DE2228026A1 - Transportbehälter - Google Patents

Description

Die Erfindung bezieht sich auf einen Transportbehälter für radioaktives Material, das eine biologisch signifikante r>trahLung wie Gamma- und Neutronenstrahlung aussendet.

Ea sind bereits Container zum Transport von radioaktiven ■'Iaterialien, wie z.B. bestrahlter nuklearer Reaktorbrennstoff, vorgeschlagen worden. Weiterhin wurden Behälter bzw. Pässer zum Transport von verbrauchtem Brennstoff mit hohem Abbrand vorgeschlagen, der eine Quelle für relativ starke Neutronenoder andersartige Strahlungen ist.

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Bekanntlich schreiben gewisse Vorschriften der Regierung, wie z.B. in den Vereinigten Staaten die AEC Regulation (lOCFR 71) und DOT-Regulation (49 CFR 173) Verfahren und Richtlinien für die Verpackung und den Transport radioaktiver Materialien vor. Beispielsweise sehen derartige Regelungen vor, daß die Strahlung von dem radioaktiven Material auf einen ersten spezifischen Grenzwert, der für Normalbedingungen gilt, und auf einen höher liegenden zweiten spezifischen Grenzwert herabgesetzt werden soll, der für hypothetische Unglücksfälle gilt. Zusätzlich muß die strukturelle Integrität des Behälters ausreichend sein, um einen spezifischen Falltest ,beispielsweise aus 10 Meter Höhe, zu überleben. Somit muß die Auslegung eines Transportbehälters neben den allgemeinen Sicherheits- und Wirtschaftlichkeitsüberlegungen auch den Erlaubniskriterien der Regierung genügen.

Somit muß ein Behälter zum Transport von radioaktivem Material eine Strahlungsabschirmung aufweisen, um die gesamten biologischen Strahlungsnenndosen herabzusetzen, damit sie innerhalb des Grenzwertes, der von den Regierungsregelungen unter normalen Bedingungen zugelassen wird, und auch innerhalb des höheren Grenzwertes liegen, der von den Regierungsrichtlinien für die hypothetischen Unglücksfälle spezifiziert ist. Für bestrahlten, nuklearen Reaktorbrennstoff kann von der Ummantelung bzw. Abschirmung gefordert werden, daß die gesamte Quellenstrahlung um einen Faktor herabgesetzt wird, der in der Größenordnung von

10 liegt. Zusätzlich muß der Behälter für einen adäquaten Übergang und Abfuhr von Wärme sorgen, die bei dem Zerfall der radioaktiven Isotope erzeugt wird. Ferner muß der Behälter seine strukturelle Festigkeit während normaler Bedingungen und während spezifischer hypothetischer Unglücksbedingungen beibehalten. Er muß das Kühlmittel enthalten und die Freig^-abe von irgendwelchem radioaktivem Material während normaler Bedirgingen verhindern und die Freilassung von radioaktiven Gasen und Flüssigkeit während der hypothetischen Unglücksbedingungen einschränken.

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Es ist ferner erstrebenswert, die Nutzlast möglichst groß zu machen, d.h. die Menge des radioaktiven Materials, das von dem Behälter aufgenommen werden kann, um aus der Wirtschaftlichkeit der SeIbstabschirmung Nutzen zu ziehen. Das bedeutet, daß der äußere Teil des Materials den inneren Teil des Materials abschirmt. Somit erfordert eine gegebene Vergrößerung in der Menge des radioaktiven Materials nur eine relativ kleine Vergrößerung der Dicke der Ummantelung.

Der praktische Begrenzungsfaktor für das Gesamtgewicht eines beladenen Transportbehälters ist das Leistungsvermögen der den Behälter handhabenden Ausrüstung, wie z.B. Kräne und Transportfahrzeuge. Diese Erfordernisse der Handhabßarkeit führen auch zu einer praktischen Grenze in Bezug auf die Größe oder den Umfang des Transportbehälters.

Da die Menge des radioaktiven Materials (d.h. die Nutzlast), das in einem Behälter von praktisch maximaler Größe und Gewicht enthalten sein kann, günstigenfalls ein kleiner Bruchteil des Gesamtgewichtes ist, ist es erstrebenswert, das Verhältnis von Gesamt- zu Nutzgewicht möglichst klein zu machen. Beispielsweise kann ein Behälter ein Gesamtgewicht in der Größenordnung von 65 Tonnen für ein N^utzgewicht von etwa 3 Tonnen haben. Es ist besonders wünschenswert, das Gewicht der die Strahlung abschirmenden Struktur auf ein Minimum herabzusetzen, da diese Struktur den größten Bruchteil des Gesamtgewichtes ausmacht.

Die Kosten für den Transport von radioaktivem Material enthalten neben den Transportkosten einen Berechnungsposten für die Verwendung des Transportbehälters. Diese Berechnung für die Verwendung des Behälters ist selbstverständlich eine direkte Punktion der Herstellungskosten des Behälters und es ist deshalbjwünschenswert, diese Herstellungskosten auf ein Minimum herabzusetzen. Da die Herstellung und das Material der Abschirmstruktur einen großen Anteil der Behälterkosten ausmachen, sollen auch die Kosten für

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diese Struktur auf ein Miniraum gedrückt werden. Bekannte Transportbehälter sind gewöhnlich mit tiefen, eng beabstandeten Außenrippen versehen, um die Wärmeabstrahlung zu erhöhen. Eine derartige gerippte Oberfläche ist nur mit großem Kostenaufwand herzustellen. Solche gerippte Oberflächen sind auch schwer zu entgiften.

Bis vor kurzem hatte der bestrahlte Brennstoff, der von Leistungsreaktoren abtransportiert werden muß, nicht genügend Strahlung akkumuliert, um eine. Neutronenquelle mit einer solchen Strahlungsgefahr darzustellen, daß eine spezielle Neutronenabschirmung erforderlich wird. Somit waren die Abschirmungsstrukturen bekannter Transportbehälter primär für eine Abschirmung von Gammastrahlung ohne spezifische Maßnahmen für die Neutronenabschirmung ausgelegt. Typischerweise enthält die Abschirmstruktur bekannter Behälter ein dichtes und schweres Material wie z.B. Blei. Dieses bekannte Gestaltungskonzept ist beispielsweise in dem US-Patent 3 119 933 beschrieben, wo die Auslegung der Mantelstruktur auf der Annahme basiert, daß jede Abschirmung, die für die Abschirmung gegen Gammastrahlung adäquat ist, auch für alle dabei auftretenden Neutronen oder Betateilchen geeignet ist.

Die lange Bestrahlung jedoch, die jetzt für den Brennstoff in fortgeschrittenen thermischen Reaktoren und solchen mit einem Spektrum schneller Neutronen erwogen werden, führt in einem solchen Ausmaß zum Aufbau von Curium, Plutonium und anderen radioaktiven Isotopen , daß sie eine Neutronenquelle hoher Intensität darstellen. Beispielsweise kann die Neutronenemissionsrate für eine Vergrößerung der Strahlung um einen Faktor 2 um einen Paktor von mehr als 20 ansteigen. Somit kann die Neutronenstrahlung bei der Herstellung von Ummantelungen für Transportbehälter nicht länger als unwichtig betrachtet werden.

Während ein adäquater Neutronenmantel in der bekannten Weise dadurch erhalten werden kann, daß einfach die Dicke des schweren

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Mantelmaterials vergrößert wird, führt diese Lösung in unerwünschter Weise zu einer ineffizient hohen Vergrößerung des Gewichtes, da das schwer^e Material als Neutronenmantel nicht wirksamer ist als Neutronen-Moderierungsmaterialien mit viel geringerem Gewicht. Beispielsweise ist für die Gamma-Abstrahlung 30 cm Wasser etwa gleich 2,5 cm Blei und ungefähr gleich 1,5 cm Uran, während diese Materialien für die Neutronenabschirmung von etwa gleicher Wirksamkeit sind.

An anderer Stelle sind bereits vorteilhafte Kombinationen von wasserstoffhaltigen Materialien und dichten Materialien vorgeschlagen worden, um sowohl für eine Gamma- als auch Neutronenabschirmung zu sorgen, während gleichzeitig die Nutzlast des Behälters möglichst groß und das Gewicht des Behälters möglichst klein gemacht wird. In diesen Behältern wird die strukturelle Festigkeit durch eine relativ schwere Außenhülle geschaffen, die mit Rippen versehen ist, um die Wärmeabstrahlung zu vergrößern. Es ist jedoch wünschenswert, für eine weitere Herabsetzung des Gewichtes und der Kosten von Transportbehältern zu sorgen.

Es ist deshalb eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung, eine wirksame Neutronenabschirmung zusammen mit einer effektiven Abschirmung für andere Typen einer biologisch signifikanten

Strahlung bei einem Transportbehälter mit minimalem Gewicht und geringsten Kosten zu schaffen.

Für die Minimierung des Behältergewichtes ist es eine weitere Aufgabe, die Größe und die Menge des strukturellen Materials und des dichten Abschirmungsmaterials in einem Transportbehälter möglichst klein zu machen.

Ferner beinhaltet die Erfindung einen Transportbehälter mit einer äußeren Oberfläche in zusammenhängender Form, die von Rippen, Schlitzen und ähnlichen Merkmalen frei ist, die die Entgiftung erschweren,

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Ferner soll ein Transportbehälter mit einer billigen Flüssigkeitsabdeckung geschaffen werden, die Wärmeabfuhreigenschaften aufweist, die mindestens gleich denjenigen einer gerippten Oberfläche sind.

Diese und andere Aufgaben werden erfindungsgemäß durch eine Behälterstruktur gelöst, in der ein Innenbehälter (basket) zur Aufnahme des radioaktiven Materials von einer Schirmschicht aus genügend dichtem Material umgeben ist, um die biologisch signifikante Strahlung auf einen Wert innerhalb des Grenzwertes herabzusetzen, der gemäß den Regierungsregelungen unter hypothetischen Unglücksbedingungen zulässig ist. Diese dichte Abschirmschicht ist innerhalb einer stabilen Wandung gehalten, die für die strukturelle Festigkeit des Behälters sorgt. Diese Wandung kann mit Pappen versehen sein, um den Wärmeübergang zu verstärken und für wirksame Teile für die Sehlagfestigkeit zu sorgen. Diese strukturelle Wandung ist von einer dünnwandigen, nicht tragenden, gewellten Außenabdeckung umgeben-, deren Wellungen die für die Wärmeabfuhr erforderliche Oberfläche bilden. Der Abstand zwischen der tragenden Wandung und der äußeren Abdeckung ist dabei mit Wasser gefüllt, das sowohl zur Abschirmung als auch zu WärmeÜbergangszwecken dient» Die Dicke dieser Wasserschicht ist so gewählt, daß sie eine Strahlungsabschirmung solcher Größe bildet, die zusammen mit der dichten Schirmschicht die Strahlung von dem radioaktiven Material in dem Behälter auf einen Wert herabsetzt, der innerhalb der Grenze liegt, die von der Regierungsregelung unter normalen Bedingungen zugelassen wird. Selbst wenn also das gesamte Wasser aus dieser äußeren Wasserschyicht unter dem hypothetischen Unglücksfall verloren gehen würde, wird die strukturelle Integrität des Behälters beibehalten und der dichte Mantel liefert unter diesen Bedingungen eine adäquate Abschirmung.

Da der Durchmesser der strukturellen Wandung kleiner ist als der Außendurchmesser des Behälters, ist die Menge des strukturellen Materials kleiner, wodurch die Nutzlast für ein gegebenes Behäl-

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tergewicht im Vergleich zu bekannten Behältern vergrößert wird, wo ein signifikanter Teil der strukturellen Festigkeit in einer Außenwand geschaffen wird.

Die zusammenhängende Oberfläche der leichtgewichtigen Außenabdeckung kann leicht gewaschen und zur Entgiftung gescheuert werden, und die Größe und Anzahl der Wellen kann auf einfache Weise so ausgewählt werden, daß sie die der erforderlichen Wärmeabfuhr entsprechende Oberfläche bilden.

Die Erfindung wird nun mit weiteren Merkmalen und Vorteilen anhand der folgenden Beschreibung und der beigefügten Zeichnungen eines Ausführungsbeispieles näher erläutert:

Fig. 1 ist eine Außenansicht des Transportbehälters. Fig. 2 ist ein Längsschnitt des Transportbehälters. Fig. 3 ist ein Querschnitt des Transportbehälters. Fig. 4 ist ein Teillängsschnitt und zeigt die Endkammern.

In Fig. 1 ist eine Außenansicht des Transportbehälters gezeigt, der insgesamt mit 10 bezeichnet ist. Der Behälter umfaßt einen langgestreckten Hauptteil 11, einen Endteil 12, ein abnehmbares Endstück 13 und ein Paar Ventildeckel oder Kuppeln lH und 16, die die Druckentlastung und Einfüll- und Ablaßventile enthalten. Die Außenflächen des Endteiles 12 und des abnehmbaren Endstückes 13 sind mit Wärme abführenden Rippen 17 (1) und 17 (2) versehen, während der Hauptteil 11 erfindungsgemäß von einer relativ dünnen, gewellten Abdeckung 18 umgeben ist. Es sind zwei Streifen 19 auf gegenüberliegenden Seiten des Behälters vorgesehen, an denen Auflager, Aufhängeösen oder ähnliches befestigt werden können, um den Behälter anzuheben und zu handhaben. Eine Kühlung des

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Behälters 10 kann durch die Verwendung eines Systems mit Gebläsen und Kanälen verstärkt werden, um Kühlluft gegen die Außenflächen des Behälters zu richten, wie es bereits an anderer Stelle offenbart worden ist.

Der Behälter 10 ist in dem Längsschnitt gemäß Fig. 2 und dem Querschnitt gemäß Fig. 3 genauer dargestellt. Wie am besten aus Fig. 3 hervorgeht, kann der Behälter 10 zahlreiche Brennstoffeinsätze 21 aus verbrauchtem Nuklearbrennstoff transportieren. Die Brennstoffeinsätze 21 werden von einem Behälter 22 getragen, der aus dünnwandigen Zwischenkammern gebildet ist, durch die für jeden Brennstoffeinsatz eine getrennte, an den Enden offene Kammer gebildet wirdο

Der Behälter 22 ist in einem inneren Mantelgehäuse 23 enthalten, in welchem die Brennstoffeinsätze mit einem Kühlmittel wie z.B. Wasser geflutet werden können. Vorteilhafterweise können die Unterteilungen des Behälters 22 mit zahlreichen Schlitzen oder Löchern versehen sein, damit ein Kühlmittel hindurchströmen kann.

Der Behälter 22 ist von einer Abschirmschicht 2*J umgeben, die vorzugsweise aus verarmtem-Uran mit einer radialen Dicke t,, gebildet ist. Diese verarmte Uranschicht dient als eine Strahlungsabschirmung durch Dämpfung der Gammastrahlung und durch Moderation und Einfangen von Neutronen. Uran wird gegenüber Blei für diesen Zweck wegen seiner wirksameren Abschirmung pro Gewichtseinheit, seiner höheren Schmelztemperatur und seiner äußeren Festigkeit bevorzugt. Die Uranschicht 24 kann mit zahlreichen stufenförmigen Ringsegmenten versehen sein, wie es bereits an anderer Stelle vorgeschlagen worden ist.

Die Abschirmschicht 2k ist vonjeiner tragenden oder Strukturwand 26 mit ausreichender Dicke umgeben, um für die erforderliche Festigkeit des Behälters zu sorgen. Die Wandung 26 ist vorzugsweise mit zahlreichen Umfangsrippen 27 versehen. Diese Rippen

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dienen verschiedenen wichtigen Funktionen. Sie vergrößern die Oberfläche der Wandung 26 für eine verstärkte Wärmeabfuhr von dieser. Sie dienen als nützliche Elemente, um die Aufrechterhaltung der Integrität des Behälters im Falle eines Aufpralles zu unterstützen. Gewisse Rippen von ihnen dienen auch als Unterstützungen für die nicht-tragende, gewellte Außenabdeckung oder Wandung 18, wie es imjfolgenden noch genauer beschrieben werden wird.

Wie in Fig. 2 dargestellt ist, kann der Endteil 12 mit dem Hauptteil 11 aus einem Stück hergestellt oder ständig an diesem befestigt sein. Am anderen Ende ist das entfernbare Endstück 13, das mit Abschirmmaterial gefüllt ist, an dem Hauptteil 11 durch eine Flansch- und Stiftbolzenanordnung befestigt. Ein Dichtungsring 29 sorgt für eine Abdichtung. Die Deckelabschirmung 28 ist mit einem einen einspringenden Winkel aufweisenden Teil 31 versehen, der die Grenzfläche zwischen dem abnehmbaren Endstück 13 und dem Hauptteil 11 überlappt und für eine Abschirmung sorgt. Wie bereits erwähnt worden ist, sind der Endteil 12 und das abnehmbare Endstück 13 mit Rippen 17 (1) und 17 (2) versehen, um die Wärmeabfuhr zu unterstützen und für nutzbare Teile zu sorgen, die sich bei einem Aufprall deformieren können.

Die Kuppel 14 enthält ein automatisches Druckentlastungsventil 32, das den Behälter bei abnorm hohem Innendruck entlüften kann. Die Kuppel I¹J enthält weiterhin ein erstes manuell bedienbares Ventil 33, wobei die Ventile 32 und 33 durch eine Leitung J>k mit dem Innenraum des Behälters verbunden sind. Die Kuppel 16 enthält ein zweites manuell bedienbares Ventil 36, das durch eine Leitung 37 mit dem Innenraum des Behälters verbunden ist. Die Ventile 3 5 und 36 können dazu verwendet werden, flüssiges, wasserstoffhaltiges Material wie z.B. Wasser ein- und herauszuführen, um den Innenraum des Behälters und die in dem Behälter 22 enthaltenen Brennstoffeinsätze zu fluten.

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Erfindungsgemäß ist der Behälter von der relativ dünnen, nichtstrukturellen bzw. nicht -tragenden, gewellten Abdeckung 18 umgeben. Mit nicht-strukturell bzw. nicht -tragend ist gemeint, daß die Abdeckung 18 nicht wesentlich zur Festigkeit des Behälters beiträgt, oder die strukturelle Integrität des Behälters hängt mit anderen Worten nicht von der Abdeckung 18 ab. Wie aus den Fig. 2 und 3 hervorgeht, ist die Abdeckung 18 an zahlreichen auf dem Umfang mit Abstand angeordneten Längsstreifen 38 befestigt, die ihrerseits an Endflanschen 39 und 4l sowie Aussparrungen in Rippen 27 (1) und 27 (2) befestigt sind, wobei die Rippen 27 (1) und 27 (2) für diesen Zweck mit einer größeren radialen Höhe versehen sind als die anderen Rippen 27.

Die Abdeckung 18 ist mit den Flanschen 39 und 4l flüssigkeitsdicht verbunden, und vorzugsweise auch gegenüber den Rippen 27 (1) und 27 (2) flüssigkeitsdicht abgedichtet, um eine Vielzahl von flüssigkeitsdichten Kammern 42 (1) - 42 (3) zu bilden. In jede dieser Kammmern ist ein Einfüllzapfen 43 und ein Ablaßzapfen 44 eingepaßt, durch die die Kammern mit einem flüssigen, wasserstoffhaltigen Material wie z.B. Wasser gefüllt werden können, um für eine Neutronenabschirmschicht mit einer Dicke t„ zu sorgen. Diese Aufteilung der Wasserschirmschicht in Kammern ist wünschenswert, um den Verlust des gesamten Wassers zu verhindern, falls in der Abdeckung l8 ein lokaler Bruch auftritt.

Wie in den Fig. 1 und 2 dargestellt ist, erstreckt sich die Wasserschirmschicht nicht über den Endabschnitt 12 oder das entfernbare Endstück 13, da die dichte Schirmschicht gewöhnlich für eine ausreichende Dämpfung der geringeren Strahlung von den Enden sorgt. Wie jedoch in Fig. 4 dargestellt ist, kann eine Wasser enthaltende Kammer 42 (4) über dem Endstück 12 durch einen Deckel 43 ausgebildet werden, der an den Endrippen 17 (1) befestigt ist. Auf ähnliche Weise kann eine Wasser enthaltende Kammer 42 (5) über dem entfernbaren Endstück 13 durch einen Deckel 40 gebildet werden, der an den Endrippen 17 (2) befestigt ist.

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Die Rippen 17 (1) und 17 (2) sind vorzugsweise mit Löchern 45 versehen, damit Wasser hindurchströmen kann.

Die Wanddicke der gewellten Abdeckungen 18, 23 und 40 hängt von den Nenndrucken der Wasser enthaltenden Kammern 42 (1) - 42 (5) ab. Für Niederdruck oder wenn gar kein Druck besteht, braucht die Wanddicke nur 1,5 mm (0,060 Zoll) zu betragen. Die obere Grenze liegt bei etwa 6,35 mm (0,25 Zoll), die durch die üblichen Verfahren und die Ausrüstung zur Herstellung von gewelltem Stahlblech gesetzt wird. Die Wärmeabfuhr von dem Behälter ist eine Punktion seiner Oberfläche, Die Größe der Oberfläche von den Abdeckungen 18, 23 und 40 kann innerhalb gewisser Grenzen durch die Auewahl der Größe der Wellungen gewählt werden.

Diese gewellte Abdeckstrtiktur ist nicht dafür ausgelegt, wesentlich zur strukturellen Festigkeit des Behälters beizutragen noch den Aufprallversuchen standzuhalten, die für die Gebrauchserlaubnis des Behälters nach den regierungsamtlichen Regelungen erforderlich sind. Stattdessen wird die strukturelle Festigkeit des Behälters hauptsächlich durch den einen kleineren Durchmesser aufweisenden Strukturmantel 26 hergestellt, und die Dicke der Massiven Abschirmschicht 24 ist so gewählt, daß sie für eine adäquate Strahlungsdämpfung unter der hypothetischen Unglücksbedingung sorgt, selbst für den unwahrscheinlichen Fall, daß die gesamte Abschirmflüssigkeit aus den Kammern 42 (1) bis 42 (5) verlorengeht. Somit besteht ein signifikanter Vorteil des erfindungsgemäßen Behälters darin, daß der Durchmesser des Strukturmantels und der Durchmesser der dichten Abschirmung auf ein Minimum herabgesetzt ist, wodurch auch das Gewicht des Behälters möglichst klein gemacht wird.

Wie bereits erwähnt wurde, sind die Größe und das Gewicht eines Transportbehälters durch praktische Überlegungen hinsichtlich der Leistungsfähigkeit der Ausrüstung zur Handhabung und zum Transport begrenzt. Es ist deshalb wünschenswert, daß die Nutzlast

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möglichst groß gemacht wird, d.h. die Menge des verbrauchten Brennstoffes, der in dem Behälter enthalten sein kann, wobei zu berücksichtigen ist, daß eine krtische Menge oder Konfiguration vermieden werden muß. Ferner sollen die Produktionskosten des Behälters möglichst klein gemacht werden, um dadurch die Kostenbelastungen für die Verwendung des Behälters auf ein Minimum zu senken. Somit besteht die Zielsetzung der Gestaltung darin, einen Behälter mit maximaler Nutzlast bei niedrigsten Kosten herzustellen, um auf diese Weise die Transportkosten des verbrachten Brennstoffes auf ein Minimum zu senken. Da das Gewicht des dichten Abschirmmaterials ein wesentlicher Anteil des gesamten Behältergewichtes ist, ist es wünschenswert, die Menge des dichten Abschirmmaterials im Einklang mit den Anforderungen hinsichtlich der strukturellen Integrität und einer adäquaten Wärmeabfuhr möglichst klein zu halten.

es
Somit ist/neben den Überlegungen in Bezug auf die strukturelle Integrität und eine adäquate Wärmeabfuhr wünschenswert, die optimalen Dicken der dichten und wasserstoffhaltigen Abschirmmaterialien auszuwählen. Dies ist ein iteratives oder mit fortschreitenden Näherungswerten arbeitendes Rechenverfahren. Als Vorschlag wird das folgende Verfahren angegeben:

1. Wähle gleichzeitig die Art und Menge des aufzunehmenden verbrauchten Brennstoffes und seine Anordnung oder Konfiguration in dem Behälter aus (wobei die Kritikalitätsnormen zu berücksichtigen sind) und bestimme die Neutronen- und Gammastrahlungsintensitäten oder Quellengrößen.

Die Neutronen- und Gammastrahlung ist in einem gegebenen Fall eine Funktion vieler Faktoren einschließlich der Brennstoffanreicherung, Verlauf der Brennstoffbestrahlung, spezifischen Leistung, Kühlzeit, Brennstoffelementaufbau, Art und Menge des Brennnstoffes und Konfiguration des Brennstoffes in dem Be-

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hälter (Selbstabschirmungseffekt). Es wird angenommen, daß die Neutronen- und Gammaquellengrößen' durch bekannte Mittel bestimmbar sind.

2. In Übereinstimmung mit 1 wähle die bestimmten Abschirmmaterialien und ihre Konfiguration aus (der Einfachheit halber sei bei den folgenden Schritten angenommen, daß Uran als die dichte Abschirmung 24 und Wasser als das flüssige wasserstoffhaltige Schirmmaterial verwendet sind).

3. Lege die Grenzen der Strahlungsnenndosis fest.

Diese sind durch die regierungsamtlichen Regelungen gegeben. Diese betragen beispielsweise 10 mRem/Std. (Millirem pro Stunde) bei I83 cm Entfernung von der nächstgelegenen freiliegenden Oberfläche unter Normalbedingungen und 1000 mRem/Std. in 91»5 cm Entfernung unter hypothetischen Unglücksbedingungen.

4. Definiere eine vorläufige Behältergestaltung.

Neben der Brennstoffkonfiguration gehört hierzu das Material und die Gestaltung des inneren Behälters und die inneren und äußeren Wandmaterialien und Dicken.

5. Wähle ein Quellenmodell, das die räumliche Verteilung der Strahlung von der Quelle verbrauchten Brennestoffes definiert,

6. Bestimme als einen ersten Bezugspunkt die Dicke des Urans, die zur Herabsetzung der Gammanenndosis auf 50 % des zulässigen normalen Gesamtstrahlungsdosisgrenzwertes erforderlich ist.

Die Charakteristiken der Gammadämpfung von Uran ist beispielsweise von Jerome E. Dummer, Jr., in General Handbook for Radiation Monitoring, LA-1835, (3. Auflage) U.S. Govern-

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ment Printing Office (1959) beschrieben.

7. Ein zweiter Bezugspunkt wird bestimmt, indem die Dicke des Urans gemäß 6 verwendet und eine bekannte Neutronentransporttheorie benutzt wird,um die Dicke des Wassers zu bestimmen, die zusammen mit der gemäß 6 gegebenen Urandicke die Neutronenstrahlungsdosis auf etwa 50 % des zulässigen normalen Gesamtstrahlungsdosisgrenzwertes herabsetzt.

8. Die in 6 und 7 bestimmten Wasser- und Urandicken werden nun schrittweise injsiner iterativen Bestimmung der optimalen Dicken variiert.

Es gibt sechs Alternativen bei der Veränderung der Dicken: (1) Ersetzen der Urandicke durch Wasserdicke,

(2) Verkleinerung der Urandicke, wobei die Wasserdicke konstant gehalten wird,

(3) Verkleinerung der Wasserdicke, wobei die Urandicke konstant gehalten wird,

(H) Vergrößerung der Wasserdicke, wobei die Urandicke konstant gehalten wird.

(5) Ersetzen der Wasserdicke durch die Urandicke und

(6) Vergrößerung der Urandicke, wobei die Wasserdicke konstant gehalten wird.

9. Berechne für jede der schrittweisen Dickenänderungen die daraus resultierenden Neutronen- und Gammastrahlungsdosen.

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Die Summe hiervon darf den normalen Gesamtdosisgrenzwert nicht überschreiten.

10. Für jeden Satz der Wasser-Urandicken sei auch ein hypothetischer Unglückszustand angenommen, in demjdas Wasser der Wasserschirmschicht durch einen leeren Raum ersetzt ist. Hierfür sind die entstehenden Nennwerte der Neutronen- und Gammastrahlungsdosis zu berechnen.

Die Summe hiervon darf den hypothetischen Gesamtdosisgrenzwert für Unglücksfälle nicht überschreiten.

Diejenigen Paare, die diesem hypothetischem Unglücksfall nicht genügen, werden aussortiert.

Wenn alle Paare diesem Zustand nicht genügen, muß die Urandicke vergrößert werden, um den hypothetischen Dosisnennwert für Unglücksfälle unter den Grenzwert herabzusetzen.

11. Wähle schließlich von den nicht aussortierten Paaren dasjenige, das die geringste Urandicke aufweist, aus.

Somit führen die optimalen Wasser - und Urandicken zu einem Behälter, der die erforderliche Gamma- und Neutronenstrahlungsabschirmung mit dem geringsten Gesamtgewicht des Abschirmmaterials für die gewählte Konfiguration liefert.

Beispiel

Einschlägige Parameter eines erfindungsgemäßen Behälters, der zum Transport von verbrauchtem Leistungsreaktorbrennstoff in der Größenordnung von 35000 MWD/MT Strahlung sin.d in der folgenden Tabelle gegeben:

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Außenlänge des Behälters Außendurchmesser des Behälters Nutzlastkapazität

Berechnete Strahlungsquellenfestigkeit Gamma (spezifische Leistung) Neutronen

Berechnete Dosisnenngrenzwerte

Normale Bedingungen Hypothetische Unglücksbedingungen

Behälter 22 - rostfreier Stahl Innenwand 23 - rostfreier Stahl

Dichte Abschirmung 24 - verarmtes Uran - t^

Strukturwand 26 - rostfreier Stahl

Wasserstoffhaltige Abschirmung Wasser - t„

Gewellte Abdeckung 18 - rostfreier Stahl Kerndurchmesser
Oberfläche pro 30 cm Länge ~ 550 cm
CT150 cm

— 1,5 ^: 10⁶ CM³

— 3000 kg Uran

40 kW/kg Uran 3 _t 10⁹ Neutronen/Sek,

lOmRem/Std. bei 183cm lOOOmRem/Std. bei 91,5cm

2rl,5 mm Dicke ^J=='12_J5 mm Dicke

— 10 cm Dicke ~3>75 cm Dicke

12,5 cm Dicke 0,6 cm Dicke 152 cm
3 η,²

Nenndruck der Kammern 42 (1) - 42 (3) 10,5 kp/cm^£

Gesamtgewicht des Behälters ~65 t

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Claims (9)

1. Patentansprüche

   Transportbehälter für radioaktives Material, das eine biologisch signifikante Strahlung einschließlich Gamma- und Neutronenstrahlung aussendet, der eine Strahlungsabschirmung zur Herabsetzung der Strahlung auf einen ersten spezifizierten Qrenzwert für Normalbedingungen und einen zweiten-spuezifizierten Grenzwert, der größer als der erste Grenzwert ist, für hypothetische Unglücksbedingungen aufweist, g e k e η η zeichnet'durch eine langgestreckte hohle tragende Umman,telung (26), ein Traggestell (22) innerhalb der Ummantelung (26) zur Aufnahme des radioaktiven Materials, eine erste Strahlungssperre (24), die aus einer Schicht aus dichtem Material gebildet ist, das das radioaktive Material innerhalb 4er Ummantelung (26) umgibt, wobei die Dicke (t.) des dichten Materials so gewählt ist, daß die gesamte biologisch signifikante Strahlung von dem radioaktiven Material wenigstens auf

   4en zweiten Grenzwert herabgesetzt ist, ferner eine relativ diinne, nicht tragende Abdeckung (18), die die Ummantelung (26) umgibt und durch diese im Abstand zu ihr gehalten ist, und eine zweite Strahlungssperre, die aus wasserstoffhaltigem Material gebildet ist, das zwischen der Ummantelung (26) und der Abdeckung (%$) enthalten ist, wobei die Dicke (t~) des wasserstoffhaltigen Materials zusammen mit dem dichten Material a^srpiGh,en,d ist ^- 14m die gesamte, biologisch signifikante Strahlung wenigstens auf den ersten Grenzwert herabzusetzen,.
2. 2.. Tr.ansp.Qrtbeha3.ter, nach A^sp^uch 1, 4 a-d u r c ft S e ~ k e^rizeiq^net, 4aß 4as diente Material (2*1} Uran
3. fr,ansp.prtbehä|t©r naeli Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet j daß, das wasser^toffhaltige ist.
4. 4. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die nicht-tragende Abedeckung (18) gewellt ist.
5. 5. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß sich die nicht-tragende Abdeckung (l8) über die Enden (12, 13) des Behälters 10 erstreckt, so daß mit wasserstoffhaltigem Material gefüllte Kammern (42) gebildet sind.
6. 6. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand zwischen der tragenden Ummantelung (26) und der nicht-tragenden Deckung (18) in Kammern unterteilt ist.
7. 7. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß die Dicke (t.) des dichten
   Materials 7,5 - 20 cm (3-8 Zoll) und die Dicke des wasserst offhaltigen Materials 5 - 25 cm ( 2 - 10 Zoll) beträgt.
8. 8. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die tragende Ummantelung (26) mit zahlreichen Rippen (27) versehen ist.
9. 9. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß von dem Tragegestell (22) zahlreiche Brennstoffeinsätze (21) aufnehmbar sind.

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