RU2298242C2 - Контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов - Google Patents
Контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2298242C2 RU2298242C2 RU2005101770/06A RU2005101770A RU2298242C2 RU 2298242 C2 RU2298242 C2 RU 2298242C2 RU 2005101770/06 A RU2005101770/06 A RU 2005101770/06A RU 2005101770 A RU2005101770 A RU 2005101770A RU 2298242 C2 RU2298242 C2 RU 2298242C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- inner container
- lid
- spring elements
- cover
- Prior art date
Links
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
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
-
- 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
- G21F5/08—Shock-absorbers, e.g. impact buffers for containers
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Buffer Packaging (AREA)
- Packages (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов включает в себя внешний контейнер, охватывающий, по меньшей мере, один внутренний контейнер, в котором расположен радиоактивный материал. При этом внутренний контейнер подпружиненно установлен во внешнем контейнере. На внутренней поверхности боковой стороны, на крышке и на дне расположены направленные во внутреннее пространство внешнего контейнера пружинящие элементы. Преимущества изобретения заключаются в надежности хранения радиоактивных веществ. 26 з.п. ф-лы., 7 ил.
Description
В соответствии с IAIA SAFETY STANDARD SERIES-Regulations for the Safe Transport of Radioaktive Material 1996 Edition (Revised) Regulations No. TS-R-1 (ST-1 Revised) МАГАТЭ, Вена (немецкая редакция в соответствии с BfS-ET-31/00), июль 2000 г., Зальцгиттер, к контейнерам так называемого типа В для транспортировки и хранения высокорадиоактивных веществ предъявляются очень высокие требования.
Эти требования подробно изложены в английской редакции ST-1, revised. В основном, должны быть представлены следующие механические, термические и радиологические доказательства.
Испытание сбрасыванием с высоты 9 м; испытание сбрасыванием на штырь; испытание на нагрев; гидравлические испытания, а также требования к обращению и требования на основе анализов возникавших аварийных ситуаций.
Согласно регулирующим работу транспорта правовым нормам, которые основаны во всем мире на IAIA-Regulations и должны соответствовать регулирующим перевозку опасных грузов правовым нормам (по GGVS/ADR, GGVS/RID, GGVSee/JMDG), в основу конструктивного выполнения грузов отправки типа В (это контейнеры с радиоактивным содержимым выше предельных значений, при освобождении которого еще не возникло бы недопустимо высокой опасности радиоактивного загрязнения) должны быть положены накопленные результаты механических, термических и радиологических испытаний, которые гарантируют надежность контейнеров даже при тяжелых авариях. Они являются, тем самым, единственной категорией упаковок для опасных грузов, при выполнении которых должна учитываться надежность при тяжелых авариях.
К механическим испытаниям упаковки типа В, которыми обычно являются «тяжелые контейнеры», относится сбрасывание с высоты 9 м на неупругий фундамент и сбрасывание с высоты 1 м на стальной штырь, соответственно в положении, в котором у контейнера возникают самые серьезные повреждения, а это означает, что для каждого испытуемого образца необходимо наблюдать множество положений сбрасывания, поскольку самая серьезная нагрузка на различные конструктивные элементы и участки контейнера возникает соответственно в разных положениях сбрасывания. Следующее за испытаниями сбрасыванием термическое испытание определяется как получасовое пожарное испытание с полным огневым окружением контейнера открыто горящим мазутом, который нагружает контейнер со всех сторон температурой, по меньшей мере, 800°С. Эти предусмотренные в IAIA-Regulations требования к испытаниям в значительной степени с высоким запасом надежности покрывают «реальные» аварийные ситуации (перед 11 сентября 2001 г.).
При механических испытаниях важно, чтобы контейнер падал на неупругий фундамент, не имеющий место с неупругостью, при действительных авариях во время транспортировки. Поскольку масса контейнера, умноженная на длительность удара замедление падения, дает действующую на контейнер силу удара, при падении с высоты 9 м на неупругий фундамент действует сила удара, достигаемая при реальном, более упругом фундаменте только при существенно более высоких скоростях падения. Этот вывод, как и доказательство того, что, в частности, упаковки типа В, которые используются для транспортировки отработавшего ядерного топлива и высокорадиоактивных отходов и из-за своей массивной конструкции должны располагать большим запасом надежности при тяжелых последствиях аварий, подтверждается многочисленными исследованиями.
Кроме того, контейнер типа В должен отвечать радиологическим требованиям. Также эти требования записаны в ST-1.
При отсутствии этого экранирующего ионизирующего излучение слоя контейнерная система может быть использована, например, также для других токсичных веществ.
Также должны быть учтены все требования к обращению, возникающие при перегрузке на железной дороге, автомагистрали и судне. Также анализ аварийных ситуаций должен быть подтвержден в соответствии с требованиями МАГАТЭ и национальными требованиями.
Прежние контейнеры, в частности типа Castor, во многих отношениях не отвечают требованиям МАГАТЭ и действующим немецким правилам надежной транспортировки и хранения.
Контейнеры этого типа выточены в виде монолитных объектов из монолитного слитка чугуна с шаровидным графитом, в них выполнена полость, они снабжены отдельными просверленными отверстиями и выточенными охлаждающими ребрами и служат для размещения отработавших твэлов под водой в бассейнах выдержки (мокрая загрузка), в которых твэлы выдерживаются для промежуточного охлаждения (мин. 5 лет).
Таким образом, комплексный, обработанный, монолитно-толстостенный контейнерный блок весом 100-150 т полностью погружен в воду бассейна выдержки для размещения отработавших твэлов. Из-за его хрупкой поверхности, характерной для механически обработанной антрацитной отливки, необходимо произвести обработку поверхности.
Здесь, в радиоактивно загрязненной воде бассейна выдержки, контейнер из слитка чугуна с шаровидным графитом воспринимает как внутри, так и снаружи сильное радиоактивное загрязнение. Поэтому требуется очень тщательная дезактивация внешних поверхностей (в 1998 г. остаточное внешнее радиоактивное загрязнение привело к полному запрету работ).
Требуемые МАГАТЭ испытания сбрасыванием не удалось до сих пор провести с голым контейнером. Выбранный в качестве материала чугун с шаровидным графитом не допускает без растрескивания воспринимаемые таким образом усилия от массы, умноженные на ускорение, из-за хрупкого характера материала. Вопреки предписаниям доказательство удалось поэтому представить только в виде некорректного расчета (со значительным процентом ошибок). Фактические доказательства были представлены посредством снабженных амортизаторами моделей в виде расчета, а практически - на контейнере типа Prollux и так называемом японском контейнере типа Castor.
Эти доказательства с контейнером типа Prollux и японским контейнером типа Castor, соответственно оснащенными верхними и нижними амортизаторами большого размера, дали лишь результаты, которые можно приписать амортизаторам, а не собственной жесткости контейнеров.
Был сделан следующий вывод: «Только помещенные в верхние и нижние амортизаторы контейнеры типа Castor в качестве неотъемлемой составной части конструктивного образца представляют собой контейнерную систему типа В».
Собственно контейнер из чугуна с шаровидным графитом никогда не подвергался действительному нагрузочному испытанию. Также условия огневого испытания - мин. 800°С в течение мин. 30 мин - не были выполнены. До сих пор отсутствует заслуживающее доверия доказательство.
Задачей настоящего изобретения является создание контейнерной системы описанного выше рода, которая отвечала бы вышеизложенным требованиям в соответствии с национальными и международными предписаниями и которая выдержала бы без повреждений требуемые для предоставления доказательств испытания с возможностью надежного исключения высвобождения радиоактивности.
Эта задача решается, согласно изобретению, за счет того, что контейнерная система состоит из внешнего контейнера, охватывающего, по меньшей мере, один внутренний контейнер, в котором расположен радиоактивный материал.
Эта форма выполнения имеет то преимущество, что все воздействующие снаружи на контейнерную систему влияния полностью или почти полностью воспринимаются внешним контейнером, так что внутренний контейнер, в свою очередь, больше не подвержен этим влияниям или же они не так значительно воздействуют на внутренний контейнер, чтобы он подвергался опасности значительного повреждения. За счет выбора соответственно высокопрочных и, тем не менее, условно упругих материалов внешний контейнер может быть выполнен так, что даже тогда, когда он сам поврежден или почти разрушен, он служит, так сказать, жертвенным сосудом для собственно контейнера, который, в свою очередь, полностью отвечает требованиям МАГАТЭ. Так, контейнерная система может быть также выполнена таким образом, что она способствует обеспечению недостаточно подтвержденной надежности стандартных контейнеров типа Castor с возможностью их надежной транспортировки и хранения внутри внешнего контейнера, согласно изобретению, без использования верхних и нижних амортизаторов.
Другие подробности изобретения приведены в нижеследующем подробном описании и на прилагаемых чертежах, на которых в качестве примера изображена предпочтительная форма выполнения изобретения. На чертежах представлены:
- фиг.1: продольный разрез контейнерной системы с внешним, средним и внутренним контейнерами;
- фиг.2: сечение контейнерной системы по линии II-II на фиг.1;
- фиг.3: продольный разрез внешнего контейнера в разобранном виде;
- фиг.4: продольный разрез среднего контейнера;
- фиг.5: продольный разрез среднего контейнера с внутренним контейнером;
- фиг.6: в разобранном виде средний контейнер и продольный разрез внутреннего контейнера;
- фиг.7: продольный разрез внешнего контейнера с окруженным им стандартным контейнером типа Castor.
Контейнерная система, согласно изобретению, состоит, в основном, из внешнего контейнера 1, в котором расположен внутренний контейнер 2, в основном, окруженный средним контейнером 3.
Внешний контейнер 1 состоит из цилиндра 4, боковая сторона 5 которого состоит из предварительно напряженного центрифугированного железобетона. Он снабжен крышкой 6 и дном 7, состоящими из железобетона, преимущественно также из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора для дополнительного замедления нейтронов, происходящих из расположенных во внутреннем контейнере 2 радиоактивных материалов.
Внешний контейнер 1 содержит в своем внутреннем пространстве 8 на внутренней поверхности 9, а также на крышке 6 и на дне 7 направленные внутрь пружинящие элементы 10, 11. Эти пружинящие элементы 10, 11 снабжены преимущественно амортизаторами (не показаны), которые находят применение, например, в буферах железнодорожных вагонов.
Расположенные на боковой стороне 5 пружинящие элементы 10 вращательно-симметрично распределены по внутренней поверхности 9 и расположены рядом друг с другом и друг над другом в продольном направлении боковой стороны 5.
Расположенные на крышке 6 и на дне 7 пружинящие элементы 11 равномерно распределены по ним. Они имеют сравнительно больший ход и большее усилие натяжения, чем пружинящие элементы 10 на внутренней поверхности 9 боковой стороны 5.
Каждый пружинящий элемент 10, 11 снабжен устройством натяжения (не показано), которое натягивает его в наружном направлении внешнего контейнера 1. При этом устройства натяжения состоят из резьбовых пальцев, которые проходят через боковую сторону 5, крышку 6 и дно 7 и находятся в зацеплении с внутренней резьбой прижимной шайбы, ограничивающей соответствующий пружинящий элемент 10, 11 в направлении внутреннего пространства 8.
Внутренний контейнер 2, в основном, окружен средним контейнером 3, на боковую сторону 12 которого, крышку 13 и дно 14 пружиняще опираются пружинящие элементы 10, 11.
При этом боковая сторона 12 среднего контейнера 3 состоит из предварительно напряженного центрифугированного железобетона. Также крышка 13 и дно 14 состоят из железобетона, преимущественно из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора для дополнительного замедления нейтронов, происходящих из расположенных во внутреннем контейнере 2 радиоактивных материалов.
Средний контейнер 3 имеет на своей внутренней боковой стороне 12, крышке 13 и дне 14 соответственно на их внутренних поверхностях 15, 16, 17 слои 18, 19, 20 полиэтилена, служащие для замедления нейтронов, которые происходят из расположенных во внутреннем контейнере 2 радиоактивных материалов.
Внутренний контейнер 2 также представляет собой цилиндр, выполненный двухстенным и состоящий из высококачественной стали. Между внутренними 21 и внешними 22 стенками его боковой стороны 23, крышки 24 и дна 25 образованы промежутки 26, 27, 28, в которых предусмотрен экранирующий гамма- и нейтронное излучение поглотитель 29. При этом поглотитель 29 охватывает внутреннее пространство 30, в основном полностью настолько, что не остается пропускающего гамма- и нейтронное излучение окна. Поглотитель 29 может состоять из обедненного урана (оксида урана) или материалов аналогичного действия.
Как внутренние поверхности 31 внутренних стенок 21, так и внешние поверхности 32 внешних стенок 22 внутреннего контейнера 2 снабжены особенно гладкими поверхностями.
На своей обращенной к крышке 24 верхней стороне 33 внутренний контейнер 2 содержит кольцевой фланец 34, который выступает за внутренний контейнер 2 и по своим радиальным внешним габаритам соответствует внешней поверхности 35 среднего контейнера 3, так что радиальная внешняя поверхность 36 совпадает с внешней поверхностью 35 среднего контейнера 3.
Внутренний контейнер 2 содержит рядом с кольцевым фланцем 34 и внутри него крепежное кольцо 37, которое закрывает кольцевой зазор между внутренней 21 и внешней 22 стенками внутреннего контейнера 2. Крепежное кольцо 37 снабжено резьбовыми отверстиями 38 для размещения крепежных винтов 39, проходящих через крышку 24 внутреннего контейнера 2, фиксируя ее.
Над крышкой 24 внутреннего контейнера 2 расположена промежуточная крышка 40, которая с помощью резьбовых пальцев 41 закреплена на кольцевом фланце 34 и своей нижней стороной 42 перекрывает соседний с ней слой 18 полиэтилена.
Боковая сторона 5, крышка 6 и дно 7 внешнего контейнера 1, а также боковая сторона 12, крышка 13 и дно 14 среднего контейнера 3 соответственно пронизаны пустыми трубами 43, 44, в которых расположены крепежные элементы 45, 46 для стягивания и герметичного запирания внешнего 1 и среднего 3 контейнеров. Крепежные элементы 45, 46 состоят из стяжек.
Внешний контейнер 1 снабжен рядом со своим дном 7 воздуховпускными отверстиями 47, а рядом со своей крышкой 6 - воздуховыпускными отверстиями 48, соответственно распределенными радиально-симметрично по его боковой стороне 5. Отверстия 47, 48 выполнены закупориваемыми.
Вместо изображенного здесь внутреннего контейнера 2 с экранами и средним контейнером во внутреннем пространстве внешнего контейнера 1 может быть расположен также стандартный контейнер 49 типа Castor, образующий с ним монолитный внутренний контейнер 50. Свойственные контейнеру типа Castor радиационные окошки закрывают во внутреннем пространстве внешнего контейнера 1 слоями полиэтилена.
Применяемую для внутреннего контейнера 2 высококачественную сталь делают на его внутренних 21 и внешних 22 стенках особенной гладкой, для того чтобы поддерживать на как можно более низком уровне возможное радиоактивное загрязнение или сделать дезактивацию как можно более легкой. Внутренние 21 и внешние 22 стенки имеют при этом толщину преимущественно максимум 40 мм. Расположенные в промежутках 26, 27, 28 поглотители 29 состоят, в основном, из обедненного урана (оксида урана) или аналогичных конструкционных материалов, которые обладают особыми свойствами экранирования гамма- и нейтронного излучения, поглощая его не только благодаря массе материала, но и преимущественно благодаря свойству материала.
Слои 18, 19, 20 полиэтилена имеют исключительно задачу защиты от нейтронов. В противоположность стандартным контейнерам речь при этом идет также о закрытом контейнере. За счет размещения внутреннего контейнера 2 в среднем контейнере 3 возникает дополнительный, всесторонне охватывающий экранированный контейнер из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с удерживающим их все вместе коронным эффектом, что очень подробно описано, например, в DE 19919703 С2. Применение предварительно напряженного центрифугированного железобетона приводит к чрезвычайно прочным, жестким на скручивание и при этом сравнительно легким конструктивным элементам, которые в любом случае при меньшей массе обладают существенно лучшими механическими свойствами, чем литой чугун с шаровидным графитом. Также экранирующая способность является, по меньшей мере, равноценной. К тому же предварительно напряженный центрифугированный железобетон имеет максимально однородную гладкую внешнюю поверхность, которая обходится без окрашивания и может быть, при необходимости, дезактивирована без больших затрат.
Внутренний 2 и средний 3 контейнеры имеют, в основном, все необходимые признаки, чтобы, будучи взятыми сами по себе, уже отвечать требованиям МАГАТЭ к грузу отправки. Для того чтобы, однако, выполнить механические, термические и радиологические требования также в требуемых испытательных ситуациях (аварийное испытание, испытание сбрасыванием, пожарное испытание), внутренний 2 и средний 3 контейнеры помещают в изготовленный также из предварительно напряженного центрифугированного железобетона внешний контейнер, который по своим габаритам выполнен настолько большим, что может разместить в себе внутренний 2 и средний 3 контейнеры в свободно подвешенном состоянии.
Это реализовано посредством натяженных пружинящих элементов 10, 11, которые со всех направлений опираются на средний контейнер 3. Пути рассеяния энергии, ограниченные точно рассчитанным свободным пространством, могут быть поглощены ходами пружинящих элементов 10, 11 пропорционально нагрузке и преобразованы в (амортизированные) движения.
Пружинящие элементы 10, расположенные вращательно-симметрично по боковой стороне 5 внешнего контейнера 1 и рядом друг с другом в его продольном направлении, выполнены за счет своего натяжения так, что масса внутреннего контейнера 2 со средним контейнером 3 (около 80 т) при горизонтальном хранении изменяет свое ориентированное посередине положение лишь незначительно. Также в вертикальном положении внешнего контейнера 1 согласованные с ним пружинящие элементы 11 на крышке 6 и дне 7 выполнены так, что не допускают существенного смещения внутреннего контейнера 2. Соответствующее натяжение в каждом случае настолько сильное, что собственная масса внутреннего контейнера 2 со средним контейнером 3 не оказывает смещающего действия.
Контейнерную систему, согласно изобретению, используют следующим образом.
После натяжения всех пружинящих элементов 10, 11 их натяжными элементами так, чтобы они отпустили боковую сторону 12, крышку 13 и дно 14 среднего контейнера 3, его извлекают из внешнего контейнера 1. После снятия крышки 13 среднего контейнера 3, промежуточной крышки 40 и крышки 24 внутреннего контейнера 2 средний контейнер 3 с внутренним контейнером 2 опускают в бассейн выдержки АЭС и загружают там внутреннее пространство 30 внутреннего контейнера 2 отработавшими твэлами (мокрая загрузка).
По окончании загрузки средний контейнер 3 вместе с внутренним контейнером 2 извлекают из бассейна выдержки и соединение между внутренним 2 и средним 3 контейнерами разъединяют таким образом, что внутренний контейнер 2 извлекают из среднего контейнера 3 и помещают в другой средний контейнер 3. Это имеет то преимущество, что не приходится удалять оставшуюся в использовавшемся первым среднем контейнере 3 радиоактивность, а только те участки кольцевого фланца 34, которые в бассейне выдержки находились в непосредственном контакте с радиоактивно загрязненной водой. Для загрузки другого внутреннего контейнера 2 использовавшийся первым средний контейнер 3 соединяют с внутренним контейнером 2 и погружают в бассейн выдержки.
После помещения внутреннего контейнера 2 со средним контейнером 3 во внутреннее пространство 8 внешнего контейнера 1 крышку 6 закрывают. После этого пружинящие элементы 10, 11 соответственно согласовывают между собой и ослабляют, выкручивая натяжные элементы и закрывая оставшиеся на их месте отверстия соответствующими заглушками. Заполненный, таким образом, радиоактивным материалом внешний контейнер благодаря различным мерам по экранированию полностью лишен снаружи радиации без всякой дезактивации.
Поскольку отработавшие твэлы еще в течение очень длительного времени после своего использования выделяют тепло, значительная тепловая нагрузка на их окружение сохраняется длительное время. Это приводит, например, к тому, что внутренний 2 и средний 3 контейнеры имеют температуру 300-500°С.
Для использования этой тепловой энергии внешний контейнер 1 снабжен рядом со своим дном 7 воздуховпускными отверстиями 47, а вблизи крышки 6 выполнены соответствующие им воздуховыпускные отверстия 48. Этим за счет теплового воздействия (принцип силы тяжести) достигается эффект охлаждения среднего 3 и внутреннего 2 контейнеров, в результате чего поступающий воздух может быть нагрет, а после выхода из воздуховыпускных отверстий 48 - использован для получения тепловой энергии, так что можно избежать сложных охлаждения и вентиляции хранилища подобных контейнерных систем. Расчеты показали, что для каждой контейнерной системы можно рассчитывать на выход тепловой энергии около 20 кВт.
Поскольку средний 3 и внутренний 2 контейнеры установлены во внешнем контейнере 1 посредством пружинящих элементов 10, 11 в свободно подвешенном состоянии, надежно предотвращен также перенос тепловой энергии на стенки внешнего контейнера 1.
Воздуховпускные 47 и воздуховыпускные 48 отверстия выполнены закупориваемыми, чтобы в случае возможного пожара или для подводного испытания эффективно изолировать внутреннее пространство 8 внешнего контейнера 1.
Контейнерная система защищена от любой формы механических воздействий снаружи за счет применения высокопрочных материалов и пружинящей подвески и, тем самым, механического экранирования радиоактивного материала во внутреннем 2 и среднем 3 контейнерах. Удар или серия ударов, воздействующих на внешний контейнер 1 в ходе испытания сбрасыванием, воспринимается им без крупных повреждений, в частности, потому, что этому воздействию подвержена сначала лишь его собственная масса, тогда как средний 3 и внутренний 2 контейнеры совершают лишь амортизированные движения во внутреннем пространстве 8. Это обеспечивает даже то, что контейнерная система может выдержать без повреждений авиакатастрофу. Она выполнена настолько прочной, что выдерживает заданный расчетный случай нагрузки в 1 т вследствие замедления в 300 м/с2. Контейнерная система выдерживает также обрушение потолочных конструкций хранилища, равносильное авиакатастрофе. Тем самым, могут продолжать использоваться сконструированные недостаточно стабильными потолки в промежуточных хранилищах Горлебен, Ахаус и Ругенов.
Контейнерная система защищена также от окружающего пожара. В соответствии с требованиями МАГАТЭ контейнер должен выдерживать воздействие полностью окружающего его пламени с температурой, по меньшей мере, 800°С в течение, по меньшей мере, 30 минут. Система, согласно изобретению, выдерживает, по меньшей мере, 3 часа при окружающей температуре 1000°С (требование Нью-Йорка).
Уже внутренний контейнер 2 со средним контейнером 3 отвечает всем радиологическим требованиям, особенно за счет выгоревшего ядерного топлива. Обедненный уран (оксид урана) и т.д. создает экранирующее действие, так что измеренная за пределами внутреннего контейнера 2 активность значительно ниже предписанной.
Контейнерная система оптимально защищена также от бронебойных снарядов, как это требуется ввиду террористической активности. В случае если бронебойный снаряд попадет во внешний контейнер 1, последний полностью поглотит энергию снаряда уже за счет своей прочности. Даже если бы бронебойный снаряд пробил во внешнем контейнере 1 небольшую дыру и вызванная кумулятивным зарядом ударная волна горячего газа проникла бы во внутреннее пространство 8 внешнего контейнера 1, этот газ равномерно распределился бы во внутреннем пространстве 8 и также равномерно воздействовал бы снаружи на средний контейнер 3 и кольцевой фланец 34 внутреннего контейнера 2, не вызвав бы там каких-либо повреждений.
Кратковременное избыточное давление выходит также через воздуховпускные 47 и воздуховыпускные 48 отверстия.
Описанные выше преимущества контейнерной системы могут быть также использованы для повторного применения недопустимых или больше недопустимых по действующим пока правилам контейнеров 49 типа Castor. Иначе их пришлось бы отбраковывать, вследствие чего ввиду сравнительно большого числа уже существующих контейнеров это нанесло бы значительный экономический ущерб. Поэтому внешний контейнер 1 выполнен по своим габаритам так, что он может размещать в себе и подпружинивать соответствующий контейнер типа Castor и при этом продолжать использовать прежние транспортно-манипулирующие и складские механизмы.
Claims (27)
1. Контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов, включающая в себя внешний контейнер (1), охватывающий, по меньшей мере, один внутренний контейнер (2), в котором расположен радиоактивный материал, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2) подпружиненно установлен во внешнем контейнере (1) и на внутренней поверхности (9) боковой стороны (5), на крышке (6) и на дне (7) расположены направленные во внутреннее пространство (8) внешнего контейнера (1) пружинящие элементы (10, 11).
2. Система по п.1, отличающаяся тем, что внешний контейнер (1) состоит из цилиндра (4), боковая сторона (5) которого изготовлена из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
3. Система по п.2, отличающаяся тем, что внешний контейнер содержит крышку (6) и дно (7), состоящие из железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
4. Система по п.3, отличающаяся тем, что крышка (6) и дно (7) состоят из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
5. Система по п.4, отличающаяся тем, что пружинящие элементы (10, 11) снабжены амортизаторами.
6. Система по п.5, отличающаяся тем, что расположенные на крышке (6) и на дне (7) пружинящие элементы (11) имеют длинный ход и высокое усилие натяжения.
7. Система по п.6, отличающаяся тем, что расположенные на боковой стороне (5) пружинящие элементы (10) имеют короткий ход и сравнительно меньшее усилие натяжения.
8. Система по п.7, отличающаяся тем, что расположенные на боковой стороне (5) пружинящие элементы (10) распределены по ее внутренней поверхности (9), причем указанное распределение обладает вращательной симметрией.
9. Система по п.8, отличающаяся тем, что в продольном направлении боковой стороны (5) рядом друг с другом расположено множество пружинящих элементов (10).
10. Система по п.9, отличающаяся тем, что каждый пружинящий элемент (10, 11) снабжен устройством натяжения, которое нагружает его в наружном направлении внешнего контейнера (1), натягивая его.
11. Система по п.10, отличающаяся тем, что устройства натяжения состоят из резьбовых пальцев, которые проходят через боковую сторону (5), крышку (6) и дно (7) и находятся в зацеплении с внутренней резьбой прижимной шайбы, ограничивающей пружинящий элемент (10, 11) в направлении внутреннего пространства.
12. Система по п.11, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2), в основном, окружен средним контейнером (3), на боковую сторону (12) которого, крышку (13) и дно (14) пружиняще опираются пружинящие элементы (10, 11).
13. Система по п.12, отличающаяся тем, что боковая сторона (12) среднего контейнера (3) состоит из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
14. Система по п.13, отличающаяся тем, что крышка (13) и дно (14) среднего контейнера (3) состоят из центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
15. Система по п.14, отличающаяся тем, что крышка (13) и дно (14) среднего контейнера (3) состоят из предварительно напряженного центрифугированного железобетона с добавлением оксида бора в качестве дополнительного поглотителя нейтронов.
16. Система по п.15, отличающаяся тем, что средний контейнер (3) снабжен на внутренних поверхностях (15, 16, 17) своей внутренней боковой стороны (12), крышки (13) и дна (14) слоями (18, 19, 20) полиэтилена для замедления нейтронов, источником которых являются расположенные во внутреннем контейнере (2) радиоактивные материалы.
17. Система по п.16, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2) выполнен двухстенным и содержит в своих промежутках (26, 27, 28), образованных между внутренними (21) и внешними (22) стенками его боковой стороны (23), крышки (24) и дна (25), экранирующий гамма- и нейтронное излучение поглотитель (29).
18. Система по п.17, отличающаяся тем, что поглотитель (29), в основном, полностью охватывает внутреннее пространство (30) внутреннего контейнера (2).
19. Система по п.18, отличающаяся тем, что поглотитель (29) состоит из обедненного урана в форме оксидов или материала аналогичного действия.
20. Система по п.19, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2) состоит из высококачественной стали с уменьшающими радиационное загрязнение гладкими поверхностями.
21. Система по п.20, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2) содержит на своей обращенной к крышке (24) верхней стороне кольцевой фланец (34), который выступает за внутренний контейнер (2) и по своим радиальным внешним габаритам соответствует внешней поверхности боковой стороны (12) среднего контейнера (3).
22. Система по п.21, отличающаяся тем, что внутренний контейнер (2) содержит рядом с кольцевым фланцем (34) и внутри него закрывающее кольцевой зазор между внутренней (21) и внешней (22) стенками крепежное кольцо (37), которое снабжено резьбовыми отверстиями (38) для размещения крепежных пальцев (39), проходящих через крышку (24) внутреннего контейнера (2), фиксируя ее.
23. Система по п.22, отличающаяся тем, что над крышкой (24) внутреннего контейнера (2) расположена промежуточная крышка (40), которая с помощью резьбовых пальцев (41) закреплена на кольцевом фланце (34) и своей нижней стороной (42) перекрывает соседний с ней слой (18) полиэтилена.
24. Система по п.23, отличающаяся тем, что боковые стороны (5, 12), крышки (6, 13) и днища (7, 14) внешнего (1) и среднего (3) контейнеров соответственно пронизаны в продольном направлении боковых сторон (5, 12) пустыми трубами (43, 44), в которых расположены крепежные элементы (45, 46) для стягивания и герметичного запирания внешнего (1) и среднего (3) контейнеров.
25. Система по п.24, отличающаяся тем, что крепежные элементы (45, 46) состоят из стяжек.
26. Система по п.25, отличающаяся тем, что внешний контейнер (1) имеет рядом со своим дном (7) воздуховпускные отверстия (47), а рядом со своей крышкой (6) - воздуховыпускные отверстия (48), соответственно распределенные радиально-симметрично по его боковой стороне (5).
27. Система по п.26, отличающаяся тем, что отверстия (47, 48) выполнены закупориваемыми.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE10228387.7 | 2002-06-25 | ||
DE10228387.7A DE10228387B4 (de) | 2002-06-25 | 2002-06-25 | Behältersystem zum Transport und zur Lagerung hochradioaktiver Materialien |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2005101770A RU2005101770A (ru) | 2005-10-10 |
RU2298242C2 true RU2298242C2 (ru) | 2007-04-27 |
Family
ID=29723445
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005101770/06A RU2298242C2 (ru) | 2002-06-25 | 2003-06-21 | Контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US7186993B2 (ru) |
EP (1) | EP1527460A2 (ru) |
AU (1) | AU2003250267A1 (ru) |
DE (1) | DE10228387B4 (ru) |
RU (1) | RU2298242C2 (ru) |
WO (1) | WO2004001766A2 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8440108B2 (en) | 2005-12-06 | 2013-05-14 | Co-Operations, Inc. | Chemically bonded ceramic radiation shielding material and method of preparation |
RU2503072C1 (ru) * | 2012-07-13 | 2013-12-27 | Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Упаковочный комплект для хранения и транспортировки изделия с радиоактивным веществом |
RU2545528C1 (ru) * | 2013-12-05 | 2015-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Контейнер для транспортировки отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000 |
RU2549364C1 (ru) * | 2013-10-01 | 2015-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики"-ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Способ защиты радиоактивных массивных грузов от интенсивных механических воздействий |
Families Citing this family (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102004006620A1 (de) * | 2004-02-10 | 2005-08-25 | Framatome Anp Gmbh | Lagertransportsystem und Verfahren zum Lagern und zum Transport von radioaktiven Abfällen |
UA104989C2 (ru) | 2006-09-06 | 2014-04-10 | Холтек Інтернешнл, Інк. | Канистра и контейнер для транспортировки, хранения и/или содержания отходов ядерного топлива |
US12033764B2 (en) | 2006-09-06 | 2024-07-09 | Holtec International | Fuel rack for storing spent nuclear fuel |
DE102007016141A1 (de) * | 2007-04-02 | 2008-10-09 | Evonik Energy Services Gmbh | Behältersystem zur Aufnahme radioaktiver Abfälle |
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 |
WO2010129767A2 (en) * | 2009-05-06 | 2010-11-11 | Holtec International, Inc. | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
FR2952468B1 (fr) * | 2009-11-10 | 2012-01-13 | Tn Int | Emballage pour le transport et/ou entreposage de matieres radioactives comprenant des elements de protection radiologique empiles radialement |
US8850868B2 (en) * | 2011-05-13 | 2014-10-07 | Babcock & Wilcox Technical Services Y-12, Llc | Apparatus for safeguarding a radiological source |
DE202012102887U1 (de) * | 2012-07-30 | 2012-09-25 | Steag Energy Services Gmbh | Behältersystem zur Endlagerung von radioaktiven nicht-wärmeentwickelnden Abfällen |
FR3010226B1 (fr) * | 2013-09-05 | 2017-12-29 | Tn Int | Colis comprenant des moyens ameliores d'amortissement de choc entre un ensemble renfermant des matieres radioactives et le couvercle de l'emballage |
GB201404769D0 (en) * | 2014-03-17 | 2014-04-30 | Btg Internat Canada Inc | Controlled orientation containers |
CN105784574B (zh) * | 2014-12-26 | 2019-02-01 | 核工业北京地质研究院 | 一种用于缓冲材料多场耦合试验台架装置 |
DE102016007446A1 (de) * | 2016-06-18 | 2017-12-21 | G. Siempelkamp Gmbh & Co.Kg | Schutzanordnung für Behälter während seines Transports |
JP6720030B2 (ja) * | 2016-09-07 | 2020-07-08 | 日立造船株式会社 | キャスク |
US10460844B2 (en) * | 2017-05-09 | 2019-10-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Small nuclear reactor containment system |
WO2021133868A1 (en) * | 2019-12-27 | 2021-07-01 | Holtec International | Impact amelioration system for nuclear fuel storage |
FR3127326B1 (fr) * | 2021-09-21 | 2023-09-01 | Orano Nuclear Packages And Services | Emballage pour le transport et/ou l’entreposage d’un ensemble de matières radioactives, comprenant un amortisseur interne équipé de tubes d’amortissement |
ES2940568A1 (es) * | 2021-11-04 | 2023-05-09 | Ingecid Investig Y Desarrollo De Proyectos S L | Contenedor para residuos radioactivos |
CN114743706B (zh) * | 2022-04-11 | 2024-01-30 | 江苏西顿科技有限公司 | 核废料容器 |
JP7323903B1 (ja) * | 2023-05-12 | 2023-08-09 | 株式会社関東技研 | 放射性物質輸送容器 |
Family Cites Families (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1568340A (ru) * | 1968-03-29 | 1969-05-23 | ||
FR2440410A1 (fr) * | 1978-11-03 | 1980-05-30 | Thome Cromback Acieries | Grenaille au bore et application de cette grenaille a la realisation de beton pour la protection contre les radiations nucleaires |
CH637499A5 (de) * | 1979-05-07 | 1983-07-29 | Elektrowatt Ing Ag | Verfahren zum transport und zur lagerung von radioaktiven materialien. |
DE3010521A1 (de) * | 1980-03-19 | 1981-09-24 | Vepa AG, 4125 Riehen, Basel | Behaelter zur aufnahme von in ihm zu verpressenden fasern |
DE3046083C2 (de) * | 1980-12-06 | 1987-02-12 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Lager- und Transportbehälteranordnung für eine oder mehrere Glaskokillen mit eingeschmolzenen radioaktiven Abfällen |
DE3148528A1 (de) * | 1980-12-22 | 1982-07-15 | Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen | Vorrichtung zur aufbewahrung von radkoaktivem material |
DE3321250C2 (de) * | 1983-06-11 | 1985-10-03 | Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau | Betonbehälter zur Aufnahme bioschädlicher Stoffe |
DE3322770C2 (de) * | 1983-06-24 | 1985-10-03 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Vorrichtung zur Handhabung und zum Schutz von Lagergebinden für radioaktive Stoffe |
FR2588993B1 (fr) * | 1985-10-17 | 1988-01-08 | Transnucleaire Sa | Emballage pour le transport de matieres dangereuses |
JPH0672949B2 (ja) * | 1989-05-31 | 1994-09-14 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料航空輸送容器 |
JP2952283B2 (ja) * | 1989-08-08 | 1999-09-20 | 木村化工機株式会社 | 放射性物質輸送容器用の緩衝構造体の製造方法 |
JP3043554B2 (ja) * | 1993-10-26 | 2000-05-22 | 日本ニユクリア・フユエル株式会社 | 核燃料輸送容器 |
US5786611A (en) * | 1995-01-23 | 1998-07-28 | Lockheed Idaho Technologies Company | Radiation shielding composition |
FR2737598B1 (fr) * | 1995-08-04 | 1997-10-03 | Reel Sa | Dispositif pour le transport et le stockage d'assemblages combustibles nucleaires |
JPH112693A (ja) * | 1997-06-12 | 1999-01-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉燃料輸送用容器 |
FR2773415B1 (fr) * | 1998-01-05 | 2000-04-21 | Transnucleaire | Dispositif de calage transversal d'assemblages combustibles nucleaires a l'interieur d'emballages de transport |
JPH11316297A (ja) * | 1998-05-01 | 1999-11-16 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 使用済燃料輸送用容器と使用済燃料の輸送方法 |
DE19919703C2 (de) * | 1999-04-30 | 2001-05-23 | Pfleiderer Infrastrukturt Gmbh | Fahrweg für Transrapid |
-
2002
- 2002-06-25 DE DE10228387.7A patent/DE10228387B4/de not_active Expired - Lifetime
-
2003
- 2003-06-21 US US10/519,902 patent/US7186993B2/en not_active Expired - Lifetime
- 2003-06-21 AU AU2003250267A patent/AU2003250267A1/en not_active Abandoned
- 2003-06-21 RU RU2005101770/06A patent/RU2298242C2/ru active
- 2003-06-21 WO PCT/DE2003/002073 patent/WO2004001766A2/de not_active Application Discontinuation
- 2003-06-21 EP EP03760568A patent/EP1527460A2/de not_active Withdrawn
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8440108B2 (en) | 2005-12-06 | 2013-05-14 | Co-Operations, Inc. | Chemically bonded ceramic radiation shielding material and method of preparation |
USRE46797E1 (en) | 2005-12-06 | 2018-04-17 | Co-Operations, Inc. | Chemically bonded ceramic radiation shielding material and method of preparation |
USRE48014E1 (en) | 2005-12-06 | 2020-05-26 | Co-Operations, Inc. | Chemically bonded ceramic radiation shielding material and method of preparation |
RU2503072C1 (ru) * | 2012-07-13 | 2013-12-27 | Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Упаковочный комплект для хранения и транспортировки изделия с радиоактивным веществом |
RU2549364C1 (ru) * | 2013-10-01 | 2015-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики"-ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Способ защиты радиоактивных массивных грузов от интенсивных механических воздействий |
RU2545528C1 (ru) * | 2013-12-05 | 2015-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Контейнер для транспортировки отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE10228387B4 (de) | 2014-10-16 |
WO2004001766A2 (de) | 2003-12-31 |
US20060006351A1 (en) | 2006-01-12 |
EP1527460A2 (de) | 2005-05-04 |
RU2005101770A (ru) | 2005-10-10 |
WO2004001766A3 (de) | 2004-03-18 |
AU2003250267A1 (en) | 2004-01-06 |
DE10228387A1 (de) | 2004-01-15 |
US7186993B2 (en) | 2007-03-06 |
AU2003250267A8 (en) | 2004-01-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2298242C2 (ru) | Контейнерная система для транспортировки и хранения высокорадиоактивных материалов | |
JP5859206B2 (ja) | 核燃料集合体用の輸送コンテナ及び核燃料集合体を輸送する方法 | |
KR102683251B1 (ko) | 충격 보호 기능이 있는 핵폐기물 캐스크 | |
KR20220134683A (ko) | 핵폐기물 저장용 비환기형 캐스크 | |
CN110494927B (zh) | 用于运输乏核燃料的容器的冲击限制器 | |
RU2084975C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
JP2018169173A (ja) | 貯蔵容器 | |
RU56704U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
JPS5991398A (ja) | 衝撃吸収装置 | |
RU2581648C1 (ru) | Транспортно-упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2458417C1 (ru) | Чехол для отработавших тепловыделяющих сборок | |
KR102683491B1 (ko) | 우라늄 함유 핵분열성 물질의 운송을 위한 운송 포장 세트 | |
RU2696017C1 (ru) | Амортизирующее устройство для перегрузки контейнеров с тепловыделяющими сборками реакторной установки (варианты) | |
RU2279725C1 (ru) | Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов | |
RU2805239C1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования урансодержащих делящихся материалов | |
RU2324241C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2273903C1 (ru) | Способ сухого контейнерного хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
Dreesen et al. | Transport and storage casks for irradiated fuel assemblies from research reactors | |
RU2293383C1 (ru) | Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов | |
Lopez et al. | Package Development and SAR Preparation. | |
Guais | Experience in Plutonium Storage and Transportation | |
Knopp | CASTOR® BR3: Design of a Transport and Storage Cask for Spent Fuel From a Belgian Nuclear Power Plant | |
DE20209845U1 (de) | Behältersystem zum Transport und zur Lagerung hochradioaktiver Materialien | |
Voßnacke et al. | CASTOR {sup registered} HAW28M-a high heat load cask for transport and storage of vitrified high level waste containers | |
Shappert et al. | Savannah River Americium--Curium Slug Carrier |