JPH0122919B2 - - Google Patents

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JPH0122919B2
JPH0122919B2 JP55019777A JP1977780A JPH0122919B2 JP H0122919 B2 JPH0122919 B2 JP H0122919B2 JP 55019777 A JP55019777 A JP 55019777A JP 1977780 A JP1977780 A JP 1977780A JP H0122919 B2 JPH0122919 B2 JP H0122919B2
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JP
Japan
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cooling
storage
heat
container
storage rack
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JP55019777A
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English (en)
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JPS55114996A (en
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Hame Uarutaa
Kunatsupe Orutoin
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Nukem GmbH
Original Assignee
Nukem GmbH
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Publication date
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Publication of JPH0122919B2 publication Critical patent/JPH0122919B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/34Disposal of solid waste

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • On-Site Construction Work That Accompanies The Preparation And Application Of Concrete (AREA)
  • Warehouses Or Storage Devices (AREA)
  • Constitution Of High-Frequency Heating (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、場合により容器内に封入された、自
己加熱性の放射性物質、特に原子炉からの使用済
み燃料要素を貯蔵する装置に関する。この装置
は、主として冷媒を自然対流させるための給気及
び排気堅穴を備えたコンクリートケーシングと、
放射性物質を収容するための1つ以上の貯蔵台架
とから成る。
自己加熱性廃棄物、例えば加圧水形原子炉から
の使用済み燃料要素は、最近有利には、***及び
活性化生成物の活性度を鎮静するために水中下に
埋められる。この場合、水は同時に放射能の遮蔽
及び熱い燃料要素又は廃棄容器の冷却の機能を果
す。
燃料要素の冷却は、放出される余熱を導出する
ために必要である。この余熱の大きさは、反応器
内での燃焼度及び既に経過した冷却時間に左右さ
れる。
冷却水から熱は大抵外部にある冷却器内で二次
冷却水回路及び湿式冷却塔によつて外気に導出さ
れる。利用できる加熱区間が小さいために、比較
的大きな冷却水流量及び大きな冷却面積が必要と
なる。従つて、貯水池に発電用原子炉からの使用
済み燃料要素を貯蔵することは、冷却水使用量が
多くなり、冷却塔による環境汚染が生じかつ水の
浄化並びに使用済み放射性廃棄物の中間及び最終
処理に費用がかかるという欠点を有する。
更に、貯水池のために高い密閉費用、ひいては
安全対策費が必要である、それというのも、水は
燃料要素ケーシング内の完全には回避不可能であ
る漏れによつて放射能汚染されることがあり、更
にまた貯水池の不可避的な放射線分解が抑制され
ねばならないからである。
更に、冷媒の損失をもたらす場合がある故障が
発生した際に、十分な熱導出がもはや保証されな
い、従つて大規模な緊急冷却システムが必要にな
る。
従つて、放射性廃棄物をいわゆる乾式貯蔵器に
装入する提案も公知になつた。この場合には、冷
媒としてガス、特に空気が使用され、該ガスは貯
蔵架台内に鎮静せる貯蔵物からの熱が強制冷却に
より例えばベンチレータによつて熱交換器を介し
て又は直接的に外気に導出される。しかし、この
場合には、トラブルが生じた場合、即ち冷却シス
テムないしは冷却ユニツトが故障した場合にもは
や十分な熱導出が保証されないという欠点があ
る、このことは認容されない温度上昇及び放射性
有害物質の放出をもたらす場合がある。
これらの理由から、熱が自然対流によつて導出
される乾式貯蔵器が開発された。このような方式
は、自然対流のために冷却作業を維持するために
強制もしくは駆動装置が不必要であることから元
来安全である。放射性廃棄物の熱を閉じたセル内
の自然対流によつて熱交換器壁に導出しかつ外部
冷却システム内で同様に自然対流によつて周囲に
放出する(間接的冷却)装置が西ドイツ国特許出
願公開第2730729号明細書から公知である。
西ドイツ国特許出願公開第2711405号明細書か
ら、容器内に封入された放射性廃棄物の熱を自然
対流によつて直接的に周囲空気に放出する(直接
的冷却)装置が公知である。前記両装置では、コ
ンクリートケーシングに詰め込まれた貯蔵物が直
立堅穴内に挿入され、該堅穴を経て冷媒空気が貯
蔵物によつて加熱されることにより上方に流れか
つそうして熱が導出される。
特に利用される搬送及び充填装置によつて制限
される自己加熱性放射性廃棄物を直立貯蔵するこ
とは、堅穴の上端に下端よりも著しく高い温度が
生じるという欠点を有する。更に、個々の堅穴が
数段重ねられている場合には、新たに充填され
た、特に大量の熱を放出する容器は通常冷却条件
が悪い堅穴の上部に充填される。間接的冷却方式
では、通常一次熱交換面積(堅穴内の貯蔵物の表
面積の和)と、二次熱交換面積(壁の有効面積)
との間に著しい不釣合が生じる。それによつて、
貯蔵物の温度レベルが比較的高くなる。更に、直
立貯蔵する際には、比較的大きな給気及び排気堅
穴及び開口が必要となり、これらは安全技術上の
理由からサボタージユ、航空機墜落及び地震対策
を考慮して構成されなければならない。
従つて、本発明の課題は、場合により容器内に
封入された、自己加熱性の放射性物質、特に使用
済み燃料要素を貯蔵するための装置を、事故が発
生した際でも確実な冷却、放射性物質を収容する
容器全長に亙るできるだけ均等な温度分布及び特
にできるだけ小さな横断面を有する給気及び排気
開口の安全な配置が達成可能であるように構成す
ることであつた。この場合、装置は主として冷媒
の自然対流のための給気及び排気堅穴を有するコ
ンクリートケーシングと、放射性物質を収容する
ための1つ以上の貯蔵台架とから構成されるべき
である。
これらの課題は、本発明により、収容位置を貯
蔵台架内に水平に配置したことにより解決され
た。
多数の貯蔵台架を相互に上下にかつ/又は並列
的にコンクリートケーシング内に配置するのが有
利である。貯蔵台架内の収容位置としては、例え
ば開放した又は閉じた管を使用することができ
る、これらは妨害されない冷媒供給に対して全く
又は殆んど抵抗を示さない。
本発明の装置は、貯蔵物の改良された冷却が行
なわれるという利点を有する、それというのも、
冷却は水平位置ないしはまた水平に対して僅かに
傾斜した状態で貯蔵する場合には、直立貯蔵の場
合よりも著しく有効に行なわれるからである。貯
蔵物は、その全長に亙つて等温度の冷媒に曝さ
れ、放射性物質を収容する容器の外周に沿つての
み温度分布が生じるにすぎない。
本発明の装置は、自然対流における直接的並び
に間接的冷却のために使用可能である。この場
合、貯蔵台架の収容位置を管として構成しかつ容
器を挿入することができるように間隔保持部材を
設けるのが有利である。この実施態様では、間接
的冷却を行なうことができ、その場合冷媒は冷却
循環システム内部から管表面に伝達される熱を導
出する。この場合、二次熱交換面積(管表面積)
は貯蔵物の放熱面積(容器表面積)より大きくな
る、従つて間接的冷却の際でも、良好な熱導出が
行なわれ、しかも漏れが生じた場合でも、貯蔵台
架内で収容位置として閉じた管を使用することに
より内部冷却系が外部冷却系から完全に分離され
ることにより、放射性物質が完全に封入されると
いう利点をもたらす。
最大発熱率を有する新たな貯蔵物は、本発明の
装置によれば常に最適な条件下に、即ち貯蔵台架
の、冷却流下に在る収容位置に挿入することがで
きる、従つてまだ加熱されていない空気に曝すこ
とができる。
貯蔵物から冷媒への熱伝達を改良するために
は、貯蔵台架に付加的に冷却フイン、放射シール
ド及び/又はそらせ板を設けるのが有利である。
更に、容器を貯蔵物と一緒に水平状態で操作で
きるように構成するのが有利である、それによつ
て容器の落下の危険が避けられかつ場合による落
下利用が軽減される、それというのも、この場合
には容器のより大きな胴面積が作用され、直立型
貯蔵方式での垂直方向の操作におけるように、端
面は利用されないからである。
自然対流のために必要な給気及び排気開口は、
サボタージユ、航空機堕落及び地震に対して安全
に構成されるべきである。放射性物質が直立貯蔵
される装置に比較して、水平貯蔵の場合上記開口
を意想外に小さく構成することができる、それと
いうのも、この装置では良好な熱伝達が行なわれ
かつ低い温度レベルが生じるからである。この事
実は、上記開口の安全対策のために費用が少なく
て済みかつサボタージユ、航空機堕落及び地震に
対する安全性を更に高めることができるという大
きな利点を提供する。
水平貯蔵の際には、装入装置のために貯蔵架台
の上部に空間を設ける必要がないので、建造物を
コンパクトにかつ小さく構成することができ、こ
のことは同様に外的作用に対する安全性を高め
る。
次に、図示の実施例につき本発明を詳細に説明
する。
第1図は、本発明の装置を縦断面図で示すもの
である。コンクリートケーシング1は、給気竪穴
2及び排気竪穴3を備えており、該竪穴は冷媒を
直接的にコンクリートケーシング1の内部の貯蔵
台架4に誘導する。貯蔵台架4は、水平な収容位
置5を有しており、該位置は僅かに傾斜していて
もよくかつ放射性物質を有する容器6を収容す
る。この場合には管として構成された、貯蔵台架
4の収容位置5は、一方側でコンクリートケーシ
ング1ないしは給気竪穴2の壁に対して密閉され
ておりかつ他方側で装入室7に向かつて開放され
ている。この場合、装入室7は貯蔵台架4及び、
特に間接的冷却の場合には冷却帯域から完全に分
離することができる。冷却空気は、給気開口8及
び給気竪穴2を経て貯蔵台架4の下方の分配室9
に吸引され、そこから収容位置5に沿つて流れ、
そこで対流によつて加熱されかつ自然上昇に基づ
いてコンクリートケーシング1から排気竪穴3を
介して放出される。有利には容器6に封内された
貯蔵物は、装入室7から適当な装入装置を介して
収容位置5に挿入される。
貯蔵台架4ないしは収容位置5は、一般に良伝
熱性材料、有利には鋼から製作されている。収容
位置5は、任意の横断面を有していてもよいが、
しかし有利には円形であり、貯蔵物用の容器6に
合わせるのが有利であり、それによつて貯蔵物か
ら冷媒への熱伝達を改良することができる。
貯蔵物を水平方向で固定するために、装入室7
に面した収容位置5の側に蓋を設けてもよい、こ
れはまた、加熱された冷却空気が竪穴から装入室
に流入しかつそこで不都合な温度上昇が惹起され
ることを阻止する。
放射性貯蔵物としては、例えば状態調節した廃
棄物、耐圧びん内のガス、カン内のHTR燃料要
素又はスリーブ内の軽水炉燃料要素が該当する。
燃料要素の貯蔵は、間接冷却の際には特殊な包囲
を行なうことなく適当な容器に入れて行なつても
よい。
第2図は、直接的冷却におけ個別収容位置を有
する貯蔵台架からの一区分を横断面図及び縦断面
図で示すものである。容器11内に封入された貯
蔵物は、相互に結合されたセクタ12から成る貯
蔵台架内に配置され、該セクタは容器11を係止
固定する支承部材13を備えている。軸方向で
は、容器11は緩衝部材14を介してコンクリー
トケーシングの壁15及び遮断装置16によつて
固定保持され、遮断装置16はねじ又はスナツプ
錠によつて貯蔵台架セグメント12及び支承部材
13と着脱可能に結合されている。この場合、貯
蔵台架セグメント12及び支承部材は、上方に流
れる冷却空気を殆んど妨害しないように構成され
ている。貯蔵物の表面には、貯蔵台架内部で下方
から上方に向かつて上昇する温度が生じる。表面
温度がより高くなれば、熱の大部分は雰囲気に放
射される。従つて、貯蔵物の周囲に流れにとつて
好都合な放射シールド17を設けるのが有利であ
る。支承部材13をフインとして構成し、それに
よつて熱伝達を改善することができる。
第3図は、間接的冷却における個別収容位置を
有する貯蔵台架からの一区分を縦断面図及び横断
面図で示すものである。
容器21内に封入された貯蔵物は、円筒状横断
面を有する管22内に配置されている。これらの
管22は、ここでは示されていない固定部材を介
して貯蔵台架に結合されている。この容器21
は、半径方向では管22内で間隔保持部材23に
よつてかつ軸方向では緩衝部材24を介して蓋2
5及び竪穴壁又はケーシング壁26によつて固定
される。貯蔵物内で発生する熱は、まず管22の
壁での放射及び内部対流によりかつそこから冷却
空気を介して外気に放出される。二次冷却システ
ムへの熱伝達のために利用される熱交換面(管)
は、放熱面(容器)よりも大きくなる、従つて貯
蔵物温度をそのままでより以上の構成費をかけず
に比較的低く保持することができる。間接的冷却
の際には、貯蔵物を管壁によつて外部冷却システ
ムから完全に分離するのが有利である、それによ
つて容器漏れが生じた場合でも放射性物質の確実
な封入が保証される。熱導出を改良するために、
管22に付加的に冷却フイン、放射シールド及
び/又は誘導薄板を備え付けてもよい。誘導薄板
は、 (1) 水平に配置された貯蔵管を貫流する際の流動
状態の改善 (2) 放射熱を貯蔵管から吸収しかつそうして有効
冷却面を拡大する、所謂二次的加熱/冷却面の
構成 のために役立つものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明装置の縦断面図、第2図は、
直接冷却法を実施する個別収容位置を有する貯蔵
架台の一部分の横断面図及び縦断面図、及び第3
図は間接冷却法を実施する個別収容位置を有する
貯蔵架台の一区分の横断面及び縦断面図である。 4……貯蔵台架、5……収容位置、6……容
器、22……管、23……間隔保持部材。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 容器内に封入された、自己加熱性放射性物質
    を貯蔵するための装置において、該装置が冷媒を
    ほぼ垂直方向の温度勾配で自然対流させるための
    給気竪穴、分配室及び排気竪穴を有するコンクリ
    ートケーシングと、装入室と、容器を収容するた
    めの、水平に配置され、該装入室に向かつて解放
    された貯蔵物用の管を有する貯蔵台架と、該管の
    内部に設けられた間隔保持部材とを備えているこ
    とを特徴とする、自己加熱性放射性物質を貯蔵す
    る装置。 2 冷却フイン、放射シールド及び誘導薄板から
    選択される1つ以上が貯蔵台架又は管に取付けら
    れている特許請求の範囲第1項記載の装置。
JP1977780A 1979-02-21 1980-02-21 Device for storing selffexothermic radioactive material Granted JPS55114996A (en)

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DE2906629A DE2906629C2 (de) 1979-02-21 1979-02-21 Vorrichtung zur Lagerung Wärme abgebender radioaktiver Materialien

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JPS55114996A JPS55114996A (en) 1980-09-04
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BR (1) BR8000983A (ja)
CH (1) CH643391A5 (ja)
DE (1) DE2906629C2 (ja)
ES (1) ES258033Y (ja)
FI (1) FI793637A (ja)
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GB (1) GB2044662B (ja)
SE (1) SE441875B (ja)

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