DE19734166A1 - Transportbehälter für abgebrannte Kernreaktor-Brennelemente - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft einen Transportbehälter mit unbrauch­ baren Brennelementen von Leichtwassergekühlten Kernreaktoren bzw. einen Transportbehälter für solche Brennelemente.

Wenn der spaltbare Anteil des Brennstoffs in den Brennelemen­ ten eines Kernreaktors nicht mehr ausreicht um die Kernreak­ tion aufrecht zu erhalten, werden die am stärksten abgebrann­ ten Brennelemente durch Brennelemente mit frischem Brennstoff ersetzt. Die abgebrannten Brennelemente werden zunächst in einem Abklingbecken des Reaktors unter Wasser gelagert, um ihre Radioaktivität und Wärmeentwicklung abklingen zu lassen. Das Ziel ist, die abgebrannten Brennelemente in Endlagerstät­ ten zu deponieren, wobei sichergestellt sein muß, daß ihre Nachzerfallswärme sicher abgeführt wird, die Strahlenbela­ stung der Umgebung unbedenklich ist und keine hochgiftigen Stoffe entweichen können; dazu muß die Aktivität des Brenn­ stoffs weitgehend abgeklungen sein. Trotzdem entstehen bei der Endlagerung des abgebrannten Brennstoffs hohe Kosten, da die Bereitstellung des Lagerraumes und der Lagerbedingungen sehr aufwendig ist.

Es ist üblich, die abgebrannten Brennelemente aus dem Ab­ klingbecken in besondere Behälter zu packen, die z. B. unter dem Namen "Castor" bekannt sind. Diese Behälter dienen dem Transport der Brennelemente zu einem Zwischenlager, in dem die mit den Brennelementen gefüllten Behälter gelagert wer­ den, bis der Brennstoff die Endlagerbedingungen erreicht. Ein solcher Behälter besitzt eine dicke Strahlenschutzhülle, z. B. aus "Sphäroguß" (Gußeisen mit eingelagerten sphärischen Gra­ phit-Teilchen), um durch die Kombination von mechanischer Fe­ stigkeit und Duktilität allen mechanischen Beanspruchungen auch in Unglücksfällen stand zu halten, wobei unter der äuße­ ren Oberfläche (also im äußeren Randbereich der Strahlen­ schutzhülle) feste Moderatorstäbe (z. B. aus Polyethylen) ein­ gelagert sind. Die beim radioaktiven Zerfall emittierten schnellen Neutronen werden dadurch weitgehend moderiert und reflektiert und anschließend im Eisen der Strahlenschutzhülle absorbiert. Im Inneren der Strahlenschutzhülle bilden Einbau­ ten Fächer, in denen die einzelnen Brennelemente praktisch ohne größeres Spiel gehalten sind.

Die Betriebskosten des Kernreaktors selbst sind weitgehend von den Beschaffungskosten für den frischen Brennstoff sowie die Ausnutzung dieses Brennstoffs bestimmt. Die Fortschritte der Reaktortechnik ermöglichen es, durch veränderte Betriebs­ parameter (z. B. höhere Betriebstemperaturen) die Ausnutzung zu steigern; durch eine Erhöhung des nutzbaren Energieinhalts des Brennstoffs (also der Anreicherung und des "Abbrandes") kann erreicht werden, daß bei den regelmäßigen Nachladungen nur eine geringere Anzahl der Brennelemente gegen frische Brennelemente ausgetauscht werden müssen. Dadurch fallen zwar weniger abgebrannte Brennelemente an, jedoch verlängern sich die Betriebsdauern der Brennelemente, und außerdem setzt der Brennstoff höhere Mengen an gasförmigen Spaltprodukten frei und erreicht eine veränderte Isotopenzusammensetzung mit un­ günstigeren Nachzerfallseigenschaften. Der mechanische und chemische Zustand der Brennelemente (insbesondere der den Brennstoff gasdicht umgebenden Brennstab-Hüllrohre) ist ent­ sprechend schlecht, während gleichzeitig verhältnismäßig lange Zwischenlagerungszeiten erforderlich sind. Dadurch er­ höhen sich nicht nur Dauer und Kosten der Lagerung im Ab­ klingbecken und im Zwischenlager, vielmehr entsteht ein er­ heblicher Kostenfaktor, um im Zwischenlager die Brennelemente ohne Gefährdung der Umwelt und des Personals aus den erwähn­ ten Transportbehältern zu entnehmen und für die Endlagerung vorzubereiten.

Die Versorgung der Reaktoren mit frischen Brennelementen und die Entsorgung von abgebrannten oder auf andere Weise un­ brauchbar gewordenen Brennelementen sind also in einer Weise miteinander gekoppelt, daß Einsparungen, die auf der Versor­ gungsseite durch die Fortschritte der Reaktortechnik möglich werden, unter Umständen wesentlich höhere Mehrkosten auf der Entsorgungsseite erzeugen.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, diese Verkopplung von Versorgung und Entsorgung weitgehend zu entkoppeln.

Dabei geht die Erfindung von dem Grundgedanken aus, daß die Brennelemente bereits am Ort des Reaktors in eine Kapsel ein­ geschlossen werden, die eine integere Hülle darstellt. Sie muß eine ausreichende Ableitung der Nachzerfallswärme erlau­ ben und eine Abgabe von umweltschädlichen Stoffen aus dem In­ neren der Brennstäbe unterbinden, wenn die Hüllrohre nach Ab­ schluß des Transportes bzw. der Zwischenlagerung den Behäl­ tern entnommen werden. Diese Kapsel soll auch später nicht mehr geöffnet werden, wenn die Brennelemente für die Endlage­ rung vorbereitet werden; vielmehr werden die Kapseln, deren Volumen nur wenig größer ist als das Volumen der Brennele­ mente, praktisch wie integere Brennelemente behandelt und zu­ sammen mit den darin gasdicht eingeschlossenen Brennelementen endgelagert. Als Material der Kapseln kommt dabei insbeson­ dere Stahl in Frage, da die langjährigen Erfahrungen sicher abschätzen lassen, wie Form und Wandstärke solcher Kapseln bemessen sein müssen, um die Bedingungen des Zwischenlagers und Endlagers über sehr lange Zeiträume sicherzustellen. In der Regel enthält eine solche Kapsel, wie sie bei diesem neuen Konzept der "early encapsulation" vorgeschlagen werden, nur Platz für ein Druckwasser-Brennelement, wobei der Quer­ schnitt der Kapseln rund oder insbesondere quadratisch sein kann. Für die leichteren Siedewasser-Brennelemente, die ent­ sprechend weniger Brennstoff enthalten, ist unter Umständen auch ein rechteckiger Querschnitt möglich, in dem zwei oder höchstens drei Brennelemente nebeneinander Platz haben.

Dieses Konzept der "early endcapsulation" erfordert aber ei­ nen zusätzlichen Strahlenschutz der Umwelt vor der Strahlung der eingekapselten Brennelemente nach dem Verlassen des Kern­ reaktors. Die Erfindung greift daher auf einen Transportbe­ hälter nach der bewährten Castor-Technik zurück.

Gemäß der Erfindung enthält ein Transportbehälter für eine Anzahl unbrauchbar gewordener Brennelemente eines Kernreak­ tors eine Strahlenschutzhülle und Einbauten mit Fächern zur Aufnahme der Brennelemente. Dabei ist die Größe der Fächer an die Größe dieser Kapseln angepaßt, also größer als die unge­ kapselten Brennelemente, wobei aber jede Kapsel in der Regel nur Platz für ein einzelnes Brennelement (seltener zwei Brennelemente, höchstens drei Brennelemente) enthält.

Bei einer ersten Variante eines derartigen Transportbehälters ist Absorbermaterial (insbesondere in Form von Absorberbau­ teilen) in der Strahlenschutzhülle und/oder in den Einbauten enthalten.

Bei einer anderen Variante ist in den Kapseln - zusätzlich zu dem Material der gasdicht darin eingeschlossenen Brennele­ mente - ein Neutronen-absorbierendes Absorbermaterial einge­ schlossen.

Dieses Material kann z. B. in Form von Pulver oder Granulat- Körpern vorliegen, das in die Führungsrohre abgebrannter Druckwasser-Reaktoren oder in Wasserrohre abgebrannter Siede­ wasser-Brennelemente eingefüllt wurde, als die Brennelemente in die Kapseln eingesetzt wurden. Das Absorbermaterial kann aber auch in Form von Drähten oder anderen Bauteilen (z. B. Platten) in die Kapseln eingesetzt sein. Zusätzlich oder al­ ternativ können die Wände der Kapseln solches Absorbermate­ rial enthalten (z. B. in Form einer Legierung oder einer Be­ schichtung). Insbesondere kann es vorteilhaft sein, wenn ein Teil des Absorbermaterials die Kapseln wie eine Bauchbinde oder ein Gürtel umgibt, z. B. in Form eines oder mehrerer Bän­ der, die in Aussparungen der Kapselwände eingelegt sind.

Ein solches Absorbermaterial gestattet es, in einer solchen Kapsel auch ein Brennelement gefahrlos zu transportieren, das aufgrund eines Schadens (z. B. wegen einer durch Fretting her­ vorgerufenen Perforation der Hüllrohre) unbrauchbar geworden ist. Die Natur und Menge des Absorbermaterials kann insbeson­ dere so bemessen werden, daß die Absorption thermischer Neu­ tronen so hoch ist, daß selbst ein Transportbehälter, der nur Brennelemente mit frischem Brennstoff enthält und der auf­ grund besonderer Umstände voll Wasser gelaufen ist, nur ein Reaktivität aufweist, die deutlich unterhalb der Kritikali­ tätsgrenze liegt. Die Zwischenräume zwischen den Kapseln un­ tereinander und zwischen den Kapseln und der Strahlungs­ schutzhülle stehen dabei ausschießlich für eine Konstruktion der Einbauten zur Verfügung, die die erforderliche mechani­ sche Stabilität und thermische Leitfähigkeit besitzt, ohne daß besonderes Bauvolumen für das Absorbermaterial benötigt wird.

Dabei ist es besonders vorteilhaft, wenn die Einbauten im we­ sentlichen aus Leichtmetall bestehen, damit das Gewicht der gefüllten Transportbehälter trotz der verhältnismäßig schwe­ ren Kapseln nicht das Gewicht der üblichen, mit ungekapselten Brennelementen gefüllten Castor-Behälter wesentlich über­ steigt. Dies ist aus praktischen Gründen (z. B. den Dimensio­ nierungen der Installationen im Kernkraftwerk) häufig nicht zulässig. Andererseits kann dann der übliche Castor-Behälter, dessen Einbauten z. B. Fächer für 19 Brennelemente aufweist, auch für diese gekapselten Brennelemente verwendet werden, wobei dann aber wegen des größeren Raumbedarfs der Kapseln nur Fächer für 17 gekapselte Brennelemente möglich sind.

Alternativ oder zusätzlich kann ein Transportbehälter mit ei­ ner Anzahl unbrauchbar gewordener Brennelement eines Kernre­ aktors eine Strahlenschutzhülle und Einbauten mit Fächern zur Aufnahme der Brennelemente enthalten, wobei die Brennelemente - entsprechend dem Konzept der "early encapsulation - in Kap­ seln eingeschlossen sind, in denen jeweils nur Platz für ein Brennelement (oder jedenfalls höchstens drei Brennelemente) ist, und wobei Neutronen absorbierendes Absorbermaterial in der Strahlenschutzhülle - nämlich direkt oder in unmittelba­ rer Nähe der Innenfläche, also im inneren Randbereich der Strahlenschutzhülle - angebracht und/oder in den Einbauten enthalten ist.

So können z. B. in die Innenwand und/oder die Einbauten Aus­ nehmungen eingearbeitet sein, in denen Stäbe, Bänder oder ähnliche Bauteile eingelegt sind. Bevorzugt kann die Innen­ seite der Strahlenschutzhülle zumindest teilweise eine Ver­ kleidung aus Leichtmetall tragen, die mit aus Leichtmetall bestehenden Teilen der Einbauten in Kontakt stehen. Diese aus Leichtmetall bestehenden Teile können dabei die Aussparungen, in denen die Konstruktionselemente aus dem Absorbermaterial befestigt sind, an solchen Stellen aufweisen, an denen der Wärmeübergang zwischen den Einbauten und der Strahlenschutz­ hülle praktisch nicht behindert wird und/oder die Aussparun­ gen und das Absorbermaterial die mechanische Stabilität der Konstruktion nicht beeinträchtigen.

Ein geeignetes Absorbermaterial ist z. B. Hafnium, das als Le­ gierungsbestandteil eines metallischen Werkstoffs oder direkt als metallischer Werkstoff verwendet werden kann. Ebenso ist Bor (z. B. als Legierungsbestandteil von Borstahl) oder eine Verbindung von Bor (z. B. Borcarbid, B₄C) geeignet. Auch an­ dere Materialien mit einer hohen Absorption für thermische Neutronen können hergestellt werden, z. B. indem Preßkörper oder Sinterkörper aus einem entsprechenden Pulver mit einer dünnen metallischen Hülle überzogen werden.

Die Erfindung erlaubt also, die bisher üblichen Transport- und Lagerbehälter zu verwenden, wobei nur die Einbauten aus­ getauscht werden müssen, jedoch keine oder geringe Nachrü­ stungen an der Strahlenschutzhülle erforderlich sind. Dabei dürfen allerdings die Brennelemente, die darin transportiert und lagert werden sollen, aufgrund ihrer Isotopenzusammenset­ zung nur eine Neutronenstrahlung emittieren, die nicht über den Werten liegt, für die die Strahlenschutzhülle dieser Be­ hälter ausgelegt ist, d. h. die Strahlung der Brennelemente muß genügend abgeklungen sein. Bei modernen Brennelementen mit hohem Abbrand würde dies längere Lagerzeiten im Abkling­ becken bedeuten, die unter Umständen die Kapazität der Nach­ klingbecken überschreiten könnte. Die "early encapsulation ermöglicht jedoch, auch Brennelemente mit einer höheren Rest­ strahlung abzutransportieren, sofern die Strahlenschutzhülle auf andere Weise einen genügenden Schutz gegen die von den Brennelementen emittierten schnellen Neutronen liefert.

Hierzu ist nach einer dritten Ausführungsform der Erfindung vorgesehen, daß im inneren Randbereich und/oder Innenraum der Strahlenschutzhülle ein Moderator für die schnellen Neutronen angebracht ist. Dadurch wird ein wesentlicher Teil der schnellen Neutronen soweit abgebremst, daß er im Material der Strahlenschutzhülle absorbiert wird. Bei Verwendung der bis­ her üblichen Strahlenschutzhüllen, die in ihrem äußeren Rand­ bereich bereits einen solchen Moderator enthalten, wirkt der zusätzliche, weiter innen liegende Moderator auf die gleiche Weise, so daß insgesamt die Moderation der schnellen Neutro­ nen und die Absorption der moderierten Neutronen wesentlich erhöht wird. Nach einer anderen Variante ist mindestens an einem Teil der Innenseite der Strahlenschutzhülle eine ring­ förmige Verkleidung aus einem Moderator und/oder einem mit einem Absorber versetzten Moderator angebracht.

Als Absorber kann auch hierbei z. B. Borcarbid dienen, während Graphit ein geeigneter Moderator ist.

Zur weiteren Erläuterung der Erfindung und ihrer Weiterbil­ dungen werden einige Ausführungsbeispiele anhand von mehreren Figuren erläutert.

Es zeigen:

Fig. 1 einen Querschnitt durch ein eingekapseltes Druckwas­ ser-Brennelement (nur ein Quadrant ist gezeigt);

Fig. 2 drei eingekapselte Siedewasser-Brennelemente;

Fig. 3 einen schematischen Querschnitt durch einen Transport­ behälter mit den eingekapselten Brennelementen;

Fig. 4 einen Teil des eingebauten Gerüsts zur Bildung der Fä­ cher für die Kapseln;

Fig. 5 einen Ausschnitt aus einer Strahlenschutzhülle;

Fig. 6 einen schematischen Querschnitt für einen Behälter zur Aufnahme der Kapseln.

Nach einer ersten Ausführungsform, die in den Fig. 1 und 2 gezeigt ist, enthalten die Kapseln bereits einen Neutronenab­ sorber.

In Fig. 1 ist die Kapsel 1 erkennbar, in die ein Druckwas­ ser-Brennelement mit Brennstäben 2 und Steuerstab-Führungs­ rohren 3 geschoben ist. Die Brennstäbe und Führungsrohre sit­ zen in Abstandhaltern, von denen in Fig. 1 zur besseren Übersicht nur die Randstege 4 mit den nach innen gekrümmten Abweiserfahnen 5 gezeigt sind. Dabei liegen Noppen 6 an der Kapsel 1 an, die üblicherweise verhindern, daß sich die Brennelemente, die im Kern dicht beieinander sitzen und mit ihren Distanz-Noppen 6 aneinander stoßen, sich gegenseitig verhaken können, wenn die Brennelemente aus dem Kern gezogen werden. Als Material für die Kapsel kann Stahl verwendet sein, der mit einem Absorbermaterial legiert ist; es kann aber das Absorbermaterial auch als Beschichtung auf die in­ nere und/oder äußere Fläche der Kapselwände aufgetragen sein.

In einige Gassen zwischen den Brennstäben sind Bleche aus Borstahl geschoben. In Fig. 1 ist auch gezeigt, daß in ein­ zelne Führungsrohre auch Drähte 8 oder Stäbe 8' als Bauteile aus einem derartigen Neutronenabsorber eingesetzt sein kön­ nen. Als Absorber sind auch Füllungen 9 aus Absorberpulver oder einem Absorber-Granulat, bei dem die Körner mit einer Schutzschicht zum Zurückhalten flüchtiger Substanzen überzo­ gen sein können, möglich.

Die Kapsel 1 der Fig. 1 hat nur Platz für ein Druckwasser- Brennelement, das praktisch ohne Spiel in der Kapsel sitzt und zusammen mit einem wärmeleitenden und inerten Schutzgas gasdicht in der Kapsel eingeschlossen ist. Die Kapselwände selbst sind verhältnismäßig dick, um ihre Integrität auch dann zu behalten, wenn sich der Innendruck der Kapseln erfül­ len sollte, weil die Hüllrohre der Brennstäbe undicht gewor­ den sind und der Brennstoff Spaltprodukte freisetzt, die durch die Nuklearreaktion entstehen. Die Ausführungsbeispiele betreffen einen quadratischen Querschnitt der Kapseln, jedoch lassen sie sich weitgehend auch für zylindrische Kapseln (höhere Druckfestigkeit) modifizieren. In einer runden Kapsel hat dabei nur ein Druckwasser-Brennelement Platz.

Für die kleineren und leichteren Siedewasser-Brennelemente können unter Umständen auch zwei oder höchstens drei Brenn­ elemente in einer Kapsel gemeinsam eingeschlossen sein, die einen entsprechenden viereckigen Querschnitt aufweist.

Eine entsprechende Kapsel 10 mit drei Brennelementen 16, 17 und 18 ist in Fig. 2 gezeigt, wobei Schweißnähte 15 erkenn­ bar sind, mit denen Bleche aus Borstahl derart befestigt sind, daß sie als Innenwände 11 gegenüberliegende Seitenwände 12 der Kapsel miteinander verbinden. Dies erhöht einerseits die Formbeständigkeit gegenüber dem Innendruck und verringert außerdem die Reaktivität der Kapseln selbst dann, wenn fri­ sche Brennelemente in die Kapseln eingesetzt sind und die Kapseln in Wasser (Moderator) stehen. Neben diesen Bauteilen (Innenwände 11) aus Absorbermaterial sind als weitere derar­ tige Bauteile Platten 13 vorgesehen, die an die Innenflächen des Deckels 14 bzw. Bodens 19 geklebt oder gelötet sind. Diese Platten 13 brauchen nicht oder jedenfalls nicht dauer­ haft mit dem Boden 19 bzw. dem Deckel 14 verbunden zu sein, da sie in ihrer Position gehalten werden, sobald der Deckel 14 mit den Seitenwänden 12 gasdicht verschweißt ist. Mit 14' ist ein Griff dargestellt, mit dem die Kapsel, sobald sie im Abklingbecken unter Wasser mit Inertgas gefüllt und gasdicht verschlossen ist, von dem üblicherweise in den Kernreaktoren installierten Hebewerkzeug aus dem Abklingbecken gehoben wer­ den kann.

Dabei ist an den Schweißnähten 15 erkennbar, daß sich die In­ nenwände 11 nicht über die ganze axiale Länge der Kapsel er­ strecken, sondern nur in einigen axialen Positionen vorgese­ hen sind. Dadurch verringert sich das Gewicht der Kapseln. Auf dem dazwischen liegenden Niveau erstrecken sich Bänder 13' aus Borstahl, die in entsprechende Nuten der Kastenwände eingelegt sind und ebenfalls als Neutronenabsorber wirken.

Solche bereits Absorbermaterial einschließende Kapseln werden zum Abtransport aus dem Kernkraftwerk in einen Transportbe­ hälter gesetzt, der Einbauten mit Fächern besitzt, die mög­ lichst genau den Außenabmessungen der Brennelemente angepaßt sind. Fig. 3 zeigt solche Einbauten, wobei mit 20 einige solcher quadratischen Kapseln angedeutet sind. Diese Einbau­ ten 21 sind in eine Strahlenschutzhülle 22 eingesetzt, wobei es sich um die übliche Strahlenschutzhülle eines Castor-Be­ hälters oder eines ähnlichen Transportbehälters handelt, wie er bereits für Transport und Zwischenlagerung von abgebrann­ ten Brennelementen nach dem Stand der Technik vorgesehen ist. Während solche Behälter nach dem Stand der Technik für unge­ kapselte Brennelemente vorgesehen sind und z. B. Raum für 19 Druckwasser-Brennelemente bieten, können in das Innenvolumen dieser Strahlenschutzhüllen dann nur 17 Kapseln 22 eingesetzt werden. Fig. 3 zeigt, daß die Einbauten aus Platzgründen in ihrem Zentrum ein großes Fach 23 aufweisen, in dem 3×3 Brenn­ elemente unmittelbar aneinanderstoßend einsetzbar sind. Dies ist möglich, weil die Brennelemente in den Kapseln festgehal­ ten sind und auch bei Erschütterungen oder Unglücksfällen während des Transports ausgeschlossen ist, daß sich die Brennelemente gegenseitig beschädigen. Außerdem sorgen die massiven metallischen Kapselwände für einen ausreichenden Ab­ transport der Nachzerfallswärme, die über das Gerüst der Ein­ bauten 21 an die Strahlenschutzhülle 22 abgeleitet wird.

Bekannte Strahlenschutzhüllen weisen in ihrem äußeren Randbe­ reich Bohrungen auf, in die Polyethylen oder ein ähnlicher Moderator für schnelle Neutronen eingesetzt ist. Solche Mode­ rator-gefüllten Hohlräume 24 wandeln einen großen Teil der emittierten Neutronen in thermische Neutronen um, die an­ schließend in dem Material der Strahlenschutzhülle 22 absor­ biert werden. Die Strahlenschutzhülle 22 ist in Fig. 3 teil­ weise weggebrochen, um erkennbar zu machen, daß zumindest in einigen axialen Bereichen eine Verkleidung 25 in Nuten 27 der Strahlenschutzhülle eingesetzt ist. Diese Verkleidung 25 ver­ läuft wie ein Gürtel um die Einbauten 21 mit den Brennelemen­ ten 20 herum und besteht in diesem Fall ebenfalls aus Modera­ tor, denn mit dem dargestellten Transportbehälter sollen auch Brennelemente abtransportiert werden, die nur kurze Zeit (oder sogar überhaupt nicht) im Abklingbecken gelagert waren und daher eine hohe Neutronenemission aufweisen, weshalb für die Strahlenschutzhülle zusätzlicher Moderator erforderlich ist. Unter Umständen kann der Strahlenschutz auch durch einen Absorber für schnelle Neutronen erreicht werden. Die Verwen­ dung von Moderator ermöglicht es jedoch, den gefüllten Trans­ portbehälter in Wasser zwischenzulagern, wobei das Wasser so­ wohl durch Absorption der moderierten Neutronen den Strahlen­ schutz, als auch durch Abfuhr der Nachzerfallswärme die La­ gerbedingungen verbessert.

Die entsprechenden Nuten 27 zur Aufnahme zusätzlichen Absor­ bermaterials und/oder Moderatormaterials können nachträglich in bereits handelsübliche Strahlenschutzhüllen eingearbeitet werden, es kann aber das zusätzliche Material auch auf andere Weise an der Innenwand der Strahlenschutzhülle befestigt sein.

Das Gewicht des mit 17 quadratischen Kapseln (einschließlich der entsprechenden Brennelemente) gefüllten Transportbehäl­ ters entspricht praktisch dem Gewicht eines herkömmlichen, mit 19 ungekapselten Brennelementen gefüllten Behälters, da die Einbauten 21 aus Leichtmetall (in diesem Fall einer Alu­ miniumlegierung) bestehen.

Die Anordnung nach Fig. 3 erfüllt alle Sicherheitsbedürf­ nisse hinsichtlich der Strahlenbelastung der Umwelt und der Unterkritikalität des gefüllten Behälters. Selbst in dem Ex­ tremfall, daß alle Kapseln frische Brennelemente enthalten und aufgrund unvorhergesehener Umstände der Behälter beschä­ digt und voll Wasser gelaufen ist, sorgt der in den Kapseln enthaltene Absorber für thermische Neutronen dafür, daß die Reaktivität unterhalb des kritischen Grenzwerts bleibt. Ande­ rerseits stellt die Strahlenschutzhülle sicher, daß selbst dann, wenn die Neutronenemission der Brennelemente unzurei­ chend abgeklungen ist, nur wenige schnelle Neutronen austre­ ten können.

In Fig. 4 ist eine Kreuzungsstelle von einer Querstrebe 31 und einer Längsstrebe 32 der Einbauten bei einem zweiten Aus­ führungsbeispiel der Erfindung gezeigt. Dabei ist darge­ stellt, daß über die Längsstrebe 31 U-förmige Bauteile 33 aus Borstahl geschoben sind. Diese Konstruktionselemente haben die gleiche Aufgabe, wie der in den Kapseln der Fig. 1 und 2 eingeschlossene Absorber und können diesen ersetzen. Da­ durch ist die Unterkritikalität auch für Kapseln sicherge­ stellt, in denen nur frische Brennelemente und kein zusätzli­ ches Absorbermaterial eingesetzt ist. Selbst wenn also auf­ grund eines (höchst unrealistischen) Irrtums statt unbrauch­ barer Brennelemente fabrikfrische Brennelemente verwendet würden, wäre dieser Irrtum ohne Folgen.

Die Teile der Einbauten, die die Bauteile 33 aus dem Absor­ bermaterial tragen, sind entsprechend den auftretenden mecha­ nischen Belastungen dimensioniert. Auch der Abtransport der Nachzerfallswärme, die sich an den Knotenstellen der Streben besonders konzentriert, ist nur unbedeutend beeinträchtigt.

Der Abtransport der Wärme ist besonders am Übergang zur Strahlenschutzhülle von Bedeutung. Deshalb ist es vorteil­ haft, wenn die Einbauten von einem ringförmigen Außenband 51 umgeben sind, das zumindest einen Teil einer Innenverkleidung der Strahlenschutzhülle bildet, wie dies in Fig. 5 darge­ stellt ist. Da sich das Leichtmetall der Einbauten stärker thermisch ausdehnt als die Strahlenschutzhülle 52, kommt es bei einer Erwärmung zu einem innigeren Kontakt der Strahlen­ schutzhülle mit den Einbauten, die an dieser Stelle keine Teile aus Absorbermaterial und/oder Moderatormaterial tragen. Dies ist in Fig. 5 erkennbar, wo die Innenfläche der Strah­ lenschutzhülle 52 in dem Bereich, an dem die Streben 53 der Einbauten angreifen, mit dem Band 51 der Einbauten kontak­ tiert, während die darunterliegenden Teile der Innenverklei­ dung als ein Band 54 aus Absorber und/oder Moderator ausge­ bildet sind.

In Fig. 6 ist ein Querschnitt eines Transportbehälters zur Aufnahme von eingekapselten Brennelementen dargestellt, bei der im inneren Randbereich der Transporthülle 61 jeweils Aus­ sparungen 62 zur Aufnahme von Moderator vorgesehen sind. Im Innenraum der Strahlenschutzhülle sind hierbei ebenfalls Bau­ elemente aus Moderator und/oder Absorber vorhanden. Dies ist durch entsprechende Bleche 63 aus Borstahl oder Hafnium ange­ deutet, die - außerhalb der Fächer 63, die die unbrauchbar gewordenen und eingekapselten Brennelemente aufnehmen sollen - an der Innenseite der Strahlenschutzhülle (bzw. in diesem Fall: an dem entsprechenden Außenband 63 der Einbauten) ge­ halten sind. Statt solcher gekrümmter Bauteile können aber auch ebene Platten, z. B. aus Graphit als Moderator (gegebenen­ falls mit eingelagertem Borcarbid als Absorber) verwendet werden, die an den ebenen Stegen der Einbauten überall da ge­ halten werden können, wo sich zwischen den rechteckigen Fä­ chern für die Kapseln und der Strahlenschutzhülle-Innenwand Zwickel 64 bilden.

In Fig. 6 ist anstelle des zentralen Faches 23 der Fig. 3, das 3×3 Kapseln aufnimmt, ein Zentralbereich vorgesehen, der durch schmälere Wände 66 aus einer Absorber-Legierung in ein­ zelne Fächer unterteilt ist. Sofern es die Raumverhältnisse zulassen, kann es nämlich z. B. im Interesse einer verbesser­ ten Wärmeabfuhr sein, alle Fächer 67 dieses Transportbehäl­ ters gleich und gerade so groß, daß sie ein eingekapseltes Brennelement aufnehmen können. Ein solches gekapseltes Brenn­ element 68 ist in Fig. 6 dargestellt. Die Fächer sind dann größer als die Fächer, die im Stand der Technik jeweils ein ungekapseltes Brennelement aufnehmen, jedoch so klein, daß die Kapsel möglichst eng darin sitzt und nur soviel Spiel hat, als zum Einsetzen der Kapseln nötig ist.

Die Erfindung ermöglicht somit, unbrauchbar gewordene Brenn­ elemente, die durch Einkapseln bereits im Abklingbecken und eventuell ohne längere Abklingzeiten für die Endlagerung vor­ bereitet werden, auf eine Weise in ein Lager abzutransportie­ ren, die allen Sicherheitsüberlegungen gerecht wird: Selbst die im Extremfall (unzureichende Abklingdauer) auftretende Neutronenstrahlung kann nur in unbedeutendem Maß austreten, und selbst in einem anderen Extremfall (Wassereinbruch in ei­ nen Transportbehälter, der mit praktisch frischem Brennstoff gefüllt ist) erreicht die Reaktivität keinen kritischen Grenzwert.

Claims (18)

1. Transportbehälter für eine Anzahl unbrauchbar gewordener Brennelemente eines Kernreaktors, mit einer Strahlenschutz­ hülle (61) und Einbauten (65), die Fächer (67) zur Aufnahme der Brennelemente bilden, dadurch gekennzeichnet, daß die Fächer der Größe von Kapseln (68), in denen jeweils höchstens drei Brennelemente Platz haben, angepaßt sind.

2. Transportbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß in den Transportbehälter Absorbermaterial (62, 66) eingeschlossen ist, das in der Innenwand der Strahlenschutzhülle und/oder in den Einbauten enthalten ist.

3. Transportbehälter mit einer Anzahl unbrauchbar gewordener Brennelemente eines Kernreaktors, mit einer Strahlenschutz­ hülle (22) und Einbauten (21) mit Fächern (23, 26), in denen die Brennelemente sitzen, dadurch gekennzeichnet, daß die Brenn­ elemente in Kapseln (20) eingeschlossen sind und daß durch mindestens eine der folgenden Maßnahmen Absorbermaterial in den Transportbehälter eingebracht ist:

• a) in den Kapseln ist - zusätzlich zu den Materialien des Brennelements - das Absorbermaterial (7, 8, 8', 9, Fig. 1) eingeschlossen;
• b) die Wände (1) der Kapseln bestehen aus einer das Absorber­ material enthaltenden Legierung und/oder sind mit dem Ab­ sorbermaterial beschichtet;
• c) im inneren Randbereich der Strahlenschutzhülle (22) ist das Absorbermaterial (25) angebracht;
• d) die Einbauten (21) enthalten das Absorbermaterial.

4. Transportbehälter nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß Bauteile (7, 8, 8') aus dem Absorbermaterial in den Kapseln (1) einge­ schlossen sind.

5. Transportbehälter nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß in die in den Kapseln eingeschlossenen Brennelemente Körner (9) aus dem Absorbermaterial eingebracht sind.

6. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 3 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Absor­ bermaterial einen Legierungsbestandteil oder eine Beschich­ tung in den Kapselwänden bildet.

7. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 3 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens eine Kapsel (10) von wenigstens einem Band (13') aus dem Ab­ sorbermaterial umgeben ist.

8. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 2 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Strah­ lenschutzhülle (22, 61) einen zylindrischen Innenraum auf­ weist.

9. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 2 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Fach (67) gerade so groß ist, daß eine Kapsel (68), in der nur ein Brennelement Platz hat, praktisch ohne seitliches Spiel ein­ setzbar ist.

10. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 2 bis 8, gekennzeichnet durch ein zentrales, qua­ dratisches Fach (23), in dem mehrere rechteckige Kapseln (20) praktisch ohne seitliches Spiel nebeneinander einsetzbar sind, wobei alle anderen Fächer (26) gerade so groß sind, daß darin jeweils eine Kapsel (20), in der nur ein Brennelement Platz hat, praktisch ohne seitliches Spiel einsetzbar ist.

11. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 2 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß Bauteile (25, 33) aus dem Absorbermaterial an der Innenseite der Strahlenschutzhülle (22) und/oder an den Einbauten (21, 31, 32) gehalten sind.

12. Transportbehälter nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß die Strah­ lenschutzhülle (22). und/oder die Einbauten (21, 31, 32) Nuten (27) aufweisen, in denen die Bauteile aus dem Absorbermate­ rial, insbesondere Stäbe oder Bänder, eingelegt sind.

13. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 2 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß die Ein­ bauten aus Leichtmetall bestehende Teile (31, 32) mit Ausspa­ rungen, in denen Bauteile (33) aus dem Absorbermaterial ge­ halten sind, an solchen Stellen aufweisen, an denen der Wär­ mefluß zu der Strahlenschutzhülle praktisch nicht behindert wird.

14. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß die Ein­ bauten (21, 31, 32) im wesentlichen aus Leichtmetall beste­ hen.

15. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 14, dadurch gekennzeichnet, daß die Innen­ seite der Strahlenschutzhülle (52) zumindest teilweise eine Verkleidung (51) aus Leichtmetall trägt, die mit aus Leicht­ metall bestehenden Teilen (53) der Einbauten in Kontakt steht.

16. Transportbehälter für eine Anzahl unbrauchbar gewordener Brennelemente eines Kernreaktors, mit einer Strahlenschutz­ hülle (61) und Einbauten (65) mit Fächern (67) zur Aufnahme der Brennelemente, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Fach (67) so groß ist, daß mindestens eine Kapsel (68), in der höchstens drei Brennelemente Platz haben, einsetzbar ist, und daß im inneren Randbereich der Strahlenschutzhülle (61) und/oder im Innenraum der Strahlenschutzhülle (61) Bauteile (62, 63) aus einem Moderator für schnelle Neutronen ange­ bracht sind.

17. Transportbehälter nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß die Bau­ teile (62) aus dem Moderator in Aussparungen der Strahlen­ schutzhülle (61) und/oder an den Einbauten (65) gehalten sind.

18. Transportbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 17, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Teil der Innenseite der Strahlenschutzhülle (52) eine ringförmige Verkleidung (54) aus Absorber und/oder Moderator trägt.