JP5463412B2 - 高レベルの廃棄物を輸送および/または貯蔵するためのキャスク装置。 - Google Patents
高レベルの廃棄物を輸送および/または貯蔵するためのキャスク装置。 Download PDFInfo
- Publication number
- JP5463412B2 JP5463412B2 JP2012508665A JP2012508665A JP5463412B2 JP 5463412 B2 JP5463412 B2 JP 5463412B2 JP 2012508665 A JP2012508665 A JP 2012508665A JP 2012508665 A JP2012508665 A JP 2012508665A JP 5463412 B2 JP5463412 B2 JP 5463412B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- shell
- thermally conductive
- layer
- cylindrical body
- cask
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 title description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 70
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 39
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 39
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 33
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 33
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 22
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 19
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 13
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 11
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 claims description 10
- 238000004880 explosion Methods 0.000 claims description 6
- 230000007704 transition Effects 0.000 claims description 6
- 239000011800 void material Substances 0.000 claims description 6
- 238000005242 forging Methods 0.000 claims description 5
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 12
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 12
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 12
- 238000000034 method Methods 0.000 description 11
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 7
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 7
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 5
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 5
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 239000003570 air Substances 0.000 description 3
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 3
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 description 2
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 239000013618 particulate matter Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 239000002470 thermal conductor Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000853 adhesive Substances 0.000 description 1
- 230000001070 adhesive effect Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 230000001010 compromised effect Effects 0.000 description 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 230000001788 irregular Effects 0.000 description 1
- 238000010297 mechanical methods and process Methods 0.000 description 1
- 230000005226 mechanical processes and functions Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012811 non-conductive material Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
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
- G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
-
- 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
- G21F5/12—Closures for containers; Sealing arrangements
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
- Gasification And Melting Of Waste (AREA)
Description
本出願は2009年4月28に出願された米国特許仮出願第61,173/392号の優先権を主張するものであり、その全体は参照により本出願に援用されている。
本発明は、一般に高レベルの廃棄物(「HLW」)を輸送、支持および/または貯蔵するためのキャスク装置、システム、および方法に関し、詳細には使用済み核燃料などの高レベルの放射性材料を輸送、支持および/または貯蔵するための容器およびその部品に関する。
核反応器の運転において、燃料集合体はそのエネルギーが予め定められたレベルに消耗した後に除去することが慣例である。除去の際にこの使用済み核燃料(「SNF」)はまだ放射能が高く、かなりの崩壊熱を生成し、その梱包、輸送、および貯蔵には十分な注意を払うことが必要とされる。詳細には、SNFは、適切に除去しなければ、一定量の熱を発生することに加えて極めて危険なニュートロン(すなわち、ニュートロン放射線)およびガンマフォトン(すなわち、ガンマ放射線)を放射し、それを貯蔵する容器の材料の少なくともいくつかに損傷を与えるのに十分であり、キャスクの完全さを損なわせる危険性を有する。
これらのニュートロンおよびガンマフォトンはSNFの輸送および貯蔵の全ての間閉じ込めることが肝要である。また、SNFから発散する残留崩壊熱は、キャスクが危険な温度に達するのを回避するための逃げ道を有することが肝要である。したがって、SNFを輸送および/または貯蔵するのに用いられる容器は、SNFの放射能を安全に閉じ込めて遮蔽するだけではなく、それらはSNFによって生成される熱を除去する効率的な方法を提供しなければならない。それらの輸送および/または貯蔵容器は当技術分野において通常キャスクと呼ばれる。
一般に、SNFの輸送および/または貯蔵のために用いられるキャスクには、換気された縦型オーバパック(「VVO」)および熱伝導性キャスクの2つの種類がある。VVOは典型的にSNFを装填しVVOの空洞内に配置された封止可能な缶を用いる。それらの缶はしばしばSNFを受容するためのバスケット組み立て体を収容する。VVOと一緒に用いられるように設計された缶およびバスケット組み立て体の例は、1999年4月27日に発行された米国特許第5,898,747号(Singh)に開示され、その全体は参照により本出願に組み込まれている。VVOの本体はSNFが装填された缶のために必要なガンマおよびニュートロン放射線遮蔽を提供するように設計および製作される。缶内のSNFを冷却するために、VVOには換気通路が備えられ、より冷たい環境空気が缶の外側表面上および空洞の外へ温まった空気としてVVO本体の空洞中に流れることを可能にする。その結果、缶内のSNFによって発散された熱は自然の対流力で除去される。VVOの一例は2004年4月6日に発行された米国特許第6,718,000号(Singhら)に開示され、その全体は参照により本出願に組み込まれている。
キャスクの第2の種類は熱伝導性キャスクである。VVOと比較すれば、熱伝導性キャスクは換気されない。典型的な熱伝導性キャスクにおいて、SNFはキャスク本体によって形成された空洞中に直接装填される。典型的に、バスケット組み立て体がそれ自体の内部に提供されて矩形の燃料集合体を適切な位置に案内し、SNFをその場所に固定する。VVOのように、熱伝導性キャスクの本体はSNF用の必要なガンマおよびニュートロン放射線遮蔽を提供するように設計される。しかし、内部に貯蔵されたSNFから発散される熱を除去するために自然の対流力を用いるVVOとは対照的に、熱伝導性キャスクは熱伝導を用いてSNFを冷却する。さらに詳細には、キャスク本体はそれ自体熱伝導によってSNFから熱を導くように設計される。典型的な熱伝導性キャスクにおいて、キャスク本体は鋼または高い熱伝導性を有する他の金属から作られる。結果として、SNFから発散される熱はキャスク本体を通ってキャスク本体の外部表面に達するまで空洞から外方向へ導かれる。次いで、この熱は環境空気の対流力によってキャスク本体の外部表面から除去される。
いくつかの例において、VVOの使用は好ましくなく、かつ/または必要ではない。これは対象となるSNFの熱負荷、SNFが貯蔵される貯蔵施設の既存の状況/設計、および/または貯蔵施設が所在する国の核規制によるものであろう。しかし、熱伝導性キャスクの既存の設計は、例えば、(1)最適熱除去よりも少ない、(2)放射線(すなわち光)の漏出に対する無防備さなどの、多くの欠点を有する。さらに、熱伝導性キャスクの製造および設計の既存の方法は、キャスク全体の再設計および/または製造施設の再設備なしにキャスクの寸法を変更できるような柔軟性は、皆無に等しい。
使用済み核燃料を貯蔵および/または輸送するために用いられる金属キャスクは、特に、燃料が比較的高い燃焼度または比較的短い冷却時間のとき、大量の熱を放散する能力をもたなければならない。キャスクからの熱の大部分はキャスクの側面の円筒状表面によって環境に放出される。これらの、または他の欠点は本発明によって改善される。
本発明の目的は、高い熱負荷を有する高レベルの放射性廃棄物を輸送、貯蔵および/または支持するための装置を提供することである。
本発明の他の目的は、大量の崩壊熱を生成する使用済み核燃料を輸送、貯蔵および/または支持するための装置を提供することである。
本発明のさらに他の目的は、本質的に環境への放射線放出の可能性を防止する、使用済み核燃料を貯蔵するための装置を提供することである。
本発明のさらに他の目的は、使用済み核燃料を乾燥状態で輸送、貯蔵および/または支持するための装置を提供することである。
本発明の他の目的は、装置に貯蔵された消費核燃料全体の周りに、ガスおよび/または粒子などの放射性物質を収容する2つの独立した閉じ込め境界を備える、消費核燃料を貯蔵するシステムを作ることである。
本発明のさらに他の目的は、2つの放射線遮蔽を備え、その間のバイメタル結合による接触で熱の除去を促進する、消費核燃料を貯蔵するための装置を提供することである。
本発明のさらに他の目的は、熱放散を改善するための強化トポロジーを有する乾燥貯蔵キャスクの外部表面を設計することである。
1つの好ましい実施形態において、本発明は、高レベルの放射性廃棄物を受容するための空洞を形成し縦軸を有する内部シェルを含むと;内部層および内部層にクラッドされた外部層を含む中間シェルであって、内部層は第1熱伝導性を有する材料から作られ、外部層は第1熱伝導性よりも大きな第2熱伝導性を有する材料から作られ、中間シェルと中間シェルの内部シェルとの間に第1の環状空隙を形成するように、内部シェル周縁を同心状に取り囲む中間シェルと;第1環状空隙内に配置され、内部シェルおよび中間シェルに接続された第1の放射状フィンの組と;第1環状空隙を充填するガンマ遮蔽材料と、中間シェルの外部層と外部シェルとの間に第2環状空隙を形成するように、同心状に中間シェルの周縁を取り囲み、第2材料から作られる外部シェルと;第2環状空隙内に配置され、中間シェルの外部層と外部シェルに接続され、外部シェルが第2材料から作られる第2の放射状フィンの組と;第2環状空隙内に配置されたニュートロン遮蔽材料、を含む円筒状本体;、円筒状本体の上端部に接続されて空洞の上端部を封入する蓋と、円筒状本体の下端部に接続されて空洞の下端部を封入する底部と、を含む熱伝導性キャスクとすることができる。
他の実施形態において、本発明は、高レベルの放射性廃棄物を受容するための空洞を形成し、第1伝導性を有する第1材料から形成された外部表面を有するガンマ遮蔽円筒状本体と;ガンマ遮蔽円筒状本体を取り囲み、第1熱伝導性よりも大きな第2熱伝導性を有する第2材料から形成された層を有するニュートロン遮蔽円筒状本体であって、層はニュートロン遮蔽円筒状本体の内部表面を形成するニュートロン遮蔽円筒状本体とを含み;層はガンマ遮蔽円筒状本体の外部表面にクラッドされる、熱伝導性キャスクとすることができる。
さらに他の実施形態において、本発明は、高レベルの放射性廃棄物を受容するための空洞を形成し、縦軸を有する鋼製内部シェルと;内部鋼層および内部鋼層にクラッドされた外部のアルミニウム層を含む中間シェルであって、中間シェルと内部鋼シェルとの間に第1環状空隙を形成するように、同心状に内部シェルの周縁を取り囲む中間シェルと;第1環状空隙内に配置され、内部シェルと中間シェルに接続された1組の鋼製フィンと;第1環状空隙を充填するガンマ遮蔽材料と、アルミニウム層と外部シェルとの間に第2環状空隙を形成するように中間シェルの周縁を取り囲むアルミニウム外部シェルと;第2環状空隙内に配置され、中間シェルの外部層と外部シェルに接続された1組のアルミニウム放射状フィンと;第2環状空隙内に配置されたニュートロン遮蔽材料と、を含む熱伝導性キャスクとすることができる。
さらに他の実施形態において、本発明は、高レベルの放射性廃棄物を収容するための空洞を形成し第1熱伝導性を有する第1材料から形成された外部表面を有するガンマ遮蔽円筒状本体と、ガンマ遮蔽円筒状本体を取り囲むニュートロン遮蔽円筒状本体を含む熱伝導性キャスクとすることができ、ここで、ニュートロン遮蔽円筒状本体は、ニュートロン遮蔽円筒状本体の内部表面を形成する第1シェルと、第1と第2シェルとの間に環状空隙が存在するように第1シェルを同心円状に取り囲む第2シェルと、環状空隙内に配置されて第1および第2シェルに接続された1組のコネクタと、環状空隙を充填するニュートロン吸収材料と、を含み、第1シェル、第2シェルおよびコネクタは第1熱伝導性よりも大きな第2熱伝導性を有する第2材料から作られ、第1シェルはガンマ遮蔽円筒状本体の外部表面にクラッドされる。
図1、2、4を同時に参照すれば、本発明の一実施形態による熱伝導性キャスク100が示される。熱伝導性キャスク100は図1に示すように実質的に縦配向で用いるために設計される。しかし、熱伝導性キャスク100は所望の場合水平または他の配向で用いることもできる。熱伝導性キャスク100は、ある縦軸X−Xに沿って展延し、実質的に円形状の横断面プロファイルを有する実質的に円筒状の閉じ込めユニットである。しかし、本発明は、円形の横断断面形状を有する円筒に制限されず、例えば、矩形、卵形または他のプリズム状または多角形の断面プロファイルを有する円筒状容器を含むことに留意すべきである。熱伝導性キャスク100は、使用済み核燃料(「SNF」)燃料集合体を貯蔵および/または輸送するのに特に有用であるが、本発明はその中に貯蔵される放射性廃棄物または材料の種類に制限されない。熱伝導性キャスク100は、任意の種類の放射性HLWを輸送および/または貯蔵するのに用いることができる。このように、熱伝導性キャスク100は、高い残留熱負荷を有しSNFなどのニュートロンおよびガンマ放射線を生成する放射性材料の輸送、貯蔵および/または冷却に特に適している。
熱伝導性キャスク100は、熱伝導本体60を含み、例示的実施形態において、3つの同心円状に配置された管状シェル、すなわち内部シェル30、中間シェル20、および外部シェル10を含む。以下に詳細に考察されるように、熱伝導本体60はガンマ放射線遮蔽円筒状本体およびガンマ放射線遮蔽円筒状本体を同心円状に取り囲むニュートロン放射線遮蔽円筒状本体を含む。したがって、熱伝導本体60は必要なガンマおよびニュートロン放射線遮蔽特性を提供するが、同時に、効率的にHLWから熱を伝導することによって空洞の内部に貯蔵されたHLWの冷却を改善する。
熱伝導本体60は、比較的大量の熱を放散するSNF燃料集合体を受容し貯蔵するための内部貯蔵空洞31を形成する。熱伝導性キャスク100は貯蔵空洞31(したがって、貯蔵されたSNF燃料集合体)の周りに閉じ込め境界60を形成する。閉じ込め境界60は、制限なしに、ガス気密閉じ込め境界、圧力容器、密封閉じ込め境界、放射線閉じ込め境界、および流体および粒子物質の閉じ込め境界を含んで、多岐に解釈することができる。これらの用語は、この出願を通して同義語に用いられる。一例として、これらの用語は、一般に圧力、温度等、必要な運転条件に直面したとき、空間を取り囲み、全ての流体および粒子物質が空間から漏出し、および/または空間中に入るのを防止する境界の種類を指す。
内部貯蔵空洞31は、その下端部が底部12によって封止され、その上端部で一連の取り外し可能な蓋13、14(図4)によって封止される。底部12は熱伝導本体60の下端部に接続され、蓋13、14は上部の構造リング11にボルト止めされる。底部12および構造リング11は両方とも厚い鋼鍛造物である。
外部シェル10はアルミニウム(またはアルミニウム合金)から形成されるのが好ましく、底部12および上部構造リング11は、例えばSA350LF3などの鋼合金から形成されるのが好ましい。熱伝導性キャスク100の平面図はボルト50で装着された二次蓋13と共に図2に示される。この透視図から、外部シェル10の上部部分10aが示される。
ここで、図3および4を同時に参照して、本発明の一実施形態による熱伝導性キャスク100の熱伝導本体60を造る内部部品が考察される。上述のように、熱伝導本体60は内部シェル30、中間シェル20および外部シェル10を含む。中間シェルは多層シェルであり、内部層20aと外部層20bを含む。無論、中間シェル20はそのように制限されず、いくつかの実施形態において、3層以上の層を含むことができる。
内部シェル30は、本体60の最も内部のシェルである。結果として、内部シェルの内部表面は空洞31を形成し、その中にSNF燃料集合体が配置されて貯蔵および/または輸送のために保持される。内部シェル30は、SNFを外部環境から分離する初期の境界を形成する。したがって、内部シェル30は、例えば、SA203Eなどの高強度鋼から作られるのが好ましく、ニュートロンおよびガンマ線への長期暴露による分子構造の既知の劣化に対抗するために十分厚いことが好ましい。また、鋼はその良好な熱伝導性の故に内部シェル30に用いる材料として好ましく、これは収容された放射性材料によって発生した崩壊熱が通過する(および最終的には環境に放散される)通路を提供するために重要である。また、最終的に、鋼はその高い溶融点の故に好ましく、内部シェル30の完全さが高温でも損なわれないことを確実にする。
いずれのシェルも、矩形プレートを円筒状または他の形状に曲げて2つの出会い端部を互いに熔接すること、一連の伸長された矩形プレートを端部同士互いに熔接すること、または当業者にとって既知の所望の形状を製造する任意の他の方法によって造ることができる。また、機械プロセスを用いることもできる。
中間シェル20は、内部シェル30の外部表面36の周縁を取り囲むように同心円状に配置される。中間シェル20は内部シェル30と同心円状および同軸状との両方である。中間シェル20は内部シェル30から間隔を置いて離れ、それによって、中間シェル20と内部シェル30との間に第1の環状空隙32を形成する。同様に、外部シェル10は中間シェル20の外部表面36の周縁を取り囲む。外部シェル10は内部シェル30と中間シェル20と同心円状および同軸状との両方である。外部シェル20は中間シェル20から間隔を置いて離れ、それによって、中間シェル20と外部シェル10との間に第2の環状空隙32を形成する。本明細書に用いられる用語「同心円状」は、シェル10、20、30が同軸である配置に制限されず、シェル10、20、30が偏る配置を含む。さらに、本明細書に用いられる用語「環状」は、円形状に制限されず、対象物または空間が一定の幅を有することを要求しない。例えば、内部シェル10は円形の横断面を有することができるが、中間シェル20は矩形の横断面を有することができる。
上述のように、中間シェル20は2層以上の金属層から作られるのが好ましい。本明細書に用いられる用語の金属および金属製は両方とも純金属および金属合金を指す。好ましい実施形態において、内部層20aは第1の熱伝導係数を有する材料から形成され、外部層20bは第1の熱伝導係数よりも大きい第2の熱伝導係数を有する材料から形成される。好ましい実施形態において、内部層20aは、それが熔接、さもなければ以下に説明するように第1の放射状フィン33に接続することができるように、炭素鋼材料から形成されるのが好ましい。外部層20bはアルミニウム材料から形成されるのが好ましく、さらに、その熱伝導および熱放散特性の利点の故に、軟アルミニウムであるのが好ましい。本明細書に用いられる用語のアルミニウムはその全てのグレードを含んで純アルミニウムおよびアルミニウム合金の両方を含む。さらに、2つの部品が同じ材料、特に同じ金属から作られることを指す場合、部品の各々はその純粋な形の金属から作ることができ、または全てのグレードを含むその金属の合金から作ることができる。言い換えれば、層またはフィンが両方ともアルミニウムから作られることを指す場合、層は純粋なアルミニウムから作ることができるが、フィンはアルミニウム合金から作られ、または層およびフィンは異なるグレードのアルミニウム合金から作ることができる。
中間シェル20は両方とも異なる材料である2つの層20a、20bから形成されることが分かるであろう。当技術分野で既知のように、アルミニウムは鋼に熔接できない。言い換えれば、アルミニウムおよび鋼は、熔接の点では冶金学的に不適合な金属の例である。したがって、本発明の好ましい実施形態において、中間シェル20の内部層および外部層20a、20bは熔接プロセスで互いに接続することはできない。したがって、外部層20bは内部層20aにクラッドするのが好ましい。このクラッディングの結果、内部層20aの外部表面25aは外部層20bの内部表面24bと連続的に共形表面接触(comformal
surface contact)する。この共形表面接触は、空洞31から外部環境へ熱を導くように層20aと20bとの間に効率的な熱伝達が起きるために重要である。
surface contact)する。この共形表面接触は、空洞31から外部環境へ熱を導くように層20aと20bとの間に効率的な熱伝達が起きるために重要である。
内部および外部層20a、20bはクラッディングプロセスによって互いに堅固に接合される。内部層20aは内部表面24aと外部表面25aを有するが、外部層20bは内部表面24bと外部表面25bを有する。内部層20aの内部表面24aは、中間シェル20と内部シェル30との間の環状空隙32に隣接する。外部層20bの外部表面25bは中間シェル20と外部シェル10との間の環状空隙22に隣接する。構造的に、クラッディングによって、内部および外部層20a、20bは中間シェル20などの単一のシェル構造を形成する。したがって、鋼の構造特性を有し、同時にアルミニウムの熱伝導特性を1つの単一シェル内に有することから利益を実現することができる。さらに、アルミニウム層20bの存在は、ニュートロン遮蔽材料(低い熱伝導体である)を通して熱を伝導する役割を有する放射状フィンをアルミニウムから作製することが可能になる。
1つの好ましい実施形態において、内部層20aは爆着などの冶金学的接合プロセスによって外部層20bにクラッドされる。それらのプロセスは、例えば、グレード1100の軟アルミニウムなどの軟アルミニウムを、例えば、SA516Gr.55などの延性炭素鋼上に爆着することを含む。バイメタルの中間シェル20の形成は、以下に説明するように、第1の材料(鋼など)から作られた第1組の放射状フィン33を中間シェル20の内部層20aに熔接可能にし、第2の材料(アルミニウムなど)から作られた第2組の放射状フィン23を中間シェル20の内部層20bに熔接可能にする。さらに、内部および外部層20a、20bは実質的に互いに連続的に表面接触しているので、2つの層20a、20bの間には空気の間隙が存在せず、それによって、以下に説明するように、熱の外側への伝達を促進する。無論、爆着に加えて、冶金学的に適合しない金属の第1および第2層20a、20bをクラッドする他の方法が存在する。例えば、1つの代替の方法はローラー接合である。
内部シェル30と中間シェル20との間の環状空隙32は、ガンマ線を含むさまざまな形の放射線の高い吸収率を有することで一般に知られている鉛などの放射線吸収材料を充填するのが好ましい。鉛などの良好な熱伝導性を有する材料を環状空隙32に充填することは、内部シェル30の空洞31内に配置されたHLWによって発生する熱を中間シェル20の内部層20aの外側へ放散する良好な通路としても働く。鉛は多くの他の材料よりも良好なガンマ放射線遮蔽材料(ポンド当たり)であり、また、良好な熱導体であるので、好ましいガンマ遮蔽充填材料である。無論、所望の場合、内部のガンマ遮蔽円筒状本体全体(内部シェル30、鉛、放射状フィン33、および内部層20aからなる)を、完全に単一の厚い鋼シェルとして製作することが可能である。言い換えれば、本発明は中間シェルから分離された内部シェルを用い、それによってガンマ遮蔽材料で充填する実施形態に制限されない。
1つの代替の実施形態において、内部シェル30は、空洞31を形成する内部表面と、外部表面25aとして作用する外部表面を有し、その上にアルミニウム層がクラッドされる非常に厚い鋼シェルとすることができる。それらの設計は、キャスク100にガンマ放射線遮蔽および熱伝導性を提供しながら、追加の構造的な剛性を提供する。
さらに、熱伝導性キャスク100はガンマ遮蔽円筒状本体およびニュートロン遮蔽円筒状本体を含む2つの円筒状本体から構成することができる。それらの一実施形態において、ガンマ遮蔽円筒状本体は高レベルの放射線廃棄物を受容するための空洞31を形成する。また、ガンマ遮蔽円筒状本体は第1熱伝導性を有する第1材料から形成された外部表面を有する。ニュートロン遮蔽円筒状本体はガンマ遮蔽円筒状本体を取り囲み、第1熱伝導性よりも大きな熱伝導性を有する第2材料から形成された内部表面を有する。上で考察したように、ニュートロン遮蔽円筒状材料の内部表面はガンマ遮蔽円筒状本体の外部表面とは異なる材料から形成されるのでこれらの2つの表面は熔接によって接続することはできない。したがって、ニュートロン遮蔽円筒状本体の内部表面は、それらが堅固に接合され整合表面接触するようにガンマ遮蔽円筒状本体の外部表面にクラッドされるのが好ましい。
概念的には、熱伝導本体60はガンマ遮蔽円筒状本体と、ガンマ遮蔽円筒状本体を同心状に取り囲むニュートロン遮蔽円筒状本体に分離することができる。それらの実施形態において、ガンマ遮蔽円筒状本体は剛性構造(鋼など)、または上で考察したような複数シェル燃料集合体とすることができる。さらに、ニュートロン遮蔽円筒状本体は、2つの層(シェル)を接続する放射状フィンを備え、適切なニュートロン遮蔽材料で充填された環状空隙で分離される2層の材料(またはシェル)を有するであろう。
ここで、単独に図3を参照すれば、第1組の放射状フィン33が内部シェル30の外部表面36から中間シェル20の内部層20aへ放射状に展延する。本明細書に用いられる用語「放射状に」および「放射状」は、中心の長手軸A−Aから展延する、または収束する構造に制限されるものではない。むしろ、用語「放射状に」および「放射状」は、実際に中心点に接触することなく中心点から離れる方向に展延する構造を含む。放射状フィン33は、環状空隙32内を内部シェル30の高さ全体に展延する長手方向のリブであるのが好ましい。放射状フィン33は、環状空隙32を円周部分に分離する。しかし、本発明はそのように制限されず、放射状フィン33は、内部シェル30の高さを部分的に展延するリブとすることができ、または境界として働くことなく、内部シェル30から中間シェル20へ外方向に展延する柱状部材とすることができる。放射状フィン33の端部および中間シェル20への内部シェル30の間の接続は熔接によって達成されるのが好ましい。
放射状フィン33は中間シェル20の内部層20aと同様に炭素鋼から作られるのが好ましい。しかし、中間シェル20の内部層20aが炭素鋼以外の他の材料から作られる場合、放射状フィン33の材料は内部層20aに適合するように変更することができる。放射状フィン33は、主として中間シェル20の内部および外部層20a、20bを内部シェル20に固定して内部シェル30から熱を外方向に導く働きをする。図3において、放射状フィン33は中間シェル20の内部および外部層20a、20bの両方を貫通して示されるが、他の好ましい実施形態において、放射状フィン33は内部層20aの内部表面24aへ、または部分的に内部層20aを通って展延する。次いで、放射状フィン33は以下に説明するように内部および中間シェル30、20に熔接あるいは接続される。
上述のように、放射状フィン33は内部シェル30および中間シェル20の内部層20aと同様に炭素鋼から作られる。このように、放射状フィン33は第1端部33aで内部シェル30に、および第2端部33bで中間シェル20の内部層20aに熔接することが可能である。本明細書に用いられる熔接の用語は、固体熔接、摩擦熔接、拡散熔接、爆発熔接、融合熔接、低エネルギー入力熔接またはアーク溶接を含むが、制限されない。さらに、放射状フィン33は、例えば、リベット、接着剤、またはネジ付きネジとボルトを含む機械的手段など、代替の手段で内部シェル30および中間シェル20の内部層20aに接続することができる。無論、上述のように、内部シェル30が空洞31を形成する内部表面から外部表面25aへ展延する厚い鋼シェルである場合、放射状フィン33は省略することができる。
なお、図3および4を参照すれば、上述のように、外部シェル10は中間シェル20の外部層20bから同心円状に間隔を置いて離れ、それによって、外部シェル10の内部表面19と中間シェル20の外部層20bの外部表面25bとの間に第2環状空隙22を作る。ニュートロン放射線遮蔽部分とも呼ばれる環状空隙22は、例えば、ホルト石(holtite)、水または水素富裕の任意の材料およびホウ素10同位元素などの水素富裕な材料で充填されるのが好ましい。環状空隙22をニュートロン遮蔽材料で充填することはニュートロン放射線がキャスク100を通って外部環境に通過するのを防止する。
放射状フィン23の第2組は中間シェル20の外部層20bから外部シェル10へ放射状に展延する。放射状フィン23は、放射状フィン23の第1端部23aが中間シェル20の外部層20bの外部表面25bに接続され、放射状フィン23の第2端部23bが外部シェル10に接続されるように環状空隙22を横断して配置されたプレート状の熱伝導要素である。再び、放射状フィン23の第2組は外部シェル10を貫通または突き出るように示されるが、それらはそこに熔接されるように外部シェルの内部表面19にのみ展延することができる。さらに好ましい実施形態において、放射状フィン23のいくつかまたは全ては外部シェル10の一部または全体を貫通して外部シェル10の対部表面を超えて展延し、それによって外部環境に露出する表面領域を増加させ、熱伝導性キャスク100の熱放散能力を高めることができる。
放射状フィン23の第2組はアルミニウムから作られるのが好ましい。そのようにして、放射状フィン23の第2組は中間シェル20および外部シェル10の外部層20bと同じ材料から構成される。アルミニウムから作られた放射状フィン23を有することは、放射状フィン23が中間シェル20の外部層20bおよび外部シェル10に熔接することを可能にする。
放射状フィン23の第2組の主目的は、中間シェル20の外部層20bから外部シェル10へ熱を伝導することであり、そこで環境に放出することができる。重要なことは、ニュートロン遮蔽材料はむしろ熱的に非伝導性材料であり、それによって消費核燃料棒からの熱が環境に到達するのを妨げる。したがって、放射状フィン23の第2組は多数であり、アルミニウムまたは特に高い熱伝導性を有する他の材料から作られるのが好ましい。それらは厚く、一実施形態において、熱伝導性を改善するために厚さが少なくとも1インチであるのが好ましい。放射状フィン23の第2組をアルミニウムで作ることによって、熱は空洞31から外方向に移動することが可能であり、次いで外部シェル10に到達すると環境中に放出される。
放射状フィン23の第2組は、中間シェル20の外部層20bおよび外部シェル10に対して斜め角度に配置される。言い換えれば、放射状フィン23の各々は中間シェル20の外部層20bまたは外部シェル10のいずれにも直角を形成しないように配置される。これにより、これらのフィン23を通り、したがってキャスク100の外へ流れることのできる放射線の量がさらに最小化される。
放射状フィン33の第1組は放射状フィン23の第2組から円周方向に偏るのが好ましい。言い換えれば、内部シェル10から、放射状フィン33の第1組を通って中間シェル20へ、次いで放射状フィン23の第2組へ通る直接のラインは存在しない。むしろ、放射状フィン33の各々が放射状フィン23に隣接するいくつかの位置に配置されるか、その逆となるであろう。それらの円周方向に偏った配置はニュートロン放射線が放射状フィン23、33を通って流れ、キャスク100の外部の環境へ到達するのを防止する。
上述のように、外部シェル10は完全なアルミニウム、または高い熱伝導性を有する他の材料から作られるのが好ましく、熱伝導を最大化するために各放射状フィン23に熔接するのが好ましい。また、外部シェル10は、矩形プレートを円筒に折り曲げて接触する端部を互いに熔接し、一連の伸ばされた矩形プレートの端部同士を互いに熔接、または所望の形状を形成する他の任意の方法によって形成することができる。また、外部シェル10は、表面積を増加させ、外部シェル10の表面に沿って空気の乱流を増すことができるように、ディンプルまたは円筒状またはネジ付きスピンドルの形の螺旋状うねりなどの強化された表面特徴を有するのが好ましいことを記述することは重要である。
1つの代替の実施形態において、所望の場合、外部シェル10を鋼または他の金属の追加の層で実質的に取り囲むことができる。しかし、外部シェル10の少なくとも内部層がフィン23に接続するためにアルミニウムから作られるとすれば、外部シェル10を通って熱を伝導させるために、鋼の追加の層はアルミニウム層で互いにクラッドされるべきである。使用される場合には、鋼の追加の層は熱伝導性キャスク100に構造的な剛性を加えるであろう。無論、外部シェル10の外部表面に鋼の追加の層を接続することは必要ではない。
ここで、単独に図4を参照すれば、図1の線B−Bに沿う熱伝導性輸送キャスク100の横断面図が本発明の一実施形態によって示される。この透視図から、外部シェル10、中間シェル20の内部および外部層20a、20bおよび閉じ込めシェル30が軸X−Xに沿って配列されて、底部12から熱伝導性キャスク100の上部構造リング11へ展延するのが確認される。上部構造リング11および底部12は炭素鋼から作られて、各々内部シェル30のそれぞれの端部に熔接されるのが好ましい。内部シェル30の空洞31が頂部から装填されると、一次蓋14を最初に構造リング11の開口部上に装着することができる。構造リング11は、少なくとも2つのトレッド表面17、18を備える多段の内部表面を有する。内部トレッド17は一次蓋14を受け取るためであり、外部トレッド18は二次蓋13を受け取るためである。
図5を参照すれば、図4の拡大領域BTが示される。一次蓋14の内部および外部シール14a、14bは、一次蓋14と構造リング11の内部トレッド表面17との間の嵌合表面を封止するのが確認される。二次蓋13の内部および外部シール13a、13bは二次蓋13と構造リング11の上部トレッド表面18との間の嵌合表面を封止するのが追加で示される。一次および二次蓋13、14は、図4および5に示されるように、一次および二次蓋14、13中の孔を通って展延し、構造リング11中にネジによって嵌合する複数のボルト50によって熱伝導性キャスクに固定されるのが好ましい。作業者への放射線の暴露を制限するようにホウ酸水の下でキャスクを充填し封止するため、使用されるボルトの種類は、延長腕を有する工具で遠隔装着するのが可能なように設計または選択されるのが好ましい。図2は、二次蓋13上に使用するための好ましいボルトのパターンを示し、これは一次蓋14に用いることもできる。
図6に示される詳細は、二次蓋の内部シール13aと外部シール13bとの間の容積へのアクセスを提供する中間シール試験ポート13cを示す。中間シール試験ポート13cは、一次蓋の内部および外部シール14aおよび14bに加えて二次内部シール13aの完全さを試験するために用いられる。これは閉じ込めシェル中に配置された不活性ガスが、例えば圧力ゲージを備えるシールを抜け出たかどうかを決定することによって行うことができる。
ここで図7に変わって、内部シェル30の外部から外部シェル10の外部近くに展延するトラニオンスリーブ45が示される。トラニオンスリーブ45は炭素鋼から作られ、内部シェル30の外部表面36に直接熔接されて最大強度を提供するのが好ましい。また、図7はトラニオンスリーブ45がどのようにして放射状フィン33、23の第1および第2組から角度的に偏り、したがって内部シェル30上に不規則な加熱または熱点が発生するのを防止するかを示す。
図4に戻って参照すれば、4つの上昇トラニオン44を収容する4つの鋼トラニオンスリーブ45が示される。上昇トラニオン44は垂直または水平に配列されるとき、熱伝導性キャスク100を動かし固定するための外部ハンドルを提供する。加えて、アルミニウム製トラニオンスリーブ46はトラニオンスリーブ45を超えて展延するように示され、そこでそれらは鋼製トラニオンスリーブ45と外部シェル10との両方に接合されるのが好ましい。
好ましい実施形態による、図2の線E−Eに沿う熱伝導性キャスク100の他の横断面図が図8に示される。この図は、一次蓋14および二次蓋13上に配置された、いくつかの追加の部品を示す。また、一次蓋14上には1つ以上の一次蓋換気/換気を収容するドレンブロック83が配置される。これらの換気はシール87aを備える排出ライン87に導く二重閉鎖迅速切断カップリング84を有することが好ましい。ポートカバー85は二次蓋13が装着される前に一次蓋換気/排出ブロック83の上部フランジにボルト固定される。また、二次蓋も換気ブロック86を有する。ポートカバー85は二次蓋換気ブロック86の上部フランジにボルト51で固定される。詳細Aは二重Oリングシール85a(内部)および85b(外部)を有するポートカバーの好ましい実施形態を示す。
ここで図5および8を同時に参照すれば、構造部材11が外部シェル10の上部部分10aに接触する場所に上部遷移リング80が配置される。上部遷移リング80は炭素鋼の内部周縁部80aとアルミニウムをクラッドした外部周縁部80bから構成され、鋼製構造リング11と外部シェル10のアルミニウム製下部部分10bとの両方に熔接を可能にする。同様に、下部遷移リング81は底部12の外部が外部シェル10の下部部分10bに接触する場所に配置される。下部遷移リング81は炭素鋼の内部周縁部81aとアルミニウムをクラッドした外部周縁部81bから構成され、鋼製構造リング12と外部シェル10のアルミニウム製下部部分10bとの両方への熔接を可能にする。
図9を参照すれば、70000MWD/MTU燃料集合体および40000MWD/MTU燃料集合体について、年間冷却時間対崩壊熱(キロワット)を示すグラフが示される。図から分かるように、燃料集合体は最初の5年間で顕著な冷却を達成し、5年から10年の間は冷却が少なく、10年後以降の崩壊熱はわずかである。
本発明は本発明を実施する現在の好ましいモードを含む特定の実施例に関して説明したが、当業者であれば、上述のシステムおよび技術には多くの変形および変更が存在することを理解するであろう。他の実施形態を用いることができ、本発明の範囲から逸脱することなく、構造および機能の修正が実施できることを理解すべきである。したがって、本発明の精神および範囲は添付請求項に記載されたように広く解釈されるべきである。
Claims (24)
- 高レベルの放射性廃棄物を受容するための空洞を形成し、長手軸を有する内部シェルと、
内部層および前記内部層にクラッドされた外部層を含む中間シェルであって、前記内部層が第1熱伝導性を有する第1材料から作られ、前記外部層が前記第1熱伝導性よりも大きな第2熱伝導性を有する第2材料から作られ、前記中間シェルの内部層と前記内部シェルとの間に第1環状空隙を形成するように、前記中間シェルが前記内部シェルの周縁を同心円状に取り囲む中間シェルと、
前記第1環状空隙内に配置され、前記内部シェルと前記中間シェルに接続された放射状フィンの第1組と、
前記第1環状空隙を充填するガンマ遮蔽材料と、
前記中間シェルの前記外部層と外部シェルとの間の第2環状空隙を形成するように、前記中間シェルの周縁を同心円状に取り囲む外部シェルであって、前記第2材料から作られる外部シェルと、
前記第2環状空隙内に配置され、前記中間シェルの前記外部層と前記外部シェルに接続された放射状フィンの第2組と、
前記第2環状空隙内に配置されたニュートロン遮蔽材料と
を含む円筒状本体、
前記円筒状本体の上端部に接続され、前記空洞の上端部を封入する蓋、および
前記円筒状本体の下端部に接続され、前記空洞の下端部を封入する底部
を含む熱伝導性キャスク。 - 前記放射状フィンの第1組および前記内部シェルが前記第1材料から作られ、前記第1材料が鋼であり、前記第2材料がアルミニウムである請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記第1材料が炭素鋼であり、前記第2材料が軟質アルミニウムである請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部層が爆着によって前記内部層にクラッドされる請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部層および前記内部層が互いに堅固に接合され、共形接触する請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記放射状フィンの第1組における各放射状フィンが、前記放射状フィンの第2組における隣接する放射状フィンの中間に位置し、及び前記放射状フィンの第2組における各放射状フィンが、前記放射状フィンの第1組における隣接する放射状フィンの中間に位置する、請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記放射状フィンの第2組が前記中間シェルの前記外部層および前記外部シェルに熔接される請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部シェルの外部表面が、平滑な表面ではなく、表面積全体が増加するトポロジーを有する請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記トポロジーがディンプル、隆起および/またはうねりを含む請求項8に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記本体が、前記内部シェルの上端部および前記中間シェルの上端部に接続された上部環状鍛造物を含み、前記蓋が前記上部環状鍛造物に接続され、前記底部が前記内部シェルの下端部および前記中間シェルの下端部に接続され、前記内部シェル、前記上部環状鍛造物および前記底部が前記第1材料から作られる請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記本体が上部環状プレートおよび下部環状プレートを含み、前記上部および下部環状プレートが前記第2材料から作られ、前記上部環状プレートが前記外部シェルの上端部および前記上部環状鍛造物の上部遷移リングに接続され、前記底部環状プレートが前記外部シェルの下端部および前記底部の下部遷移リングに接続される請求項10に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記第1および第2材料が互いに熔接され得ない請求項1に記載の熱伝導性キャスク。
- 高レベルの放射性廃棄物を受容するための空洞を形成し、第1の熱伝導性を有する第1材料から形成された外部表面を有するガンマ遮蔽円筒状本体と、
前記ガンマ遮蔽円筒状本体を取り囲み、前記第1熱伝導性よりも大きな第2熱伝導性を有する第2材料から形成された層を有するニュートロン遮蔽円筒状本体であって、前記層が前記ニュートロン遮蔽円筒状本体の内部表面を形成するニュートロン遮蔽円筒状本体と、を含み、
前記層が前記ガンマ遮蔽円筒状本体の表面にクラッドされる
熱伝導性キャスク。 - 前記ニュートロン遮蔽円筒状本体が、前記第1材料から形成された外部シェルと、前記層および前記外部シェルに接続する前記第1材料から作られた放射状フィンの第1組、および前記外部シェルと前記層との間に環状空隙を充填するニュートロン放射線遮蔽材料を含む請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記第1材料が鋼であり、前記第2材料がアルミニウムである請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部ニュートロン遮蔽円筒状本体の前記層が爆着によって前記ガンマ遮蔽円筒状本体の前記外部表面にクラッドされる請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部ニュートロン遮蔽円筒状本体の前記層が、前記ガンマ遮蔽円筒状本体の前記外部表面に堅固に接合され、共形接触する請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記空洞の上端部を封入する蓋および前記空洞の下端部を封入する底部をさらに含む請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記空洞内に配置された燃料バスケットをさらに含む請求項13に記載の熱伝導性キャスク。
- 高レベルの放射性廃棄物を収容するための空洞を形成し、長手軸を有する鋼製内部シェルと、
内部鋼層および前記内部鋼層にクラッドされた外部アルミニウム層を含む中間シェルであって、前記中間シェルと前記内部鋼製シェルとの間に第1環状空隙を形成するように、前記内部シェルの周縁を同心円状に取り囲む中間シェルと、
前記第1環状空隙内に配置され、前記内部シェルおよび前記中間シェルに接続された1組の鋼製フィンと、
前記第1環状空隙を充填するガンマ遮蔽材料と、
前記アルミニウム層と前記外部シェルとの間に第2環状空隙を形成するように、前記中間シェルの周縁を同心円状に取り囲むアルミニウム製外部シェルと、
前記第2環状空隙内に配置され、前記中間シェルの前記外部層と前記外部シェルに接続された1組のアルミニウム製放射状フィンと、
前記第2環状空隙内に配置されたニュートロン遮蔽材料と
を含む熱伝導性キャスク。 - 前記外部層が爆着によって前記内部層にクラッドされる請求項20に記載の熱伝導性キャスク。
- 前記外部層が前記内部層に堅固に接合され、共形接触する請求項20に記載の熱伝導性キャスク。
- 高レベルの放射性廃棄物を収容するための空洞を形成し、第1熱伝導性を有する第1材料から形成された外部表面を有するガンマ遮蔽円筒状本体と、
前記ガンマ遮蔽円筒状本体を取り囲むニュートロン遮蔽円筒状本体と、
を含む熱伝導性キャスクであって、
前記ニュートロン遮蔽円筒状本体が、
前記ニュートロン遮蔽円筒状本体の内部表面を形成する第1シェルと、
前記第1および第2シェルの間に環状空隙が存在するように前記第1シェルを同心円状に取り囲む第2シェルと、
前記環状空隙内に配置され、前記第1および第2シェルに接続された1組のコネクタと、
前記環状空隙を充填するニュートロン吸収材料と、
を含み、
ここで、前記第1シェル、第2シェル、およびコネクタが前記第1熱伝導性よりも大きな熱伝導性を有する第2熱伝導性を有する第2材料から作られ、
前記第1シェルが前記ガンマ遮蔽円筒状本体の外部表面にクラッドされる
熱伝導性キャスク。 - 前記第1材料および第2材料が冶金学的に熔接に適合しない請求項23に記載の熱伝導性キャスク。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US17339209P | 2009-04-28 | 2009-04-28 | |
US61/173,392 | 2009-04-28 | ||
PCT/US2010/032856 WO2010129372A2 (en) | 2009-04-28 | 2010-04-28 | Cask apparatus, system and method for transporting and/or storing high level waste |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2012525596A JP2012525596A (ja) | 2012-10-22 |
JP5463412B2 true JP5463412B2 (ja) | 2014-04-09 |
Family
ID=42992131
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2012508665A Expired - Fee Related JP5463412B2 (ja) | 2009-04-28 | 2010-04-28 | 高レベルの廃棄物を輸送および/または貯蔵するためのキャスク装置。 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9672948B2 (ja) |
EP (1) | EP2425436A4 (ja) |
JP (1) | JP5463412B2 (ja) |
WO (1) | WO2010129372A2 (ja) |
Families Citing this family (34)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7786456B2 (en) * | 2006-10-11 | 2010-08-31 | Holtec International, Inc. | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials |
JP2009145127A (ja) * | 2007-12-12 | 2009-07-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 放射性物質格納容器及び放射性物質格納容器の製造方法 |
US11569001B2 (en) | 2008-04-29 | 2023-01-31 | Holtec International | Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials |
US9001958B2 (en) | 2010-04-21 | 2015-04-07 | Holtec International, Inc. | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
EP2430635A4 (en) | 2009-05-06 | 2013-12-25 | Holtec International Inc | DEVICE FOR STORAGE AND / OR TRANSPORT OF HIGH-RADIOACTIVE WASTE AND METHOD FOR THE PRODUCTION THEREOF |
US8995604B2 (en) | 2009-11-05 | 2015-03-31 | Holtec International, Inc. | System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials |
US11373774B2 (en) | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
US10811154B2 (en) | 2010-08-12 | 2020-10-20 | Holtec International | Container for radioactive waste |
US11887744B2 (en) | 2011-08-12 | 2024-01-30 | Holtec International | Container for radioactive waste |
US8905259B2 (en) | 2010-08-12 | 2014-12-09 | Holtec International, Inc. | Ventilated system for storing high level radioactive waste |
US9514853B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-12-06 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
FR2974228B1 (fr) * | 2011-04-18 | 2013-06-07 | Tn Int | Element de conduction thermique permettant d'ameliorer la fabrication d'un emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives |
US9396824B2 (en) | 2012-04-13 | 2016-07-19 | Holtec International | Container system for radioactive waste |
EP2839484A4 (en) | 2012-04-18 | 2016-01-06 | Holtec International Inc | STORAGE AND / OR TRANSPORT OF HIGH-RADIOACTIVE WASTE |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
TWI600029B (zh) | 2012-08-02 | 2017-09-21 | Nac國際公司 | 用於乾燥儲存及/或運輸固化核廢燃料棒之系統及方法 |
EP2962306B1 (en) | 2013-02-27 | 2018-05-09 | SMR Inventec, LLC | Nuclear reactor shroud |
JP6209110B2 (ja) * | 2014-03-17 | 2017-10-04 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質収納容器 |
US9865366B2 (en) * | 2014-07-10 | 2018-01-09 | Energysolutions, Llc | Shielded packaging system for radioactive waste |
WO2017087106A2 (en) * | 2015-10-16 | 2017-05-26 | Holtec International | Nuclear waste storage canisters |
US11515056B2 (en) | 2015-10-16 | 2022-11-29 | Holtec International | Nuclear waste storage canisters, welds, and method of fabricating the same |
LU100166B1 (fr) * | 2017-04-07 | 2018-10-15 | Global Tele Marketing Gtm Sa | Conteneur pour déchets radioactifs de faible à haute activité et à vie longue |
US10460844B2 (en) * | 2017-05-09 | 2019-10-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Small nuclear reactor containment system |
EP3413167A1 (en) | 2017-06-06 | 2018-12-12 | Thomson Licensing | Method and apparatus for inciting a viewer to rotate toward a reference direction when consuming an immersive content item |
EP3743927A4 (en) * | 2018-01-26 | 2021-12-15 | Westinghouse Electric Company Llc | FUEL TANK SYSTEM WITH TWO CRITERIA |
US10692618B2 (en) | 2018-06-04 | 2020-06-23 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material canister |
US10943706B2 (en) | 2019-02-21 | 2021-03-09 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material canister systems and methods |
US10878972B2 (en) | 2019-02-21 | 2020-12-29 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material repository systems and methods |
US11610696B2 (en) | 2019-10-03 | 2023-03-21 | Holtec International | Nuclear waste cask with impact protection, impact amelioration system for nuclear fuel storage, unventilated cask for storing nuclear waste, and storage and transport cask for nuclear waste |
WO2021158527A1 (en) * | 2020-02-03 | 2021-08-12 | Holtec International | Unventilated cask for storing nuclear waste |
JP7357025B2 (ja) * | 2021-07-19 | 2023-10-05 | 三菱重工業株式会社 | 保護装置、保護装置の設計方法、放射性物質収納容器 |
ES2940568A1 (es) | 2021-11-04 | 2023-05-09 | Ingecid Investig Y Desarrollo De Proyectos S L | Contenedor para residuos radioactivos |
ES2951707A1 (es) * | 2022-03-15 | 2023-10-24 | Ingecid Investig Y Desarrollo De Proyectos S L | Contenedor para residuos radioactivos |
CN116101634B (zh) * | 2023-03-07 | 2024-09-03 | 中国工程物理研究院总体工程研究所 | 一种热源的抗事故包装箱 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SE376995B (ja) * | 1969-08-13 | 1975-06-16 | Transnucleaire | |
US3780306A (en) * | 1971-05-27 | 1973-12-18 | Nat Lead Co | Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers |
DE7911030U1 (de) * | 1979-04-14 | 1979-08-23 | Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau | Abschirmbehaelter zum transport und/ oder zur lagerung abgebrannter brennelemente |
US4663533A (en) * | 1983-12-27 | 1987-05-05 | Battelle Memorial Institute | Storage and shipping cask for spent nuclear fuel |
US4806771A (en) * | 1986-02-21 | 1989-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Solid, soft, light metal impact skirts for radioactive waste and other shipping containers |
JP3342994B2 (ja) * | 1995-08-04 | 2002-11-11 | 株式会社神戸製鋼所 | 放射性物質の輸送兼貯蔵用容器 |
JP3999444B2 (ja) * | 2000-06-15 | 2007-10-31 | 三菱重工業株式会社 | コンクリート製貯蔵容器 |
JP2003270382A (ja) * | 2002-03-12 | 2003-09-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 放射性物質格納容器および放射性物質の格納方法 |
JP3978210B2 (ja) * | 2002-07-23 | 2007-09-19 | 三菱重工業株式会社 | キャスク |
EP1849163B1 (en) * | 2005-02-11 | 2014-07-30 | Holtec International, Inc. | Manifold system for the ventilated storage of high level waste and a method of using the same to store high level waste in a below-grade environment |
EP2660823A3 (en) * | 2006-06-30 | 2014-08-20 | Holtec International, Inc. | Apparatus, system and method for storing high level waste |
US7786456B2 (en) * | 2006-10-11 | 2010-08-31 | Holtec International, Inc. | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials |
US7973298B2 (en) * | 2007-10-10 | 2011-07-05 | Kobe Steel, Ltd. | Transport/storage cask for radioactive material |
-
2010
- 2010-04-28 US US12/769,622 patent/US9672948B2/en active Active
- 2010-04-28 EP EP10772591.3A patent/EP2425436A4/en not_active Withdrawn
- 2010-04-28 WO PCT/US2010/032856 patent/WO2010129372A2/en active Application Filing
- 2010-04-28 JP JP2012508665A patent/JP5463412B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2425436A2 (en) | 2012-03-07 |
EP2425436A4 (en) | 2016-03-16 |
WO2010129372A2 (en) | 2010-11-11 |
WO2010129372A3 (en) | 2011-01-06 |
US20100272225A1 (en) | 2010-10-28 |
JP2012525596A (ja) | 2012-10-22 |
US9672948B2 (en) | 2017-06-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5463412B2 (ja) | 高レベルの廃棄物を輸送および/または貯蔵するためのキャスク装置。 | |
US9269464B2 (en) | Neutron shielding ring, apparatus and method using the same for storing high level radioactive waste | |
US8415521B2 (en) | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials | |
US8718221B2 (en) | Method of transferring high level radioactive materials, and system for the same | |
RU2465662C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
JP4082179B2 (ja) | 使用済核燃料収納容器 | |
JP2008076408A (ja) | 放射性物質格納容器 | |
JP6276505B2 (ja) | 放射性物質収納容器用架台及びその製造方法並びに構造物 | |
JP6165011B2 (ja) | 放射性物質収納容器 | |
JP2015017881A (ja) | 放射性物質収納容器 | |
JP2005214870A (ja) | リサイクル燃料集合体収納容器 | |
JP6209110B2 (ja) | 放射性物質収納容器 | |
JPS6028000Y2 (ja) | 使用済核燃料の輸送容器 | |
JP2004125484A (ja) | キャスク、バスケットおよびバスケットユニットの製造方法 | |
CA3161203A1 (en) | Passive heat removal casks and methods of using the same | |
EP4073824A2 (en) | Passive heat removal casks and methods of using the same | |
JP2008064767A (ja) | 放射性物質格納容器およびその製造方法 | |
JP2015004577A (ja) | 放射性物質収納用バスケットおよび放射性物質収納容器 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20130820 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20131118 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20131224 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20140120 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |