FR 2058280 A1 19710528 FR 7029734 A 19700812 70 29734 1 2058280 La présente invention concerne les récipients en forme de fûts pour le transport des combustibles nucléaires usés. Les récipients pour le transport des matières radio-actives telles que les combustibles irradiés des réacteurs nucléaires sont connus. 5 Un exemple de tels récipients est décrit dans la demande de brevet des Etats-Unis d'Amérique n° 793 670 du 24 janvier 1969, Certaines réglementationê gouvernementales, par exemple le règlement AEC (10 CFR 71) et le" -règlement DOT (49 CFR 173) imposent des procédés et des normes pour l'emballage et le transport des matières radio» 10 actives. Par suite, en dehors des considérations générales de sécurité et d'économie, un récipient tel qu'un fût de transport, doit répondre aux critères gouvernementaux d'autorisation. t Un récipient tel qu'un fût pour le transport d'une matière radia-active doit par suite répondre de préférence aux caractéristiques suivantes. 15 Blindage contre les radiations. Le fût doit assurer le blindage contre les radiations pour réduire le taux des doses totales de radiations ayant des effets biologiques à une valeur inférieure aux limites pour les cas normaux et d'accidents hypothétiques spécifiés par les réglementations gouvernementales Pour un combustible irradié de réacteur nucléaire le blindage doit être prévu 20 pour réduire les radiations totales de la source de 10^ fois environ. Transfert et dissipation de la chaleur.Le fût doit assurer un transfert et une dissipation convenables de la chaleur résultant de la désintégration des isotopes radio-actifs. Intégrité structurale.Le fût doit conserver son intégrité structurale dans 25 les conditions nbrmales ainsi que dans des conditions accidentelles hypothétiques spécifiées. Il doit contenir du réfrigérant et empêcher l'échappement de n'importe quelle matière radio-active dans les conditions normales, et doit limiter l'échappement des gaz et des liquides radio-actifs dans les conditions accidentelles hypothétiques, 30 Charge utile maximale, Il est désirable d'augmenter au maximum la quantité de matière radio-active pouvant être contenue afin de tirer parti des économies résultant de 1'auto-blindage, En effet, la partie extérieure de la matière forme un blindage pour la partie intérieure de cette matière. Par suite,une augmentation déterminée de la quantité de matière radio-active 35 ne nécessite qu'une augmentation relativement faible de l'épaisseur du blindage Dans la pratique le facteur limitant le poids total d'un réci= pient de transport chargé est la capacité de l'équipement de manutention, par exemple des grues et des véhicules de transport, Les conditions de manutention imposent aussi une limite pratique aux dimensions ou à l'encombrement d'un récipient tel qjun fût de transport. 70 29734 2 2058280 Comme la quantité de matière radio-active (c'est-à-dire la charge utile) pouvant être contenue dans un fût ayant les dimensions et le poids maximaux est pratiquement au plus une faible fraction du poids total, il est désirable de réduire le plus possible le rapport du poids total à la 5 charge utile (par exemple un fût peut avoir un poids total de l'ordre de 65 tonnes pour une charge utile d'environ 2 tonnes). Il est en particulier désirable de réduire au minimum le poids de la structure de blindage contre les radiations, parce que cette structure représente la fraction la plus importante du poids total. 10 Prix minimal. Le prix du transport de la matière radio-active comprend, en plus des frais de transport, des frais résultant de l'utilisation du fût de transport. Les frais d'utilisation d'un fût sont bien entendu fonction directe du prix dé revient du fût et par suite il est désirable de réduire au minimum ce prix de revient. Comme la fabrication et la matière de la structure de 15 blindage représentent une proportion importante du prix de revient du fût, il est désirable de réduire au minimum le prix de revient de cette structure. Jusqu'à présent les combustibles irradiés des réacteurs de puissance nécessitant le transport n'ont pas subi d'exposition accumulée suffisante pour constituer une source de neutrons émettant des radiations d'un niveau tel 20 qu'il soit nécessaire d'utiliser un blindage spécial contre les neutrons. Les structures de blindage des fûts de transport utilisés jusqu'ici ont par suite été prévues principalement pour le blindage contre les rayons y sans qu'il existe de dispositions particulières pour le blindage contre les neutrons. Typiquement, la structure de blindage de ces fûts antérieurs comporte une 25 matière dense et lourde, telle que du plomb. Cependant, les irradiations de longue durée actuellement envisagées pour le combustible des nouveaux réacteurs à neutrons thermiques et à neutrons rapides se traduisent par la formation de curium, de plutonium et d'autres iso~ topes radio-actifs dans une mesure telle qu'ils constituent des sources de 30 neutrons de grande intensité. Par exemple, le taux d'émission des neutrons peut augmenter de plus de vingt fois quand l'exposition est doublée. Les fûts de transport antérieurs ne conviennent pas par suite pour le transport du combustible usé ayant subi une exposition importante, et il est désirable de disposer d'un fût de transport ayant un dispositif de 35 blindage contre les neutrons dans une structure globale de blindage d'un prix de revient et d'un poids minimaux. Bien qu'un blindage convenable contre les neutrons puisse être obtenu pour un fût de transport du type antérieur en augmentant simplement î w À» J ! *T 3 2058280 l'épaisseur de la matière lourde de blindage, cette solution se traduit de faç.^n indésirable par une* augmentation importante du poids mcrt parce que la matière lourde n'est pas plus efficace comme blindage contre les neutrons que les matériaux modérateurs de neutrons hien moins lourds. Par exemple pour 5 le blindage centre les V 305 mm d'eau équivalent environ à 25,4 mm de plomb et à 15,2 mm d'uranium, tandis que p~ur le blindage c ntre les neutron^ ces matières ,;nt à peu près la même efficacité. L'invention a pour ibjet un fût de transport ayant un blindage efficace centre les neutrons ainsi qu'un blindage efficace contre les autres 10 types de radiations dangereuses du point de vue biologique. Ce résultat est obtenu conformément à l'invention en utilisant une combinaison efficace d'une matière hydrogénée pour modérer les neutrons et d'une matière de densité élevée pour atténuer le rayonnement. Suivant un mode de mise en oeuvre de l'invention, la couche de 15 matières hydrogénés entoure la matière radio-active et la matière hydrogénée est à son tour entourée par une couche d'une matière d'une densité élevée. Suivant un autre mede de mise en oeuvre de l'invention, les positions de la matière hydrogénée et de la matière dense sont inverses. Suivant un troisième mode de mise en oeuvre de l;invention, des 20 couches alternées de matière hydrogénée et de matière de grande densité entourent la matière radio-active, Suivant un mode de mise en oeuvre préféré de l'invention, l'uranium épuisé est utilisé comme matière de blindage de grande densité et de l'eau est utilisée comme matière hydrogénée, 25 Les -caractéristiques de l'invention ressortiront plus particuliè rement de la description suivante, donnée à titre d'exemple et faite, en se référant aux dessins annexés, sur lesquels - la figure 1 est une vue en élévation latérale d'un fût de transport selon un mode de mise en oeuvre de l'invention, 30 - la figure 2a est une ccupe longitudinale d'un fût de transport selon un mode de mise en oeuvre de l'invention, la figure 2b est une coupe suivant la ligne 2b-2b de la figure 2a, la figure 3 est une coupe longitudinale d'une partie d'un fût montrant la construction du blindage de grande densités 35 la figure 4a est une coupe longitudinale d'un fût de transport suivant un autre mode de mise en oeuvre de l'invention, = - la figure 5a est une coupe longitudinale d'un fût de transport selon un autre mode de mise en oeuvre de 1'invention3 70 29734 4 2058280 - la figure 5b est une coupe suivant la ligne 5b-5b de la figure 5a, - la figure 6 représente graphiquement l'augmentation de l'émission de neutrons par le combustible usé d'un réacteur nucléaire en fonction de l'augmentation de l'exposition, et 5 - la figure 7 représente graphiquement l'efficacité pour le blindage des combinaisons d'eau et d'uranium. La figure 1 représente la forme extérieure d'un fût de transport 10. Ce fût comporte un corps long 11, une partie d'extrémité 12, un couvercle amovible 13 à l'extrémité opposée et deux couvercles pour soupapes 1& et 16 qui couvrent 10 des soupapes de sûreté et de vidange (de la façon représentée sur la figure 2) Les surfaces extérieures du fût sont munies d'ailettes de refroidissement 17. On système de soufflantes et de conduits d'air (non représenté) peut être utilisé de la façon décrite dans la demande de brevet des Etats-Unis d'Amérique n° 793 670 précitée, pour améliorer le refroidissement du fût en faisant 15 circuler de l'air autour des ailettes 17. Les ailettes 17 sont, de préférence, relativement robustes pour assurer aussi une protection contre les chocs, Plusieurs brides 18 sont fixées sur les côtés du fût et comportent des tourillons, des oreilles ou des éléments analogues pour le levage et la manutention du fût. Les figures 2a et 2b représentent un fût 10a suivant un premier mode 20 de mise en oeuvre de l'invention. Le système de blindage contre les radiations comporte une couche de matière hydrogénée telle que de l'eau entourant la matière radio-active pour modérer les neutrons émis, et cette matière hydrogénée est à son tour entourée par un blindage contre les radiations en matière de grande densité, telle que du plomb, du tungstène ou de préférence de l'ura-25 nium épuisé. Ainsi que le montre la figure 2b, le fût 10a est prévu pour le transport de plusieurs éléments ou ensembles combustibles 21 contenant du combustible nucléaire usé, Les ensembles combustibles 21 sont supportés par un panier 22 ayant une section transversale semblable à celle d'une boîte à 30 oeufs et qui est formé de cloisons s'entrecoupant pour établir un compartiment individuel à extrémités ouvertes pour chaque ensemble combustible 21. Le panier 22 est de préférence en cuivre ou en alliage à base de cuivre pour une bonne conductivité thermique et une résistance convenable à haute température . 35 Le panier 22 est supporté dans le fût par des entretoises 23 qui sont fixées au panier et à la chemise intérieure 24. Les entretoises 23 s.Q&t ariemtée-s faças» quelles os coïncident pas avec les rayons du fût. Cela récitait la fcraasœissiori des radiations à travers les entretoises. 70 29734 5 2058280 La chemise intérieure 24 est formée pour contenir une matière hydrogénée liquide 26, de préférence de l'eau, dans laquelle le combustible usé est noyé à l'intérieur du compartiment, et elle forme une couche d'une épaisseur d'au moins t^ autour du combustible, Cette eau a deux fonctions 5 importantes, en premier lieu elle modère (ralentit) les neutrons rapides émis par le combustible usé (en capturant aussi une partie des neutrons) pour réduire l'énergie du rayonnement de neutrons. En second lieu l'eau sert comme milieu de transfert de la chaleur résultant de la désintégration du combustible usé à la chemise intérieure 24. lo La chemise intérieure 24 est entourée par une couche de blindage 27 en matière de grande densité, de préférence de l'uranium épuisé, cette couche ayant une épaisseur Cette couche d'uranium épuisé sert comme blindage contre les radiations en atténuant les rayons *y et en modérant et en capturant de façon supplémentaire les neutrons. L'uranium est préférable au plomb dans ce but, parce qu'il assure un blindage plus efficace par unité de poids et en raison de sa température de fusion plus élevée et de sa plus grande résistance mécanique. En raison de son poids important, la couche d'uranium 27 peut être formée d'un certain nombre de segments annulaires à extrémités étagées de la façon représentée sur la figure 3. L'emboîtement des extrémités 20 étagées assure un interverrouillage des segments alignés et empêche l'existence de trajets non blindés entre les segments, Une enveloppe extérieure à ailettes 28 entoure la couche de blindage 27, cette enveloppe étant Le couvercle 13, qui comporte de la matière de blindage 27, est fixé de façon amovible au corps 11 par un dispositif à brides et boulons (figure 2a). Un joint d'étanchéité 29 est placé entre les brides du corps et 30 du couvercle. Le couvercle 13 comporte une partie 31 formant un rebord pénétrant dans l'entrée du corps pour établir un recouvrement afin de blinder la séparation entre le couvercle 13 et le corps 11. Le couvercle ou capot 14 recouvre une soupape de décompression automatique 32 qui fait communiquer l'intérieur du fût avec l'air libre 35 en cas de pression intérieure excessive. Le capot 14 recouvre aussi une première soupape à commande manuelle 33. Les soupapes 32 et 33 communiquent avec l'intérieur du fût par un conduit 34 représenté en tirets. Le couvercle ou capot 16 recouvre une seconde soupape à commande manuelle 36 qui communique avec l'intérieur du fût par un conduit 37 représenté 70 29734 2058280 6 schématiquement en tirets. Les soupapes 33 et 36 sont utilisées pour l'in= troduction et la vidange de la matière hydrogsise liquidé.. Par exemple le liquide peut Être vidangé à travers la soupape 36 en envoyant un gaz sous pression à travers la soupape 33. 5 Les figures 4_a et 4b représentent un fût de transport selon un autre mode de mise en oeuvre de l'invention. Suivant ce mode de réalisation, les positions de la matière, hydrogénée £ de la matière de blindage de grande densité sont inversées. Autrement dit., la matière radio-active est entourée par une couche de matière de blindage de grande densité qui â son tour est 10 entourée par une couche de matière hydrogénée. Les ensembles combustibles à transporter sont placés dans des cavités appropriées d'un panier 42. Le panier 42 peut être un élément plein en dehors de ces cavités ou bien peut être formé par exemple d'éléments entrecroisés. Dans les deux cas, les intervalles et les ensembles d'éléments combus-15. tibles peuvent être remplis de liquide pour améliorer le transfert de la chaleur à partir du combustible usé. (Pour faciliter la construction, le blindage 47 peut être une structure stratifiée formée de plusieurs cylindres concentriques . La formation de cylindres stratifiés en uranium métallique est décrite, par exemple par 20 C.W. Loveland et al dans le compte-rendu de Recherches et de Développement de la Commission de l'Energie Atomique (AEC) des Etats-Unis d'Amérique n°KY-550s sous le titre Démonstration Fuel Element Shipping Cask from Laminated Uranium Métal, Avril 1969). Le panier 42 est entouré par la couche de blindage 47 en matière 25 de grande densité, de préférence d'uranium épuisé. La couche 46 peut être en matière hydrogénée liquide telle que l'eau ou une solution d'un composé du bore dans de'l'eau. La couche 46 peut être aussi une matière hydrogénée à l'état solide telle que l'hydrure de zirconium. Quand la couche 46 est un liquide, la couche de blindage de grande densité 47 et le panier 42 contenu 30 dans cette couche de blindage sont supportés dans le fût par des entretoises 43 fixées à la couche 47 et-à l'enveloppe extérieure à ailettes 48. Quand la couche hydrogénée 46 est de l'eau, il peut être désirable d'établir une circulation de l'eau entre la couche 46 et le panier 42 rempli d'eau, par exemple à travers plusieurs conduits 45. Cependant, la couche 46 35 peut former un récipient séparé en utilisant des couvercles pour le panier 42 et des systèmes séparés de remplissage, de vidange et de décompression (non représentés). 70 29734 7 2058280 Les figures 5^ et 5t) représentent un fût suivant un troisième mode de mise en oeuvre de l'invention. Dans ce cas, il existe des couches alternées de matière hydrogénée et de matière de grande densité pour augmenter l'efficacité de blindage. Un panier 52 prévu pour contenir les ensembles d'éléments combus-tibles usés est supporté à une certaine distance par une première couche intérieure de matière de blindage de grande densité 57, par exemple par les entre» toises 53, Les ensembles d'éléments combustibles et l'espace entre le panier 52 et la couche 57 sont remplis par exemple d'eau pour former une première couche de matière hydrogénée 56. La couche intérieure de matière de blindage de grande densité 57 est espacée d'une couche extérieure de matière de blindage de grande densité 57' et l'intervalle entre les deux est rempli de matière hydrogénée pour former une seconde couche hydrogénée 56'. Des entretoises 53' sont nécessaires si la couche 56' n'est pas une matière à l'état solide. La couche extérieure de grande densité 57' est entourée par l'enveloppe extérieure à ailettes 58. Des passages 55 peuvent être prévus pour permettre la circulation de la matière hydrogénée liquide. Comme il a été mentionné ci-dessus, les dimensions et le poids d'un fût de transport sont limités par des considérations pratiques relatives à la capacité de l'équipement de manutention et de transport. Il est par suite désirable d'augmenter au maximum la charge utile, c'est-à-dire la quantité de combustible usé pouvant être contenu dans le fluide, en tenant compte qu'il est nécessaire d'éviter une quantité et une configuration critiques. Il est désirable aussi -de réduire au minimum le prix de revient du fût pour réduire au minimum les frais résultant de l'utilisation du fût. Par suite, un but est d'obtenir un fût contenant le maximum de charge utile au prix de revient le plus faible afin de réduire au minimum le prix du transport du combustible usé. Comme le poids de la matière de blindage de grande densité constitue une partie substantielle du poids total du fût, il est désirable de réduire au minimum la quantité de matière de blindage de grande densité, dans la mesure compatible avec la nécessité d'une intégrité structurale et d'un trans-fert de chaleur appropriés. En plus, des considérations relatives à l'intégrité structurale et au transfert convenable de la chaleur, il est désirable de choisir des épaisseurs optimales pour la matière de blindage de grande densité et la matière hydrogénée. Ce choix est effectué par des essais empiriques. Un procédé convenable est indiqué ci-après dans ce but. 70 29734 S 2058280 1. Le type et la quantité de combustible usé ainsi que sa disposition dans le fût sont déterminés en tenant compte des conditions de criticalité, et les intensité des radiations de neutrons et des radiations sont déterminéess Les radiations de neutrons et les radiations y dans un cas donné sont: fonction de nombreux facteurs parmi lesquels l'enrichissement du combustible, l'histoire de l'exposition du combustible, la puissance spécifique,, le temps de refroidissement, la construction des éléments combustibles., le type de combustible et la quantité et la disposition du combustible dans le fût (effet d'auto-blindage). Il est admis que les facteurs des sources de neutrons et de rayons *y peuvent être déterminés par des moyens connus. 2. Les matières de blindage et leurs configurations particulières sont choisies en fonction des résultats obtenus en 1 (pour simplifier la discussion, il sera supposé ci-après que l'uranium est utilisé comme matière de blindage de grande densité et l'eau comme matière hydrogénée, mais à l'exception de la condition accidentelle hypothétique indiquée ci-après, ce processus convient aussi pour d'autres matières). 3. Les limites des taux de doses de radiations sont déterminées. Ces limites sont données par les règlements gouvernementaux, par exemple, 10 mrem/h à 1,83m de la surface exposée la plus voisine dans des conditions normales et 1 000 mrem/h à 0,915m dans des conditions accidentelles hypothétiques. 4. Une forme préliminaire de fûts est ensuite choisie. En plus de la configuration du combustible, cette détermination tient compte de la matière et de la forme du panier ainsi que des matières et des épaisseurs de la chemise et de l'enveloppe extérieure. 5. Un modèle de source définissant la distribution spatiale des radiations à partir du combustible usé est ensuite choisi. 6. Comme premier point de référence l'épaisseur d'uranium nécessaire pour réduire le taux des doses rayons Y à 50% de la limite admissible pour le taux normal de doses de radiations totales est déterminée . Les caractéristiques d'atténuation des rayons Y pour l'uranium sont données, par exemple, par Jerome E. Dummer, Jr, General Handbook for Radiation Monitoring. LA-L835 (3ème édition) U.S. Government Printing Office 1959. 7. Un second point de référence est déterminé en utilisant.l'épaisseur d'uranium obtenue en 6 et en utilisant une théorie connue de transport des neutrons pour déterminer l'épaisseur d'eau qui en combinaison avec l'épaisseur d'uranium obtenue en 6, réduit la dose de radiations par les neutrons à 50% de la limite admissible de. dose de radiations totales normales. 70 29734 9 2058280 8. Les épaisseurs d'eau et d'uranium déterminées en 6 et 7 sont ensuite modifiées par accroissements définis pour une détermination empirique des épaisseurs optimales. Il existe six possibilités pour faire varier les épaisseurs: 5 (a) remplacement d'une épaisseur d'uranium par une épaisseur d'eau, (b) diminution de l'épaisseur d'uranium sans changer l'épaisseur 10 (e) remplacement d'une épaisseur d'eau par une épaisseur d'uranium, (f) augmentation de l'épaisseur d'uranium sans changer l'épaisseur 15 d'eau. 9. Les taux de doses de neutrons et de rayons 10, Pour chaque jeu d'épaisseurs d'eau et d'uranium, les taux de doses de neutrons et de rayons "Y sont calculés en supposant une condition 20 accidentelle pour laquelle toute l'eau disparait par cavitation, La somme de ces taux ne doit pas dépasser la limite des taux de doses totales accidentelles hypothétiques. Les jeux de valeurs ne répondant pas à cette condition accidentelle hypothétique sont rejetés. Si tous les jeux d'épaisseurs ne répondent pas à cette condition, 25 l'épaisseur d'uranium doit être augmentée pour réduire le taux de doses accidentelles hypothétiques à une valeur inférieure à la limite. Il sera noté que si une matière hydrogénée à l'état solide est utilisée à la place d'un liquide, 1'hypothèse da perte de cette matière dans le cas d'une condition accidentelle hypothétique peut ne pas être nécessaire, 30 et par suite les considérations données en 10 n'ont pas à être utilisées. Dans ce cas, il suffit d'établir les caractéristiques pour les limites les plus satisfaisantes. Finalement, le jeu d'épaisseurs correspondant à l'épaisseur la plus faible d'uranium est choisi. 35 Les épaisseurs optimales d'eau et d'uranium permettent ainsi d'obtenir un fût assurant le blindage nécessaire pour les rayons y et les neutrons avec le poids total le plus faible de matière de blindage, pour la configuration choisie. 70 29734 10 2058230 L'invention est illustrée plus particulièrement par les exemples suivants. EXEMPLES La figure 6 montre la nécessité d'un blindage spécial contre 5 les neutrons pour du combustible usé caractérisé par une combustion massique élevée, La figure 6 représente une courbe de l'intensité de la source des neutrons en neutrons par seconde par gramme d'uranium en fonction de l'exposition en gigawattjours par mégatonne illustrant une augmentation typique du taux d'émission de neutrons par le combustible usé en cas d'expoation prolon-10 gée, La figure 7 illustre l'efficacité d'atténuation typique des combinaisons d'eau et d'uranium de blindage dans un fût pour le transport du combustible usé selon l'invention, La figure 7 illustre l'efficacité d'atténuation typique de 15 combinaisons d'eau et d'uranium de blindage dans un fût pour le transport de combustible usé selon l'invention, La famille de courbes 71-1, 71-2 et 71-3 montre la variation des taux de doses totales de rayons Y et de neutrons en fonction de la variationcfe l'épaisseur de l'eau en combinaison avec une épaisseur donnée d'uranium. La famille de courbes 72-1, 72-2 et 72-3 illustre 20 la variation des taux de doses totales de rayons y et de neutrons en fonction de la variation de l'épaisseur d'uranium pour une épaisseur donnée d'eau. Des caractéristiques convenables d'un fût selon le mode de mise en oeuvre représenté sur les figures 2a_ et 2b pour le transport de combustible usé d'un réacteur nucléaire ayant subi une exposition de l'ordre de 25 35 000 MWj/Mt sont données ci-après à titre d'exemple. Longueur extérieure du fût Diamètre extérieur du fût Capacité de charge utile soit 30 Puissance de la source de radiations: Y (puissance spécifique) neutrons Limites nominales des taux de doses; conditions normales 35 conditions accidentelles hypothétiques 1 000 mrem/h à 0,915 m Panier en cuivre d'une épaisseur 25,4 mm environ Epaisseur du blindage hydrogéné (eau) 127 mm 5,5 m environ 1,52m environ • 9 x 10"* cm? 2 000 kg d!uranium 40 kW/kgU 2 x 10^ n/s 10 mrem/h à 1,83 m 70 29734 2053230 Epaisseur de la chemise intérieure en acier inoxydable Epaisseur du blindage de grande densité (uranium épuisé) Epaisseur de l'enveloppe extérieure (acier inoxydable) 12s 7 mm environ 101,6 mm 38 mm environ 65 tonnes environ Poids total du fût Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative, et l'invention peut être mise en oeuvre suivant d'autres variantes, sans que l'on. sorte de son cadre. 70 29734 12 2053220 R E_V ENDICATI OJï S 1 Fût pour le transport de combustible usé ayant subi une exposition élevée dans an réacteur nucléaire caractérisé par un corps creux 5 long, un support à l'intérieur de ce corps pour recevoir et supporter le combustible et un système de blindage contre les radiations entourant le combustible et comportant de l'uranium combustible d'une épaisseur d 2, Fût selon la revendication 1 caractérisé en ce que la 10 surface extérieure du corps du fût comporte des ailettes pour la dissipation de la chaleur et pour absorber les chocs 3, Fût selon l'une des revendications 1 et 2 caractérisé en ce que l'uranium entoure l'eau, 4, Fût selon l'une des revendications 1 et 2 caractérisé 15 en ce que l'eau entoure l'uranium. 5, Fût selon l'une des revendications 1 et 2 caractérisé en ce qu'au moins une partie de l'eau est contenue entre deux couches d'uranium . 6, Fût selon l'une des revendications 1 et 2 caractérisé en 20 ce que le système de blindage comprend des couches alternées d'eau et d'uranium. 7, Fût selon l'une des revendications 1 à 6 caractérisé par une soupape de décompression pour permettre l'échappement à l'air libre en cas de pression intérieure supérieure à une pression prédéterminée. 25 8. Fût selon l'une des revendications 1 à 7 caractérisé par un système de soupapes et de conduits pour l'introduction de l'eau dans le fût et pour la vidange de l'eau du fût 9. Fût pour le transport de combustible usé ayant subi une exposition élevée dans un réacteur nucléaire caractérisé par un corps creux 30 longj un support à l'intérieur de ce corps pour recevoir et supporter le combustible, et un système de blindage contre les radiations entourant le combustible et comportant une matière de grande densité d'une épaisseur de 75 à 205 mm et une matière hydrogénée d'une épaisseur de 50 à 250 mm. 10. Fût selon la revendication 9 caractérisé en ce que la 35 matière de grande densité entoure la matière hydrogénée. 11. Fût selon la revendication 9 caractérisé en ce que la matière hydrogénée entoure la matière de grande densité. 70 29734 13 2058280 12. Fût selon la revendication 9 caractérisé en ce qu'au moins-une partie de la matière hydrogénée est contenue entre des couches de matière, de grande densité 13 Fût selon la revendication 9 caractérisé en ce que le 5 système de blindage comprend des couches alternées de matière de grande densité et de matière hydrogénée. 14. Fût selon l'une des revendications 9 à 13 caractérisé en ce que la densité de la matière de grande densité est au moins de six grammes par centimètre cube. 16. Fût selon l'une des revendications 9 à 15 caractérisé en ce que la densité en hydrogène de la matière hydrogénée est égale au moins à la moitié de celle de l'eau légère. 15 17. Fût selon la revendication 16 caractérisé en ce que la matière hydrogénée est de l'eau. 18, récipient pour le transport de matières radioactives émettant des radiations ayant des effets biologiques, parmi lesquelles des rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creux long, la 20 surface extérieure de ce corps comportant des ailettes pour la dissipation de la chaleur et l'absorption des chocs, un blindage contre les radiations formé par une couche d'uranium à l'intérieur du corps, cet uranium étant en contact avec la surface intérieure du corps pour la conduction de la chaleur de l'uranium au cç>rps3 un panier à l'intérieur du corps pour supporter la 25 matière radio-active, ce panier étant espacé de la couche d'uranium,, et de l'eau entourant la matière radio-active et remplissant l'espace compris entre le panier et l'uranium pour modérer les neutrons émis par le combustible et pour transmettre la chaleur du combustible à l'uranium. 19. Récipient selon la revendication 18 caractérisé en ce 30 que le panier est formé d'une matière ayant une conductivité thermique d'au 2 moins 600 cal/cm cm,h.°C! 20. Récipient selon la revendication 19 caractérisé en ce que le panier est en cuivre, 21, Récipient pour le transport de matières radioactives 35 émettant des radiations ayant des effets biologiques parmi lesquelles des rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creux long, la surface extérieure de ce corps comportant des ailettes pour la dissipation de la 70 29734 2058280 chaleur et l'absorption des chocs, un panier à l'intérieur du corps pour supporter la matière radioactive; un blindage cantre les radiations formé par une couche d'uranium entourant le panier, l'uranium étant supporté espacé du corps, et de l'eau remplissant l'espace compris entre l'uranium 5 et le corps. 22. Récipient pour le transport de matières radioactives émettant des radiations ayant des effets biologiques parmi lesquelles des rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creux long, la surface extérieure de ce corps comportant des ailettes pour la dissipation de la chaleur et 10 l'absorption des chocs, un panier en position sensiblement centrale à l'intérieur du corps pour supporter la matière radioactive, une première couche d'uranium à l'intérieur du corps, cette première couche étant en contact avec la surface intérieure du corps, au moins une seconde couche d'ura-, nium espacée de la première couche et du panier, et de l'eau entourant la 15 matière radioactive et remplissant les espaces compris entre le panier et la seconde couche d'uranium et entre la première et la seconde couche d'uranium. 23, Récipient pour le transport de matière radioactives émettant des radiations ayant des effets biologiques, parmi lesquelles des 20 rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creux long, un panier à „ l'intérieur de ce corps pour supporter la matière radioactive, et un système de blindage contre les radiations comportant les couches alternées de matière de grande densité et de matière hydrogénée entourant le panier et supporté à l'intérieur du corps. 25 24. Récipient pour le transport des matières radio-actives émettant des radiations ayant des effets biologiques parmi lesquelles des rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creux long, un dispositif support à l'intérieur du corps pour supporter la matière radioactive et, une structure de blindage contre les radiations à l'intérieur du corps 30 pour réduire les radiations ayant des effets biologiques émises par la matière radio-active à une première limite spécifiée dans des conditions normales et à une seconde limite spécifiée supérieure à la première limite spécifiée dans des conditions accidentelles hypotétiques, cette structure de blindage comportant une première barrière contre les radiations en 35 matière d'une grande densité entourant la matière radio-active, la quantité de cette matière de grande densité étant suffisante pour réduire les radiations totales ayant des effets biologiques émises par la matière radio-active 70 29734 15 2058280 au moins jusqu'à la seconde limite et une seconde barrière contre les radiations en matière hydrogénée entourant la matière radioactive, la quantité de cette matière hydrogénée étant suffisante en combinaison avec la matière de grande densité pour réduire les radiations totales ayant des 5 effets biologiques au moins jusqu'à la première limite 25. Récipient selon la revendication 24 caractérisé en ce que . la matière de grande densité esc de l'uranium. 26 Récipient selon l'une des revendications 24 et 25 caractérisé en ce que la matière hydrogénée est de l'eau, 10 27. Récipient pour le transport des matières radio-actives émettant des radiations ayant des effets biologiques, parmi lesquelles des rayons y et des neutrons, caractérisé par un corps creax long, un dispositif support à l'intérieur du corps pour supporter la matière radio-active5 et une structure de blindage entourant la matière radio-active e£ comprenant 15 une combinaison de matière hydrogénée pour modérer les neutrons et de matière d'une grande densité pour atténuer les radiations, la quantité de matière hydrogénée étant suffisante pour réduire le taux de doses de neutrons au moins de dix fois et la combinaison de la matière hydrogénée et de la matière de grande densité assurant une réduction des taux des doses des radiations ayant 12 20 des effets biologiques au moins de 10 fois. 28. Récipient selon la revendication 27 caractérisé en ce que la matière de grande densité est de 1"uranium, et la matière hydrogénée . est de l'eau. 29, Récipient pour le transport des matières radio-actives 25 caractérisé par un corps creux long, un dispositif support à l'intérieur du corps pour supporter le combustible; une matière hydrogénée ayant une épaisseur efficace d'au moins 50 mm à l'intérieur du corps et entourant le combustible pour assurer une modération substantielle des neutrocs, et une matière ayant un nombre de masse élevé et entourant le combustible pcar 30 provoquer une atténuation substantielle des radiations 30 Récipient selon la revendication 29 caractérisé en ce que la matière hydrogénée est un nydrure d'un métal 31= Récipient selon la revendication 29 caractérisé en ce que la matière hydrogénée est un liquide en contact avec la matière radio-35 active et assure l'évacuation de la chaleur à partir de cette matière, 32 Récipient selon la revendication 31 caractérisé en ce que le dispositif est de l'eau. 70 29734 2058280 33. Récipient selon l'une des revendications 29 à 32 caractérisé en ce que la matière à nombre de masse élevé est de l'uranium, 34', Système de blindage contre les radiations pour un récipient pour le transport de matière radio-actives caractérisé par un premier blindage contre les radiations en uranium d'une épaisseur de 75 à 205 mm et un second lindage contre les radiations en matière hydrogénée d'une épaisseur de 50 à 250 mm, 35. Système de blindage selon la revendication 34 caractérisé en ce que la matière hydrogénée est de l!eau.