) * 2002-10-18 2004-04-29 Yuri Sergeyevich Alexeyev Boitier de recipient de protection a parois minces
DE102011085480A1 (de) * 2011-10-28 2013-05-02 Volkmar Gräf Behältersystem zur endlagerung von radioaktivem abfall und/oder giftmüll

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE553665A (hu) * 1955-12-23
GB1073751A (en) * 1964-03-13 1967-06-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to containers for transporting radioactive and/or fissile materials
GB1135496A (en) * 1966-11-29 1968-12-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to transport containers for radioactive material
DE1801578A1 (de) * 1968-10-05 1971-06-03 Tehab Kg M N Duivelaar & Co Abschirmung gegen Kernspaltungsstrahlungen
BE791334A (fr) * 1971-11-15 1973-03-01 Lemer & Cie Dispositif perfectionne pour le refroidissement par air de chateau de transport de produits radioactifs
GB1496846A (en) * 1975-12-01 1978-01-05 Atomic Energy Authority Uk Transport containers for radioactive material
DE2741661C2 (de) * 1977-09-16 1986-12-11 Gesellschaft für Strahlen- und Umweltforschung mbH, 8000 München Verfahren zur Umkleidung von Abfallfässern mit einer auslaugsicheren, geschlossenen Hülle
DE2817193A1 (de) * 1978-04-20 1979-10-31 Transnuklear Gmbh Abschirmbehaelter fuer den transport und die lagerung bestrahlter brennelemente
FR2479542B1 (fr) * 1980-03-27 1987-08-07 Tech Nles Ste Gle Nouveaux materiaux barrieres utilisables pour le conditionnement des effluents radio-actifs
DE3012256A1 (de) * 1980-03-29 1981-10-15 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Behaelter zum transport und/oder lagerung radioaktiver stoffe
DE3132704C2 (de) * 1981-08-19 1985-12-19 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Behälter zur Langzeitlagerung radioaktiver Abfälle

Also Published As

Publication number Publication date
FR2560709A1 (fr) 1985-09-06
DE3507503A1 (de) 1985-11-21
GB8504591D0 (en) 1985-05-15
GB2154929A (en) 1985-09-18
JPS60205399A (ja) 1985-10-16
FI850750L (fi) 1985-09-06
HUT38002A (en) 1986-03-28
DD223853A1 (de) 1985-06-19
FI850750A0 (fi) 1985-02-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0036954B1 (de) Behälter zum Transport und/oder Lagerung radioaktiver Stoffe
EP0405050B1 (en) Radiation shielding material with heat-transferring property
US5789648A (en) Article made out of radioactive or hazardous waste and a method of making the same
US5334847A (en) Composition for radiation shielding
HU191255B (en) Container for transporting radioactive matters
EP2355108B1 (en) Shielding material and shielding element for shielding gamma and neutron radiation
US4434373A (en) Neutron shielding
US5926516A (en) Absorption structure for absorbing neutrons and method for producing an absorption structure
Peterson Safety analysis report for packaging: neutron shipping cask, model 4T
WO1998044834A1 (en) Large size, thick-walled ceramic containers
US4753756A (en) Radiation shielding material
US11810682B2 (en) Neutron absorbing concrete wall and method for producing such concrete wall
Seagren OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY TUNGSTEN-SHIELDED CASK.
Choi et al. Safety analysis and evaluation of transport and storage container for very Low-Level liquid radioactive waste
Shobe W. C. Corder
JPS58208699A (ja) 放射線を遮蔽・制御するfrp及び高分子樹脂積層成型構造物
JPH1062592A (ja) 遮蔽構造物の開閉部構造
RU2022378C1 (ru) Способ включения твердых высокоактивных отходов в металлическую матрицу
Gates et al. Safety analysis report UO $ sub 2$ shipping package (packaging of radioactive and fissile materials). Final report
JPS61195398A (ja) 使用済核燃料輸送容器
Lo Puncture evaluation of Shippingport package
Forsberg Depleted Uranium Applications in Geological Repositories
Wigle et al. ANALYSIS OP NEUTRON SHIPPING CONTAINER 6-GS-l
Forsberg et al. EXTENDED SUMMARY ALTERNATIVE MANUFACTURING METHODS FOR DEPLETED URANIUM DIOXIDE–STEEL CERMET SNF CASKS
Stuart The development of a transportable storage cask

Legal Events

Date Code Title Description
HU90 Patent valid on 900628
HMM4 Cancellation of final prot. due to non-payment of fee