JPS639639B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS639639B2 JPS639639B2 JP55124131A JP12413180A JPS639639B2 JP S639639 B2 JPS639639 B2 JP S639639B2 JP 55124131 A JP55124131 A JP 55124131A JP 12413180 A JP12413180 A JP 12413180A JP S639639 B2 JPS639639 B2 JP S639639B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- container
- radioactive
- objects
- lid
- gas
- 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
Links
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
- G21F3/00—Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Packages (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性物体を移送・格納するための充
填方法並びに移送・格納装置に関し、上記の工程
中において放射性物体は粒状物体を充填したコン
テナに格納されるものである。尚、粒状物体を充
填する目的は放射性物体の物理的保護と放射線保
護である。
填方法並びに移送・格納装置に関し、上記の工程
中において放射性物体は粒状物体を充填したコン
テナに格納されるものである。尚、粒状物体を充
填する目的は放射性物体の物理的保護と放射線保
護である。
現在放射性物体の移送と格納に多くの方法及び
装置が用いられていて、移送及び格納に用いられ
る装置の形式は各種各様である。
装置が用いられていて、移送及び格納に用いられ
る装置の形式は各種各様である。
放射性物体の移送及び移送すべき物体を保護す
るために、一般に厚壁の密封金属製コンテナを使
用し、放射性物体を含んだ密閉状に閉鎖した容器
(安全タンク)を上記コンテナに収める。放射性
物体、殊に高放射性物体の移送方式に関しては多
くの必要条件がある。この必要条件の内容に従つ
てコンテナは正規の環境においても又移送中に発
生することのある種々の事故時にも、放射性物体
を含んだ容器は適切な物理的保護(機械的、熱的
等)と放射線保護が得られるものでなければなら
ない。
るために、一般に厚壁の密封金属製コンテナを使
用し、放射性物体を含んだ密閉状に閉鎖した容器
(安全タンク)を上記コンテナに収める。放射性
物体、殊に高放射性物体の移送方式に関しては多
くの必要条件がある。この必要条件の内容に従つ
てコンテナは正規の環境においても又移送中に発
生することのある種々の事故時にも、放射性物体
を含んだ容器は適切な物理的保護(機械的、熱的
等)と放射線保護が得られるものでなければなら
ない。
事故時に発生する影響を仮想して、コンテナに
ついて各種の特殊なテストを行なう。コンテナの
テスト型式は移送規制によつて分類されるが、主
なテストは下記の通りである。
ついて各種の特殊なテストを行なう。コンテナの
テスト型式は移送規制によつて分類されるが、主
なテストは下記の通りである。
● 9mの高さからコンクリート面及び1.2mの高
さからドリフトへの落下テスト ● 800℃の温度で1/2時間に亘る耐火テスト ● 移送品が水に沈んだ時に水深15mに相当する
水圧を受けることを想定した耐水テスト テスト中及びテスト後に極く微量の放射性物質
が周囲の環境に洩れることがあるので装置は放射
性保護能力を維持せねばならない。上記の各種必
要条件を満たす為にはコンテナの構造が非常に難
しくなる。従来からある技術的解決法即ち厚壁の
コンテナからすると上記必要条件の一部に矛盾を
生ずる。事実、放射性保護の必要条件としてのコ
ンテナの壁厚と重量は移送すべき放射性物体の量
に応じて増加する。しかしながらこの場合動的影
響(落下テスト)及び熱的影響に対する抵抗力が
低下する。コンテナの壁厚が厚くなると動的力の
影響及び熱的影響時に発生する応力が大きくな
る。上記の問題をなくすために大形コンテナを多
層構造に作る。
さからドリフトへの落下テスト ● 800℃の温度で1/2時間に亘る耐火テスト ● 移送品が水に沈んだ時に水深15mに相当する
水圧を受けることを想定した耐水テスト テスト中及びテスト後に極く微量の放射性物質
が周囲の環境に洩れることがあるので装置は放射
性保護能力を維持せねばならない。上記の各種必
要条件を満たす為にはコンテナの構造が非常に難
しくなる。従来からある技術的解決法即ち厚壁の
コンテナからすると上記必要条件の一部に矛盾を
生ずる。事実、放射性保護の必要条件としてのコ
ンテナの壁厚と重量は移送すべき放射性物体の量
に応じて増加する。しかしながらこの場合動的影
響(落下テスト)及び熱的影響に対する抵抗力が
低下する。コンテナの壁厚が厚くなると動的力の
影響及び熱的影響時に発生する応力が大きくな
る。上記の問題をなくすために大形コンテナを多
層構造に作る。
コンテナの内外鋼材料の軟質金属(例えば鉛)
の層を形成して動的応力を減少させる。上記のよ
うにしても多層壁のコンテナには多くの欠点があ
る。
の層を形成して動的応力を減少させる。上記のよ
うにしても多層壁のコンテナには多くの欠点があ
る。
(a) コンテナは、特定寸法を有しかつ放射性の高
い物体を納めた容器を移送するための最適の装
置とされている。
い物体を納めた容器を移送するための最適の装
置とされている。
(b) 移送すべき容器(安全タンク)はコンテナの
空気空間内に配設されるので、移送物の放射性
が高く従つてまた内部の熱発生が高い場合には
熱の消散が困難となり、放射性物体が加熱され
る。
空気空間内に配設されるので、移送物の放射性
が高く従つてまた内部の熱発生が高い場合には
熱の消散が困難となり、放射性物体が加熱され
る。
(c) 耐火テスト中に外部加熱温度が高いと金属製
コンテナから容器(安全タンク)に熱が伝わり
又コンテナの熱容量が小さいことに基づいて充
分な熱的保護が得られず、従つて安全タンク内
の放射性物体は甚だしく加熱される。
コンテナから容器(安全タンク)に熱が伝わり
又コンテナの熱容量が小さいことに基づいて充
分な熱的保護が得られず、従つて安全タンク内
の放射性物体は甚だしく加熱される。
(d) 動的影響(衝撃)を受けると容器(安全タン
ク)の重量から生ずる慣性力の影響は複雑でか
つ不完全な状態でコンテナに伝えられる。換言
すると容器(安全タンク)の運動エネルギが容
器自体によつて消費されて容器に変形を起し破
損の可能性を生ずる。
ク)の重量から生ずる慣性力の影響は複雑でか
つ不完全な状態でコンテナに伝えられる。換言
すると容器(安全タンク)の運動エネルギが容
器自体によつて消費されて容器に変形を起し破
損の可能性を生ずる。
(e) 大容量に極めて特殊な放射性の材料を移送す
るように構成した多層型の大形コンテナの製造
は複雑で、高度の機械的製造工程を必要とし、
従つてコンテナが極めて高価につく。
るように構成した多層型の大形コンテナの製造
は複雑で、高度の機械的製造工程を必要とし、
従つてコンテナが極めて高価につく。
上記の欠点のうちでコンテナが高価につく欠点
は、コンテナの放射線保護の一部がコンテナの金
属製本体によらないで金属製本体に設けた区画室
内の無機粒状物体によつて得られる時には或る程
度減少せしめることができる。このような解決法
はNAU¨学院発行の講義(IAEA―SM―147/4)
の放射性物体の移送用包装及び試験(ウイーン、
1971年2月8―12日)に述べられている。著者は
W.R.Taylorで、題目は低放射性燃料束包装の計
画及び発展である。上記の解決法によればコンテ
ナの内側を数個の区画室に分け、区画室にひる石
を装入する。しかしこの解決法は放射性の極めて
低い新しい燃料の時にのみ推せんできる。区画室
内の内部充填物体を固定配置することは前述した
(a)ないし(b)に述べた欠点を決して減少せしめるも
のではない。
は、コンテナの放射線保護の一部がコンテナの金
属製本体によらないで金属製本体に設けた区画室
内の無機粒状物体によつて得られる時には或る程
度減少せしめることができる。このような解決法
はNAU¨学院発行の講義(IAEA―SM―147/4)
の放射性物体の移送用包装及び試験(ウイーン、
1971年2月8―12日)に述べられている。著者は
W.R.Taylorで、題目は低放射性燃料束包装の計
画及び発展である。上記の解決法によればコンテ
ナの内側を数個の区画室に分け、区画室にひる石
を装入する。しかしこの解決法は放射性の極めて
低い新しい燃料の時にのみ推せんできる。区画室
内の内部充填物体を固定配置することは前述した
(a)ないし(b)に述べた欠点を決して減少せしめるも
のではない。
高放射性物体例えば使用ずみ燃料を使用するた
めに最も一般に用いられる方法は水を充填した水
盤に放射性物体を格納するものである。
めに最も一般に用いられる方法は水を充填した水
盤に放射性物体を格納するものである。
水中格納では放射性物体の放射線保護は水によ
つて得られる。処理中でも水の冷却却と放射線保
護ができるので、放射線保護と同時に放射性物体
の操作(装入及び取出し)を比較的簡単に実施す
ることができる。水中格納方法には多くの利点が
あるにも拘らず、まだ多くの問題を残している。
それは使用ずみ燃料の格納に特に不具合なことで
ある。
つて得られる。処理中でも水の冷却却と放射線保
護ができるので、放射線保護と同時に放射性物体
の操作(装入及び取出し)を比較的簡単に実施す
ることができる。水中格納方法には多くの利点が
あるにも拘らず、まだ多くの問題を残している。
それは使用ずみ燃料の格納に特に不具合なことで
ある。
(a) 例えば使用ずみ燃料等の物体を水中に格納す
るコンテナの蓋は腐蝕作用を受ける。腐蝕損傷
を受けた場合に蓋の下の溶融性の放射性物体は
水中に向つて通過し、又例えば使用済の加熱要
素の蓋の下のガス間隙内の核分裂物のようなガ
ス状物体は水盤の空気空間内を通過する。
るコンテナの蓋は腐蝕作用を受ける。腐蝕損傷
を受けた場合に蓋の下の溶融性の放射性物体は
水中に向つて通過し、又例えば使用済の加熱要
素の蓋の下のガス間隙内の核分裂物のようなガ
ス状物体は水盤の空気空間内を通過する。
(b) 放射性汚染があるので、汚染した水を常時浄
化し、又浄化した水はポンプを使用して急速移
動させて冷却する必要がある。また水盤の空気
空間を常時換気するが、この際換気排出された
空気を浄化する必要がある。
化し、又浄化した水はポンプを使用して急速移
動させて冷却する必要がある。また水盤の空気
空間を常時換気するが、この際換気排出された
空気を浄化する必要がある。
(c) 強いガンマ放射線によつて水に放射物が分解
するので、発生する酸水素を検出して廃棄せね
ばならない。
するので、発生する酸水素を検出して廃棄せね
ばならない。
(d) 水盤に高価な構成材料(安全性に基因して主
として不銹鋼)を使用する必要があるので格納
に要する費用が増加し、二重水密タンクの原理
を適用せねばならない(実際の格納タンクは第
2の絶縁コンクリートタンクによつて囲まれて
いる)。
として不銹鋼)を使用する必要があるので格納
に要する費用が増加し、二重水密タンクの原理
を適用せねばならない(実際の格納タンクは第
2の絶縁コンクリートタンクによつて囲まれて
いる)。
(e) 水中の格納用水盤は外部の影響に対して敏感
である。装置が不完全であることのため或は破
局的天災のために水が流出すると高放射性の放
射性物体が放射線保護及び冷却のない状態で放
置されることになる。このことは環境に対して
放射線の重大な危険をもたらす。
である。装置が不完全であることのため或は破
局的天災のために水が流出すると高放射性の放
射性物体が放射線保護及び冷却のない状態で放
置されることになる。このことは環境に対して
放射線の重大な危険をもたらす。
本発明の方法及び装置は、流動性のある乾燥し
た粒状物体を充填したコンテナ内に放射性物体な
いしは危険物質を置いた移送及び格納が、従来か
ら公知のどの解決方法よりもより安全でかつ経費
が安いと云う認識に基づいている。本発明は従来
解決方法にあつた欠点除去を目標とする。本発明
を実施することによつて移送装置の欠点が以下の
ように除去される。
た粒状物体を充填したコンテナ内に放射性物体な
いしは危険物質を置いた移送及び格納が、従来か
ら公知のどの解決方法よりもより安全でかつ経費
が安いと云う認識に基づいている。本発明は従来
解決方法にあつた欠点除去を目標とする。本発明
を実施することによつて移送装置の欠点が以下の
ように除去される。
● コンテナの高い熱容量と粒状装入物の絶縁効
果によつて、移送物は容易に耐火テストに堪え
又内部を加熱することが少ない。
果によつて、移送物は容易に耐火テストに堪え
又内部を加熱することが少ない。
● 動的影響(衝撃)時に容器の運動エネルギは
タンク自体に吸収されずに粒状装入物に吸収さ
れる。従つて内部容器が損傷を受けることが少
ない。
タンク自体に吸収されずに粒状装入物に吸収さ
れる。従つて内部容器が損傷を受けることが少
ない。
● 多層型の大形コンテナに比較して製造方法が
簡単で費用がかからない。
簡単で費用がかからない。
本発明にかかる方法を使用した高放射性物体を
格納する装置は以下の欠点を除去するものであ
る。
格納する装置は以下の欠点を除去するものであ
る。
● 蓋の腐蝕及びそれによる損傷
● 放射線吸収媒体浄化の必要
● 酸水素ガスの発生
● 損傷に対する感度を減少し同時に放射線保護
されていない格納物体が漏洩する危険性 放射性物体の移送及び格納中における放射性物
質の放射線保護及び物理的保護は、乾燥状の粒状
物体を充填したコンテナ内に放射性物体を置くこ
とによつて解決される。工程中にコンテナの底部
にガス体(例えば空気)を吹付けることによつて
放射性物体の装入及び取出しの遠隔操作を簡単に
実施することができる。上記のガス体は厚いフエ
ルト又は焼結青銅よりなる密度の高いふるいを通
過して粒状装入物を流動化させる。又上記のふる
いは空気分配装置の上に形成される。(以下粒状
物体をサンドと呼ぶことにするが、これは一般に
知られている石英砂に対する用語の意味に限定さ
れるものでなく、粒状体の大きさが好ましくは
0.1―1mmの乾燥した又ばらの物体の丸味のある
破片にまで適宜拡大解釈されるものである。) もし均斉分布したガス体(例えば空気)を、空
気輸送速度よりも低いが流動化の限界速度以上の
速度で粒状物体を通して吹付けると、粒子間の摩
擦作用が流体化即ち液体の挙動をするような低い
程度に減少する。この場合サンドの体積重量より
も比重の大きい物体はそれ自身の重量によつて妨
害を受けずに沈む。空気流の吹付けを止めた後は
流体状態が中止されてサンド中に浸された物体は
高い内部摩擦力によつて固定される。上記と同様
に空気吹付けによるサンドの流動化によつて物体
を取出すことができる。浸された物体は妨げなく
流動化したサンドから取出すことができる。
されていない格納物体が漏洩する危険性 放射性物体の移送及び格納中における放射性物
質の放射線保護及び物理的保護は、乾燥状の粒状
物体を充填したコンテナ内に放射性物体を置くこ
とによつて解決される。工程中にコンテナの底部
にガス体(例えば空気)を吹付けることによつて
放射性物体の装入及び取出しの遠隔操作を簡単に
実施することができる。上記のガス体は厚いフエ
ルト又は焼結青銅よりなる密度の高いふるいを通
過して粒状装入物を流動化させる。又上記のふる
いは空気分配装置の上に形成される。(以下粒状
物体をサンドと呼ぶことにするが、これは一般に
知られている石英砂に対する用語の意味に限定さ
れるものでなく、粒状体の大きさが好ましくは
0.1―1mmの乾燥した又ばらの物体の丸味のある
破片にまで適宜拡大解釈されるものである。) もし均斉分布したガス体(例えば空気)を、空
気輸送速度よりも低いが流動化の限界速度以上の
速度で粒状物体を通して吹付けると、粒子間の摩
擦作用が流体化即ち液体の挙動をするような低い
程度に減少する。この場合サンドの体積重量より
も比重の大きい物体はそれ自身の重量によつて妨
害を受けずに沈む。空気流の吹付けを止めた後は
流体状態が中止されてサンド中に浸された物体は
高い内部摩擦力によつて固定される。上記と同様
に空気吹付けによるサンドの流動化によつて物体
を取出すことができる。浸された物体は妨げなく
流動化したサンドから取出すことができる。
移送又は格納された物体の必要に応じての冷却
は、発生した熱をガス体(例えば空気)の自然或
は人工的循環によつて消散させるようにしたコン
テナの適宜形成及び配列によつて得られる。
は、発生した熱をガス体(例えば空気)の自然或
は人工的循環によつて消散させるようにしたコン
テナの適宜形成及び配列によつて得られる。
放射性物体の移送と格納とに関する(流動状の
粒状保護物の原理に基づいた)本発明にかかる方
法を実施する装置の夫々の適宜実施例は、種々の
点で相互に異なつているので、二つの実施例をあ
げて別々に説明する。
粒状保護物の原理に基づいた)本発明にかかる方
法を実施する装置の夫々の適宜実施例は、種々の
点で相互に異なつているので、二つの実施例をあ
げて別々に説明する。
第1図には流動状粒状物の保護の原理に基づい
たコンテナの実施例の縦断面図を示す。コンテナ
の主要部はコンテナ本体1と蓋2とである。コン
テナ本体は張出した底部を有する円筒状の鋼製の
容器である。移送物の寸法及び放射物保護規制に
よつて変わるけれどもコンテナ本体の直径は1な
いし3m、高さは1.5ないし4mで壁厚は10ないし
20mmである。つば付ねじを備えた偏平な部分的に
張出した蓋によつてコンテナ本体の上部を密閉す
る。コンテナ本体及び蓋を、150mm以下の間隔を
あけた衝撃保護用力骨3で覆う。上記の力骨を設
ける目的は、コンテナが衝撃を受けた時に衝撃エ
ネルギのあるものを吸収し、ドリフト上に落下し
た時に集中力の影響を容器の表面に広く分散させ
てコンテナの変形を減少させることである。高熱
を発生する高放射性移送物の場合には、力骨はコ
ンテナ本体の外部の自然空気冷却を良好ならしめ
る。コンテナ本体の底部には支持フランジ4上に
フイルタ5が密閉状でかつ着脱自在な状態に設け
られている。フイルタの材質はフエルト或は空気
抵抗の大きい其の他可撓性ろ過材料にしてもよ
い。望ましい空気抵抗は空気の速度3cm/secに
おいて0.5〜1kPaである。フイルタの上下に鋼製
の軽量格子6を設けて支持する。該格子を設ける
のは荷重支持のためでなく、空気を吹付けた時に
フイルタが変形(ふくらむこと)しないためであ
る。
たコンテナの実施例の縦断面図を示す。コンテナ
の主要部はコンテナ本体1と蓋2とである。コン
テナ本体は張出した底部を有する円筒状の鋼製の
容器である。移送物の寸法及び放射物保護規制に
よつて変わるけれどもコンテナ本体の直径は1な
いし3m、高さは1.5ないし4mで壁厚は10ないし
20mmである。つば付ねじを備えた偏平な部分的に
張出した蓋によつてコンテナ本体の上部を密閉す
る。コンテナ本体及び蓋を、150mm以下の間隔を
あけた衝撃保護用力骨3で覆う。上記の力骨を設
ける目的は、コンテナが衝撃を受けた時に衝撃エ
ネルギのあるものを吸収し、ドリフト上に落下し
た時に集中力の影響を容器の表面に広く分散させ
てコンテナの変形を減少させることである。高熱
を発生する高放射性移送物の場合には、力骨はコ
ンテナ本体の外部の自然空気冷却を良好ならしめ
る。コンテナ本体の底部には支持フランジ4上に
フイルタ5が密閉状でかつ着脱自在な状態に設け
られている。フイルタの材質はフエルト或は空気
抵抗の大きい其の他可撓性ろ過材料にしてもよ
い。望ましい空気抵抗は空気の速度3cm/secに
おいて0.5〜1kPaである。フイルタの上下に鋼製
の軽量格子6を設けて支持する。該格子を設ける
のは荷重支持のためでなく、空気を吹付けた時に
フイルタが変形(ふくらむこと)しないためであ
る。
コンテナ本体底部の塊状物体のベツド7(例え
ば砂利層のベツド)によつてフイルタを静止状に
支持する。流動化用空気が砂利層のベツドによつ
てろ過される。砂利層のベツドは空気を均斉に分
散させるのに好都合である。上記に加えて砂利層
のベツドは放熱性と、保護すべき目的物8を包囲
したサンド9と同様の物理的保護性とを有する。
ベツド7の塊状物体の粒度はサンドの粒度よりも
大きく、従つて空気の吹付けによつて動き出すこ
とがなく、又空気分配器10の空気噴射ヘツド1
1に詰まることがない。砂利層のベツドの好まし
い粒度は3―5mmである。
ば砂利層のベツド)によつてフイルタを静止状に
支持する。流動化用空気が砂利層のベツドによつ
てろ過される。砂利層のベツドは空気を均斉に分
散させるのに好都合である。上記に加えて砂利層
のベツドは放熱性と、保護すべき目的物8を包囲
したサンド9と同様の物理的保護性とを有する。
ベツド7の塊状物体の粒度はサンドの粒度よりも
大きく、従つて空気の吹付けによつて動き出すこ
とがなく、又空気分配器10の空気噴射ヘツド1
1に詰まることがない。砂利層のベツドの好まし
い粒度は3―5mmである。
コンテナ内の移送すべき物体8は流動化が停止
したサンドによつて固定されるが、移送中には振
動の影響によつてサンドの内部摩擦が減少して物
体8がサンド内に侵入する。上記は密閉した格子
状蓋13と格子状かご12内に物体を配置するこ
とによつて防止される。サンドは格子状かごを自
由に通過する。鐘状ゴムで保護した支持ばね15
によつてコンテナ本体1の内側補強枠14に格子
状かごを可撓状に取付ける。強い動的の外力(衝
撃力)が作用するとかごの可撓性取付部によつて
保護物体がサンド中を移動し、運動エネルギはか
ごまたはコンテナ本体によつてではなくてサンド
に吸収される。通常の移送状態ではかごは物体を
固定し、さらに物体が納められた時にその中心配
列状位置決めを容易にする。
したサンドによつて固定されるが、移送中には振
動の影響によつてサンドの内部摩擦が減少して物
体8がサンド内に侵入する。上記は密閉した格子
状蓋13と格子状かご12内に物体を配置するこ
とによつて防止される。サンドは格子状かごを自
由に通過する。鐘状ゴムで保護した支持ばね15
によつてコンテナ本体1の内側補強枠14に格子
状かごを可撓状に取付ける。強い動的の外力(衝
撃力)が作用するとかごの可撓性取付部によつて
保護物体がサンド中を移動し、運動エネルギはか
ごまたはコンテナ本体によつてではなくてサンド
に吸収される。通常の移送状態ではかごは物体を
固定し、さらに物体が納められた時にその中心配
列状位置決めを容易にする。
中心配列は物体8をすべての方向に等しく保護
するために必要である。コンテナはかご内に余地
空間があるので1個の物体又は各種寸法の複数の
物体を移送するのに適している。
するために必要である。コンテナはかご内に余地
空間があるので1個の物体又は各種寸法の複数の
物体を移送するのに適している。
装入が終ると蓋2でコンテナを閉鎖してサンド
を上方から固定する。コンテナは地面上又は移送
用車両上の基礎部材17上に取付けられている。
上記の基礎部材はスカート部材18でコンテナ本
体1に接続している。端部に吊上げ用耳部20を
有しかつコンテナに沿つて延びた基礎部材に接続
した3個の支持柱19がコンテナを吊上げるため
に設けられている。吊上げ用耳部に掛止した横棒
によつてコンテナを吊上げる。
を上方から固定する。コンテナは地面上又は移送
用車両上の基礎部材17上に取付けられている。
上記の基礎部材はスカート部材18でコンテナ本
体1に接続している。端部に吊上げ用耳部20を
有しかつコンテナに沿つて延びた基礎部材に接続
した3個の支持柱19がコンテナを吊上げるため
に設けられている。吊上げ用耳部に掛止した横棒
によつてコンテナを吊上げる。
コンテナに対する放射性物体の装入は下記の通
りである。
りである。
● 蓋2を取外す。
● 防塵蓋21を引出すと該防塵蓋は一斉に拡開
する。(この防塵蓋はサンドが流出するのを防
止すると共にコンテナの合わせ面が砂まみれに
なるのを防止する。) ● 送風気流によつてサンドを流動化する。この
ために空気噴射装置の端部のホースを外部の圧
縮機に取付ける。コンテナの断面に対して噴射
する必要空気量は約120m3/hm2で、装置の抵
抗はサンド層の静水圧+分配装置の抵抗に等し
い。(通常の移送量に対してほぼ50―100kPaの
超過圧力で充分である。) ● かごの蓋を開く。
する。(この防塵蓋はサンドが流出するのを防
止すると共にコンテナの合わせ面が砂まみれに
なるのを防止する。) ● 送風気流によつてサンドを流動化する。この
ために空気噴射装置の端部のホースを外部の圧
縮機に取付ける。コンテナの断面に対して噴射
する必要空気量は約120m3/hm2で、装置の抵
抗はサンド層の静水圧+分配装置の抵抗に等し
い。(通常の移送量に対してほぼ50―100kPaの
超過圧力で充分である。) ● かごの蓋を開く。
● 移送すべき物体を降ろす。
● かごの蓋を錠及び鍵によつて閉鎖する。
● 空気流を停止する。
● 必要があればサンドの表面を手動の道具でな
らす。
らす。
● 移送すべき物体の支持用ひも8Aの端を地な
らし用樋の耳部に係止する。
らし用樋の耳部に係止する。
● 空気ホースの延出部分を調節して固定する。
● 防塵蓋を押込む。
● 蓋を元に戻してコンテナを閉鎖する。
移送された物体を取出しは下記の通りである。
● 蓋2を取外す。
● 防塵蓋21(袋)を取外す。
● 空気分配器10のダクトの端部を外部の圧縮
機に取付ける。
機に取付ける。
● 放射性物体8に結合した支持用ひも8Aを適
宜の持揚げ装置に接続する。
宜の持揚げ装置に接続する。
● 空気分配器10を介して供給された空気流に
よつてサンド9を流動化する。
よつてサンド9を流動化する。
● 格子状かご12の蓋13を開く。
● 持揚げ装置により放射性物体8をコンテナか
ら取出す(サンドが流動状態になつているので
この作動は極めて容易である)。
ら取出す(サンドが流動状態になつているので
この作動は極めて容易である)。
● 格子状かごの蓋を閉じる。
● 必要があればサンドの表面をならす。
● 空気の供給を絶つ。
● 防塵蓋を閉めさらに蓋2を閉じる。
このようにしてコンテナは次の移送作用に備え
られる。
られる。
次に本発明にかかる格納用装置の実施例を第2
図に示す。本実施例は例えば使用ずみ燃料のよう
な高放射性物質格納用の流動性粒状保護物を有す
る格納用コンテナの縦断面を一例として示したも
のである。
図に示す。本実施例は例えば使用ずみ燃料のよう
な高放射性物質格納用の流動性粒状保護物を有す
る格納用コンテナの縦断面を一例として示したも
のである。
格納用コンテナは移送用の実施例(移送用コン
テナ)と本質的に同一であるが、移送と格納とで
は夫々の要求が異つているため構成要素の一部が
異なる。その主な相違は下記の通りである。
テナ)と本質的に同一であるが、移送と格納とで
は夫々の要求が異つているため構成要素の一部が
異なる。その主な相違は下記の通りである。
● 格納用コンテナは動的外力の影響を受けな
い。従つて物体の固定及びコンテナの位置決め
と取付けの為の構成要素が簡略化されている。
い。従つて物体の固定及びコンテナの位置決め
と取付けの為の構成要素が簡略化されている。
● 格納用コンテナは比較的高い放射性物体を格
納するためのものである。このような物体では
放射能分裂に基づく熱消散のために強力な冷却
を必要とする。上記はコンテナの位置決めに当
つて考慮しなければならない。
納するためのものである。このような物体では
放射能分裂に基づく熱消散のために強力な冷却
を必要とする。上記はコンテナの位置決めに当
つて考慮しなければならない。
● 通常格納用コンテナは個々に使用されるもの
ではなく、数個のコンテナをモジユール型式の
コンクリート製たて孔内の格納用建物内に配列
する。この場合格納用たて孔のコンクリート構
造物は格納用コンテナの放射線保護の補いをす
る。
ではなく、数個のコンテナをモジユール型式の
コンクリート製たて孔内の格納用建物内に配列
する。この場合格納用たて孔のコンクリート構
造物は格納用コンテナの放射線保護の補いをす
る。
格納用コンテナの主要部はコンテナ本体1と蓋
2である。コンテナは偏平な底部を有する円筒状
容器で、小径の下部円筒と大径の上部円筒とによ
つて構成される。
2である。コンテナは偏平な底部を有する円筒状
容器で、小径の下部円筒と大径の上部円筒とによ
つて構成される。
下部円筒部分の代表的な直径は0.5―1.0mで、
上部円筒部分の直径はこれより2.5―0.5m大きい。
コンテナの代表的な高さは4―7mである。これ
らの寸法は格納すべき放射性物体の大きさ及び放
射性によつて選ばれる。コンテナの上部をつば付
ねじを備えた密閉用蓋2によつて閉鎖する。
上部円筒部分の直径はこれより2.5―0.5m大きい。
コンテナの代表的な高さは4―7mである。これ
らの寸法は格納すべき放射性物体の大きさ及び放
射性によつて選ばれる。コンテナの上部をつば付
ねじを備えた密閉用蓋2によつて閉鎖する。
蓋の上に二つのスタブ27を配設して蓋の下の
空気空間の放射性を検知して時折空気を吹付け
る。格納すべき物体を格納用コンテナの小径の円
筒状部分に配列する。この理由でコンテナの該部
分は衝撃に対して弱く、従つて最大間隔150mmを
あけた長手方向の衝撃保護用力骨3を備える。格
納用コンテナ内に配設した高放射性物体から比較
的高い熱が発生するので、上記の力骨を外部から
冷却する。
空気空間の放射性を検知して時折空気を吹付け
る。格納すべき物体を格納用コンテナの小径の円
筒状部分に配列する。この理由でコンテナの該部
分は衝撃に対して弱く、従つて最大間隔150mmを
あけた長手方向の衝撃保護用力骨3を備える。格
納用コンテナ内に配設した高放射性物体から比較
的高い熱が発生するので、上記の力骨を外部から
冷却する。
コンテナ底部の支持フランジ4によつてフイル
タ5を密閉状にしかし取外し可能に取付ける。こ
のフイルタは空気抵抗力の高い可撓性材料(例え
ば厚いフエルト)で作られている。フイルタの抵
抗力は3cm/secの空気速度において0.5―1kPa
であることが望ましい。フイルタの曲がりとふく
らみは軽量鋼構造の下部及び上部の格子6によつ
て防止する。フイルタは下部格子上に静止状に載
置されるのではなくて、コンテナの底部空間と格
子の間隙とに充填した砂利ベツド7上に載置され
る。上記の砂利ベツドは該砂利ベツドを通して吹
く流動化用空気によつてさらに均斉に分配され
る。又格納すべき物体を包囲するサンド9と同様
に砂利ベツドは放射線保護機能と物理的保護機能
とを備えている。砂利ベツドの代表的粒子寸法は
3―5mmである。このような寸法にすると砂利は
空気分配装置10の噴射ヘツド11を移動させた
り詰まらせたりすることがない。格納すべき物体
8は、流動化が停止した後のサンドによつて固定
されるがその固定位置はかたよらない。
タ5を密閉状にしかし取外し可能に取付ける。こ
のフイルタは空気抵抗力の高い可撓性材料(例え
ば厚いフエルト)で作られている。フイルタの抵
抗力は3cm/secの空気速度において0.5―1kPa
であることが望ましい。フイルタの曲がりとふく
らみは軽量鋼構造の下部及び上部の格子6によつ
て防止する。フイルタは下部格子上に静止状に載
置されるのではなくて、コンテナの底部空間と格
子の間隙とに充填した砂利ベツド7上に載置され
る。上記の砂利ベツドは該砂利ベツドを通して吹
く流動化用空気によつてさらに均斉に分配され
る。又格納すべき物体を包囲するサンド9と同様
に砂利ベツドは放射線保護機能と物理的保護機能
とを備えている。砂利ベツドの代表的粒子寸法は
3―5mmである。このような寸法にすると砂利は
空気分配装置10の噴射ヘツド11を移動させた
り詰まらせたりすることがない。格納すべき物体
8は、流動化が停止した後のサンドによつて固定
されるがその固定位置はかたよらない。
高い熱の発生とガンマ放射線とがあるので物体
とコンテナ壁間及び物体相互間の距離は制御せね
ばならない。この目的で格納すべき物体の形に合
わせた格子構造のかご12を使用する。従つてサ
ンドは自由に通過する。物体の配列と位置決めは
物体を収容したかごを導くことによつて実施す
る。
とコンテナ壁間及び物体相互間の距離は制御せね
ばならない。この目的で格納すべき物体の形に合
わせた格子構造のかご12を使用する。従つてサ
ンドは自由に通過する。物体の配列と位置決めは
物体を収容したかごを導くことによつて実施す
る。
格納用コンテナの底部は基礎部材17によつて
形成されていて、該基礎部材は、コンテナを吊上
げ時或は基礎部材上に立てた時にもコンテナ全体
の負荷を担持するように充分強固に作られてい
る。3個の垂直状支持柱19に設けた吊上げ耳部
20に係止した横棒(図示せず)によつてコンテ
ナを吊上げる。格納用コンテナはコンクリート製
たて孔26内に据えられている。格納用コンテナ
の一体的なコンクリート製たて孔をを隣接して配
列してセル構造に形成する。このたて孔は水平方
向に極めて高い強度を有している。
形成されていて、該基礎部材は、コンテナを吊上
げ時或は基礎部材上に立てた時にもコンテナ全体
の負荷を担持するように充分強固に作られてい
る。3個の垂直状支持柱19に設けた吊上げ耳部
20に係止した横棒(図示せず)によつてコンテ
ナを吊上げる。格納用コンテナはコンクリート製
たて孔26内に据えられている。格納用コンテナ
の一体的なコンクリート製たて孔をを隣接して配
列してセル構造に形成する。このたて孔は水平方
向に極めて高い強度を有している。
コンテナ及びコンテナ内の物体の冷却はコンク
リート製たて孔とコンテナ間の空間に空気を吹付
けることによつて行なう。冷却空気はコンクリー
ト製たて孔の底部にある空気取入れダクト23を
通つてコンクリート製たて孔と格納用コンテナと
の間の空間に入る。
リート製たて孔とコンテナ間の空間に空気を吹付
けることによつて行なう。冷却空気はコンクリー
ト製たて孔の底部にある空気取入れダクト23を
通つてコンクリート製たて孔と格納用コンテナと
の間の空間に入る。
コンクリート製たて孔の下の床部に形成した空
気分配装置22を通つて空気の流れが空気取入れ
ダクト23に入る。
気分配装置22を通つて空気の流れが空気取入れ
ダクト23に入る。
隙間の上部はパツキン28で閉鎖されているの
で冷却空気は隙間を通して導かれるのではなく
て、コンクリート製たて孔の壁に形成したジグザ
グ状の空気取出しダクト24を通して導かれる。
これらの空気取出しダクトは冷却空気集合器25
に接続する。冷却空気取出しダクト24のジグザ
グ状の径路によつてガンマ放射線の散乱を防止す
る。防塵蓋21を引出すと格納用コンテナの高さ
が増加して流動化状態にあつてもサンドが流出し
ない。
で冷却空気は隙間を通して導かれるのではなく
て、コンクリート製たて孔の壁に形成したジグザ
グ状の空気取出しダクト24を通して導かれる。
これらの空気取出しダクトは冷却空気集合器25
に接続する。冷却空気取出しダクト24のジグザ
グ状の径路によつてガンマ放射線の散乱を防止す
る。防塵蓋21を引出すと格納用コンテナの高さ
が増加して流動化状態にあつてもサンドが流出し
ない。
格納すべき物体8のコンテナ内への装入及び取
出しは移送用コンテナにおいて行なつたのと同様
の方法である。
出しは移送用コンテナにおいて行なつたのと同様
の方法である。
第1図は本発明の移送用の実施例を示す縦断面
図、第2図は本発明の格納用実施例を示す縦断面
図である。 1……コンテナ、2……蓋、3……力骨、4…
…フランジ、5……フイルタ、6……格子、7…
…塊状物体、8……放射性物体、9……粒状物
体、10……ガス体分配器、11……噴射ヘツ
ド、12……格子状かご、13……格子状蓋、1
4……内側補強枠、15……支持ばね、16……
地ならし用樋、17……基礎部材、19……支持
柱、20……吊上用耳部、21……防塵蓋、22
……ガス体分配装置、23……ガス体取入れダク
ト、24……ガス体取出しダクト、25……ガス
体集合器、26……たて孔、27……検知用スタ
ブ。
図、第2図は本発明の格納用実施例を示す縦断面
図である。 1……コンテナ、2……蓋、3……力骨、4…
…フランジ、5……フイルタ、6……格子、7…
…塊状物体、8……放射性物体、9……粒状物
体、10……ガス体分配器、11……噴射ヘツ
ド、12……格子状かご、13……格子状蓋、1
4……内側補強枠、15……支持ばね、16……
地ならし用樋、17……基礎部材、19……支持
柱、20……吊上用耳部、21……防塵蓋、22
……ガス体分配装置、23……ガス体取入れダク
ト、24……ガス体取出しダクト、25……ガス
体集合器、26……たて孔、27……検知用スタ
ブ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 ガス体分配装置の上方のコンテナ内の内部空
間に粒状物体が充填されたコンテナの蓋を開き、 上記粒状物体内に1個以上の放射性物体を配列
し、 上記ガス体分配装置を通じてガス体を吹込むこ
とによつて、該ガス体分配装置の上方に上記粒状
物体の流動層を形成し、 上記コンテナの内部空間の壁面と放射性物体と
の間に所望の間隔が得られる位置に、上記の1個
以上の放射性物体を上記の流動層内に没入させ、 上記のガス体分配装置に対するガス体の供給を
停止して、上記の1個以上の放射性物体を、上記
粒状物体内の所望の位置に固定し、 上記のコンテナの蓋を閉じることを特徴とする
放射性物体を移送・格納するための充填方法。 2 粒状物体9と側壁から所望の間隔をあけた1
個以上の放射性物体8とを収容する、側壁によつ
て区画形成された内部空間と、 上記内部空間の底面に配列されたフイルタ5を
含んだガス体分配装置と、 上記の1個以上の放射性物体8の充填及び取出
し時に上記粒状物体9の流動層を発生させるため
に、上記フイルタ5にガス体を導く取入手段と、 上記内部空間を閉塞するための蓋2とを備えた
ことを特徴とする放射性物体の移送・格納用コン
テナ。 3 上記ガス体分配装置が、上記粒状物体9の直
下の格子6間に嵌装されかつ上記内部空間底部の
支持フランジ4に載置されたフイルタ5と、ガス
体噴射ヘツド11を有するガス体分配器10と、
上記フイルタ5とガス体分配器10間に設けられ
た下部格子6と、ガス体分配器10のガス体噴射
ヘツド11と下部格子6間の空間内に配設され
て、コンテナ底部内の上記の1個以上の放射性物
体8による圧力に抗して上記フイルタ5を支持す
る塊状物体7とを含んだ特許請求の範囲第2項に
記載のコンテナ。 4 放射性物体8を上記内部空間に位置決めする
ために、格子状かご12を組入れた特許請求の範
囲第2項又は第3項記載のコンテナ。 5 支持柱19、吊上用耳部20及び基礎部材1
7を備えた特許請求の範囲第2項から第4項まで
のいずれか1項に記載のコンテナ。 6 上記の1個以上の放射性物体8と蓋2との間
に引出し可能な防塵蓋21を備えた特許請求の範
囲第2項から第5項までのいずれか1項に記載の
コンテナ。 7 上記格子状かご12が、閉塞可能な格子状蓋
13を備えた特許請求の範囲第4項に記載のコン
テナ。 8 上記格子状かご12が、鐘状ゴムで保護され
た支持ばね15によつてコンテナ1の内側補強枠
14に取付けられた特許請求の範囲第4項から第
7項までのいずれか1項に記載のコンテナ。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| HU79EO361A HU179174B (en) | 1979-09-14 | 1979-09-14 | Process and apparatus for transferring and housing radioactive and/or other dangerous materials |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5647799A JPS5647799A (en) | 1981-04-30 |
| JPS639639B2 true JPS639639B2 (ja) | 1988-03-01 |
Family
ID=10996041
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP12413180A Granted JPS5647799A (en) | 1979-09-14 | 1980-09-09 | Method and device for transporting and storing radioactive material and the like |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4366095A (ja) |
| JP (1) | JPS5647799A (ja) |
| BG (1) | BG47949A3 (ja) |
| DD (1) | DD153265A5 (ja) |
| DE (1) | DE3030941C2 (ja) |
| FI (1) | FI75066C (ja) |
| FR (1) | FR2465298B1 (ja) |
| GB (1) | GB2060565B (ja) |
| HU (1) | HU179174B (ja) |
| SU (1) | SU1279540A1 (ja) |
Families Citing this family (47)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3144115A1 (de) * | 1981-11-06 | 1983-05-19 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Betonschutzgehaeuse zur trockenen zwischenlagerung von brennelementbehaeltern |
| DE3149945A1 (de) * | 1981-12-17 | 1983-07-21 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Behaelter fuer die langzeitlagerung von abgebrannten kernreaktorbrennelementen |
| DE3204204C2 (de) * | 1982-02-08 | 1986-05-07 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Konditionierung radioaktiver Abfälle |
| DE3301735C2 (de) * | 1983-01-20 | 1986-04-10 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Übergangslager für hochradioaktiven Abfall |
| 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 |
| WO1985002486A1 (en) * | 1983-11-22 | 1985-06-06 | John Canevall | Procedure for temporary storage of radioactive material |
| JPS60129086A (ja) * | 1983-12-16 | 1985-07-10 | 株式会社ナカ技術研究所 | 物干装置 |
| US4633091A (en) * | 1984-10-12 | 1986-12-30 | Westinghouse Electric Corp. | Container for the storage, transportation and ultimate disposal of low level nuclear wastes |
| SE516262C2 (sv) * | 2000-04-11 | 2001-12-10 | Oyster Int Nv | Sätt för framställning av förvaringsbehållare för kärnbränsle och anläggning för utförande av sättet |
| SE518948C2 (sv) * | 2000-04-11 | 2002-12-10 | Oyster Internat N V C O Hb Man | Anordning för förvaring av riskmaterial |
| US6718000B2 (en) * | 2002-02-06 | 2004-04-06 | Holtec International, Inc. | Ventilated vertical overpack |
| KR100473389B1 (ko) * | 2002-04-26 | 2005-03-08 | 한국수력원자력 주식회사 | 방사성 물질 저장 및 운반 용기 |
| US20050252915A1 (en) * | 2002-05-17 | 2005-11-17 | Mirror Lite | Explosion resistant waste container |
| US7309807B2 (en) * | 2003-02-28 | 2007-12-18 | The Nanosteel Company, Inc. | Method of containing radioactive contamination |
| DE502004009351D1 (de) * | 2004-03-06 | 2009-05-28 | Nuklear Service Gmbh Gns | Transport- und/oder Lagerbehälter mit zumindest einem radioaktiven Element |
| US7068748B2 (en) * | 2004-03-18 | 2006-06-27 | Holtec International, Inx. | Underground system and apparatus for storing spent nuclear fuel |
| US20050220256A1 (en) * | 2004-03-18 | 2005-10-06 | Singh Krishna P | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having a low heat load |
| US8098790B2 (en) | 2004-03-18 | 2012-01-17 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| US7590213B1 (en) | 2004-03-18 | 2009-09-15 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having protection design |
| US20050286674A1 (en) * | 2004-06-29 | 2005-12-29 | The Regents Of The University Of California | Composite-wall radiation-shielded cask and method of assembly |
| KR100562480B1 (ko) | 2005-01-24 | 2006-03-21 | 한상화 | 폐기물 저장용 용기 |
| 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 |
| US8718220B2 (en) | 2005-02-11 | 2014-05-06 | 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 |
| US9443625B2 (en) | 2005-03-25 | 2016-09-13 | Holtec International, Inc. | Method of storing high level radioactive waste |
| US7330526B2 (en) | 2005-03-25 | 2008-02-12 | Holtec International, Inc. | System and method of storing high level waste |
| WO2006135987A1 (en) * | 2005-06-24 | 2006-12-28 | Australian Nuclear Science And Technology Organisation | Method and apparatus for isolating material from its processing environment |
| WO2008097381A2 (en) | 2006-10-11 | 2008-08-14 | Holtec International, Inc. | Apparatus and method for transporting and/or storing radioactive materials |
| US8660230B2 (en) * | 2007-12-22 | 2014-02-25 | Holtec International, Inc. | System and method for the ventilated storage of high level radioactive waste in a clustered arrangement |
| 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 |
| RU2525229C2 (ru) | 2009-05-06 | 2014-08-10 | Холтек Интернэшнл, Инк. | Устройство для хранения и/или транспортировки высокорадиоактивных отходов, а также способ его изготовления |
| 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 |
| US9514853B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-12-06 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
| US11373774B2 (en) | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
| 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 |
| US10811154B2 (en) | 2010-08-12 | 2020-10-20 | Holtec International | Container for radioactive waste |
| WO2013085638A1 (en) | 2011-10-28 | 2013-06-13 | Holtec International, Inc. | Method for controlling temperature of a radioactive waste storage system |
| US9831005B2 (en) | 2012-04-18 | 2017-11-28 | Holtec International, Inc. | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
| FR2992092B1 (fr) * | 2012-06-15 | 2014-07-04 | Tn Int | Procede optimise de chargement d'elements radioactifs dans un emballage |
| RU2580518C1 (ru) * | 2015-01-16 | 2016-04-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"-Госкорпорация "Росатом" | Защитный контейнер для хранения и транспортирования радиационно-, пожаро-, взрывоопасных грузов |
| US12243663B2 (en) | 2017-04-07 | 2025-03-04 | Global Tele Marketing Gtm Sa | Container for low-to-high level long-lived radioactive waste |
| 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 |
| US20190066858A1 (en) | 2017-08-31 | 2019-02-28 | Nac International Inc. | Containment cask for drum containing radioactive hazardous waste |
| CN107719888A (zh) * | 2017-09-29 | 2018-02-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种放射性废液转运装置 |
| RU2715379C1 (ru) * | 2019-09-04 | 2020-02-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Контейнер со средствами защиты и контроля |
| LU502319B1 (en) * | 2022-06-20 | 2023-12-20 | Global Tele Marketing Gtm Sa | Radiation and impact-protected radioactive waste cask |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1408757A (en) * | 1920-01-27 | 1922-03-07 | Air Reduction | Transportation of hydrocyanic acid |
| US2985929A (en) * | 1959-12-18 | 1961-05-30 | Richard T Carter | Method and apparatus for support and cooling of shell molds |
| GB916565A (en) * | 1960-10-12 | 1963-01-23 | Ass Elect Ind | Improvements in method of introducing fluidising gas into a heated fluidised bed |
| FR1477215A (fr) * | 1965-04-26 | 1967-04-14 | Nat Lead Co | Récipient de transport comportant des moyens de protection de sécurité |
| US3608495A (en) * | 1969-06-23 | 1971-09-28 | Baltzar Leo De Mare | Apparatus and method for encapsulating fragile components |
| GB1556052A (en) * | 1976-06-10 | 1979-11-21 | Pilkington Brothers Ltd | Fluidised bed methods and apparatus for thermally treating glass |
| US4209420A (en) * | 1976-12-21 | 1980-06-24 | Asea Aktiebolag | Method of containing spent nuclear fuel or high-level nuclear fuel waste |
| DE2801946A1 (de) * | 1978-01-18 | 1979-07-19 | Amtrust Ag | Verfahren zum transportieren und/oder lagern von radioaktive strahlung abstrahlenden gegenstaenden oder substanzen sowie transportabler transport- und/oder lagerungsbehaelter, insbesondere zur durchfuehrung des verfahrens |
| AU4311279A (en) * | 1978-02-07 | 1979-08-16 | May, M.A. | Swimming pool accessory |
| GB2021460B (en) * | 1978-02-07 | 1982-04-15 | Steel Castings Res | Method of casting |
| AT370906B (de) * | 1978-04-21 | 1983-05-10 | Ngt Nova Gruendungstechnik Ges | Anordnung zur unterirdischen lagerung von stoffen jeglicher art |
| LU80145A1 (de) * | 1978-08-22 | 1980-04-21 | Arbed | Verfahren und vorrichtung zum transport von warmen metallgut |
-
1979
- 1979-09-14 HU HU79EO361A patent/HU179174B/hu unknown
-
1980
- 1980-08-12 BG BG048827A patent/BG47949A3/xx unknown
- 1980-08-15 US US06/178,351 patent/US4366095A/en not_active Expired - Lifetime
- 1980-08-16 DE DE3030941A patent/DE3030941C2/de not_active Expired
- 1980-09-02 FI FI802762A patent/FI75066C/fi not_active IP Right Cessation
- 1980-09-09 JP JP12413180A patent/JPS5647799A/ja active Granted
- 1980-09-09 GB GB8029066A patent/GB2060565B/en not_active Expired
- 1980-09-12 FR FR8019722A patent/FR2465298B1/fr not_active Expired
- 1980-09-12 DD DD80223871A patent/DD153265A5/de unknown
- 1980-09-12 SU SU802983801A patent/SU1279540A1/ru active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2465298A1 (fr) | 1981-03-20 |
| DD153265A5 (de) | 1981-12-30 |
| FI802762A7 (fi) | 1981-03-15 |
| GB2060565A (en) | 1981-05-07 |
| GB2060565B (en) | 1983-05-25 |
| FI75066C (fi) | 1988-04-11 |
| FR2465298B1 (fr) | 1987-09-18 |
| US4366095A (en) | 1982-12-28 |
| JPS5647799A (en) | 1981-04-30 |
| SU1279540A3 (ru) | 1986-12-23 |
| HU179174B (en) | 1982-08-28 |
| SU1279540A1 (ru) | 1986-12-23 |
| BG47949A3 (en) | 1990-10-15 |
| DE3030941A1 (de) | 1981-04-09 |
| DE3030941C2 (de) | 1985-04-25 |
| FI75066B (fi) | 1987-12-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS639639B2 (ja) | ||
| JP7121856B2 (ja) | 使用済み核燃料の貯蔵と輸送のための多部品キャスク | |
| US11250963B2 (en) | Nuclear fuel storage facility | |
| TWI460740B (zh) | 儲存高階核廢料之系統及方法 | |
| US7590213B1 (en) | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having protection design | |
| GB1374099A (en) | Packaging for shipment of radioactive materials | |
| JP2016533512A (ja) | 使用済み核燃料を湿式貯蔵から乾式貯蔵に移送するシステム及び方法 | |
| JP2003240894A (ja) | 通気垂直オーバーパック | |
| JPH05196778A (ja) | 液体金属冷却原子炉プラント | |
| CN111247603A (zh) | 改变具有中子吸收剂和热导体的粒子的密度 | |
| JP4959142B2 (ja) | 高レベル廃棄物を貯蔵するシステム及び方法 | |
| CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
| JP2000009890A (ja) | キャニスタの輸送装置 | |
| WO1980002469A1 (fr) | Procede pour le transport et le stockage de matieres radioactives | |
| JP3405018B2 (ja) | 放射性物質乾式貯蔵設備及び放射性物質乾式貯蔵方法 | |
| JPH08285997A (ja) | 原子炉圧力容器取替時の遮蔽方法 | |
| TW202609807A (zh) | 乏核燃料的儲存方法、燃料裝載裝置及其設施與使用方法 | |
| JPH0217500A (ja) | キヤニスター中間貯蔵設備 | |
| Iyer et al. | Interim storage and long-term disposal of research reactor spent fuel in the United States | |
| Sappok et al. | " RESULTS OF METALLIC WASTE TREATMENT BY MELTING | |
| JP2004301858A (ja) | 原子炉圧力容器取替時の遮蔽方法 | |
| JPH0361916B2 (ja) | ||
| JPS60230095A (ja) | キヤスク収容装置 | |
| JPH11148999A (ja) | 放射性物体の貯蔵装置及びその貯蔵方法 | |
| Wim et al. | Design challenges for a new packaging for the shipment of radioactive waste |