DE3403599A1 - Verfahren zum transportieren, zwischenlagern und endlagern von abgebrannten brennelementen, behaeltersystem zur durchfuehrung dieses verfahrens sowie herstellung eines behaelters fuer den transport und/oder lagerung von abgebrannten brennelementen - Google Patents

Description

Anton J. Vox, 7302 Ostfildern 1 - Ruit

Verfahren zum Transportieren, Zwischenlagern und Endlagern von abgebrannten Brennelementen, Behältersystem zur Durchführung dieses Verfahrens sowie Herstellung eines Behälters für den Transport und/oder die Lagerung von abgebrannten Brennelementen

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Transportieren, Zwischen· lagern und Endlagern in einem Salzstock von abgebrannten Brennelementen eines Kernkraftwerks mit Hilfe eines Behältersystems.

Eine Aufgabe der Erfindung ist es, ein derartiges Verfahren zu schaffen, das ohne Vernachlässigung der Sicherheitsbestimmungen nur ein mit möglichst wenig Kosten verbundenes Behältersystem erfordert.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß im Kernkraftwerk ein die radioaktive Strahlung während des Transports zum Zwischenlager und der Zwischenlagerung abschirmender

und die von den Brennelementen abgegebene Wärme gut ableitender Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter sowie ein in diesen passender Innenbehälter bereitgestellt werden, daß man die Brennelemente in den Innenbehälter einsetzt und die aus den beiden ineinander gestellten Behältern bestehende Behälteranordnung zum Zwischenlager transportiert und dort bis zum genügend weiten Abklingen der radioaktiven Strahlung und der Wärmeabgabe der Brennelemente zwischenlagert, wonach der Innenbehälter entnommen und entweder, ist er gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfest, unmittelbar oder in einem gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfesten Endlagerbehälter, in den er im Zwischenlager umgesetzt worden ist, zur Endlagerstätte gebracht und endgelagert wird.

Behälter zum Transportieren von frisch aus dem Kernkraftwerk entnommenen Brennelementen sind sehr teuer, da sie neben einer sehr großen Stabilität Gewähr dafür bieten müssen, daß die noch verhältnismäßig starke Strahlung abgeschirmt und außerdem die großen Wärmemengen nach außen abgeführt werden, die von den Brennelementen entwickelt werden. Es wäre deshalb ein enormer Aufwand, würde man die Brennelemente in diesen Transportbehältern endlagern. Dazuhin würde bei den üblichen, im wesentlichen aus Gußstahl bestehenden Behältern die Gefahr bestehen, daß das Behältermaterial im Salzstock, wo die Endlagerung erfolgen soll, von der dortigen Atmosphäre angegriffen wird und korrodiert. Dabei ist zu berücksichtigen, daß auch sehr langsam ablaufende Korrosionserscheinungen in Betracht zu ziehen sind, da ja die Brennelemente sozusagen auf ewig endgelagert werden müssen.

Demgegenüber kann bei dem erfindungsgemäßen Verfahren der Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter nach der Zwischenlagerung wieder verwendet werden. Nach einer Zwischenlagerung in der Größenordnung von ca. 10 Jahren sind die radioaktiven Strahlen und hierbei vor allem die Gamma-Strahlung sowie die Wärmeabgabe derart weit abgeklungen, daß man für die weitere Lagerung den aufwendig ausgelegten Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter nicht mehr benötigt und den die Brennelemente enthaltenden Innenbehälter entnehmen und in den Endlagerbehälter umsetzen kann, der dann seinerseits in die Endlagerstelle, also in einen Salzstock, gebracht wird. Hierbei können der Innenbehälter und der Endlagerbehälter einfachster Bauart sein, da bereits z. B. ein einfacher Stahlmantel zur Abfuhr der Restwärme und zur Abschirmung der noch nicht so weit abgeklungenen Neutronenstrahlung ausreicht. Da der Endlagerbehälter korrosionsfest gemacht worden ist, ist die aus dem Innenbehälter und dem Endlagerbehälter bestehende Anordnung gegen chemische Einflüsse im Salzstock resistent.

Wie erwähnt ist es auch möglich, unter Wegfall des Endlagerbehälters den Innenbehälter nach der Zwischenlagerzeit aus dem Transport- und Zwischenlagerbehälter zu entnehmen und unmittelbar endzulagern, wenn man ihn korrosionsfest ausbildet. Zweckmäßiger ist jedoch die Verwendung des korrosionsfesten Endlagerbehälters, da man sonst durch die korrosionsfeste Ausbildung des Innenbehälters die Wärmeabfuhr während der Zwischenlagerung, die ja über die Wandung des Innenbehälters zur Wandung des Transport- und Zwischenlagerbehälters erfolgt, evtl. behindern würde. Falls jedoch ein geeignetes Material für den BEhälterbau ver-

wendet wird, das einerseits korrosionsfest ist und andererseits die Wärmeabfuhr nicht nennenswert beeinträchtigt, wäre das Weglassen des gesonderten Endlagerbehälters vorzuziehen.

Das Entnehmen des Innenbehälters bzw. das Umsetzen des Innenbehälters aus dem Transport- und Zwischenlagerbehälter in den Endlagerbehälter ist mit wenig Aufwand verbunden, da die Brennelemente hierbei dicht verschlossen gemeinsam im Innenbehälter verbleiben.

Die Erfindung betrifft ferner ein Behältersystem zur Durchführung dieses Verfahrens. Dieses BEhältersystem ist dadurch gekennzeichnet, daß es einen Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter, der einen solchen Aufbau besitzt und aus solchem Material besteht, daß er die von den Brennelementen ausgehende radioaktive Strahlung und Wärme abschirmt bzw. nach außen ableitet, sowie einen in den Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter einsetzbaren und aus diesem entnehmbaren Innenbehälter enthält, wobei entweder der Innenbehälter oder ein diesen nach der Zwischenlagerung aufnehmender Endlagerbehälter mindestens an der Oberfläche aus einem gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfesten Material besteht.

Hierbei kann vorgesehen sein, daß der zweckmäßigerweise aus Stahl bestehende Innenbehälter oder der ebenfalls zweckmäßigerweise aus Stahl bestehende Endlagerbehälter mindestens außenseitig mit einer Glas- oder Kunststoff-Faserschicht beschichtet ist. Diese Schicht schützt das eigentliche BEhältermaterial im Salzstock gegen Korrosion.

Die Erfindung bezieht sich schließlich noch auf die Herstellung eines Behälters für den Transport und/oder die Lagerung von abgebrannten Brennelementen unter Verwendung eines radioaktive Strahlen abschirmenden und gute Wärmeleiteigenschaften aufweisenden Behältermantelmaterials, insbesondere zur Herstellung des oben genannten Behältersystems. Erfindungsgemäß ist vorgesehen, daß dieses Material eine hydraulisch abbindende Trockenmasse ist, die aus nicht korrodierenden, insbesondere aus gegen die in zur Endlagerung dienenden Salzstöcken auftretenden sauren Dämpfe und Lösungen beständigen Bestandteilen besteht.

Zweckmäßigerweise ist hierbei vorgesehen, daß das Material überwiegend steinartig ist, insbesondere von Granitteilchen gebildet wird. Diese- TEilchen sind säurefest, geben dem Behältermantel die erforderliche Stabilität und schirmen auch die radioaktive Strahlung gut ab.

Ferner kann das Material zweckmäßigerweise Kohlenstoff-Fasern enthalten, die ebenfalls die Festigkeit des Behältermantels begünstigen und außerdem für eine gute Wärmeableitung sorgen.

Auch Glasteilchen können in dem Material enthalten sein. Der Schmelzpunkt dieser Glasteilchen - z. B. Glasperlen, Glassplitter oder Glasfasern - liegt etwa bei 600° C. und somit niedriger als die Temperatur, gegen die Transport- und Lagerbehälter gemäß den geltenden Bestimmungen beständig sein müssen. Sollte nun wider Erwarten, jedoch in zulässigem Rahmen, die Temperatur auf über 600° C. ansteigen, schmelzen die Glasteilchen auf, was den Vorteil mit sich bringt, daß evtl. in der abgebundenen Masse

vorhandene Reste sozusagen verklebt werden.

Des weiteren kann das Material Teilchen aus Neutronen besonders gut absorbierendem Material, insbesondere aus Kunststoff, enthalten.

Als Bindemittel, also als die Matrix der die genannten Bestandteile als Zjschlagstoffe enthaltenden abgebundenen Masse kann man zweckmäßigerweise säurefesten Zement verwenden.

Ein aus diesem Material hergestellter Behälter schirmt bei entsprechender Wanddicke die radioaktive Strahlung ab und ist in hohem Maße wärmeleitfähig, so daß es für einen frisch aus dem Kernkraftwerk entnommene Brennelemente enthaltenden Transportbehälter bestens geeignet ist. Diese Behälter ist jedoch darüber hinaus auch gegen die in einem Salzstock herrschenden Bedingungen resistent, so daß man einen solchen Behälter sowohl für den Transport als auch für die Zwischenlagerung als auch für die Endlagerung benutzen kann. Da die genannte Masse verhältnismäßig billig ist, so daß die Gestehungskosten des Behälters auf jeden Falle niedriger als die üblicher Transportbehälter sind, würde man somit auch dann noch eine Kostenersparnis erhalten, wenn man den gleichen Behälter, in dem die Brennelemente transportiert und zwischengelagert worden sind, im Salzstock endlagert.

Es versteht sich, daß man bei dem eingangs genannten Verfahren bzw. Behältersystem den Endlagerbehälter oder, läßt

man diesen wegfallen, den Innenbehälter aus diesem Mateiral fertigen kann. Auch der Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter kann hieraus bestehen, wenngleich man für diesen Behälter keine Korrosionsrestistenz gegen Säuren benötigt.

Ausführungsbeispiele der Erfindung und weitere Ausgestaltungen werden nun im einzelnen anhand der Zeichnung beschrieben. Es zeigen jeweils in schematischer Darstellung:

Fig. 1 eine aus dem Innenbehälter und dem Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter bestehende Anordnung im Längsschnitt und

Fig. 2 den im Endlagerbehälter sitzenden Innenbehälter nach dessen Umsetzen aus dem Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter, ebenfalls im Längsschnitt.

Fig. 1 zeigt einen Innenbehälter 1, der in einen Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 eingesetzt ist. Diese beiden Behälter 1, 2 werden im Kernkraftwerk bereitgestellt, wo man die abgebrannten Brennelemente in den Innenbehälter 1 einbringt. Dieser besteht beim Ausführungsbeispiel aus einem einfachen Stahlmantel 3, einem ebenfalls aus Stahl bestehenden Boden 4 sowie aus einer Deckelanordnung, die von mehreren Deckeln, z. B. von einem Innendeckel 5 und einem Außendeckel 6 gebildet werden kann. Der Boden 4 ist mit dem Innenbehältermantel 3 rundum verschweißt. Nach dem Einsetzen der Brennelemente kann auch der auf einem Ringabsatz 7 des Behältermantels 3 aufsitzende Innendeckel 5 mit dem Mantel 3 ver-

schweißt werden, so daß man einen hermetisch abgeschlossenen Innenraum 8 erhält. Der Außendeckel 6 kann aufgeschraubt sein. Die Brennelemente befinden sich innerhalb des Innenbehälters 1 in einem gesonderten Einsatzkörper, der am einen Ende eine Platte 9 besitzt, die eine der Anzahl der Brennelemente entsprechende Anzahl von Durchbrechungen 10 aufweist. An den Stellen der Durchbrechungen 10 sind mit der Platte 9 Einsatzrohre 11 fest verbunden, die rechtwinkelig zur Platte parallel zur Behälterachse nach unten verlaufen und jeweils einen Schacht zum Einstecken eines der Brennelemente bilden. Die Platte 9 sitzt mit ihrem Umfang auf einem weiteren Ringvorsprung 12 des Innenbehältermantels 3 auf und ist mit diesem verschraubt. Um die Einsatzrohre 11 herum kann man ein Wärmeleitmaterial 12 einfüllen, z. B. Graphit, dem man einen Neutronenabsorber, z. B. Bohrcarbid, beimengen kann. Hierzu kann man ohne weiteres pulverförmiges, körniges oder gestückeltes Material benutzen, da der Innenbehälter allseits dicht abgeschlossen ist und nicht wieder geöffnet wird, so daß es sozusagen auf ewig an Ort und Stelle verbleibt. Anstelle von Schüttgut kann man auch eine eingießende aushärtende Masse verwenden, z. B. die später beschriebene hydraulisch abbindende Trockenmasse.

Der Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 weist eben- ' falls einen Mantel 13, einen Boden 14, von dem gegebenenfalls nach unten hin eine Standplatte 15 od. dgl. Standeinrichtung vorstehen kann, sowie einen aufgeschraubten Deckel 16 auf. Dieser Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter ist so ausgebildet, daß er die radioaktive Strahlung der Brenn-

elemente abschirmt und die in seinem Inneren entstehende Wärme nach außen leitet. In Zusammenhang mit dem erfindungsgemäßen Verfahren ist seine hierzu im einzelnen getroffene Ausbildung weniger von Bedeutung. Er kann aus einer hydraulisch abgebundenen Trockenmasse 17 bestehen, zweckmäßigerweise wie sie noch beschrieben werden wird, die zwischen einer Stahlaußenhaut 18 und einer Stahlinnenhaut 19 enthalten ist und den von diesen gebildeten Ringraum ausfüllt. Der Mantel 13 kann außerdem von gestrichelt angedeuteten Konvektionskanälen 20 durchzogen sein, die über den Umfang verteilt sind und durch den Boden 14 und den Deckel 16 ins Freie münden können. Auch ein radiales Ausmünden oben und unten ist möglich. Bei der aufrecht stehenden Behälteranordnung ergibt sich in den Konvektionskanälen 20 eine Kaminwirkung, so daß unten kalte Umluft eintritt, die im Behältermantel 13 Wärme aufnimmt und oben wieder austritt. Diese Konvektionskanäle 20 stellen somit eine zusätzliche Kühlung dar.

Zwischen dem Innenbehälter 1 und dem Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 ist ein Ringspalt 21 vorhanden, den man ebenfalls mit einem Wärmeleitmaterial 22, z. B. Graphit, ausfüllen kann. Da dieser Ringspalt 21 vom Inneren des Innenbehälters 1 dicht abgetrennt ist, so daß das Wärmeleitmaterial 22 nicht radioaktiv verseucht werden kann, fällt das Wärmeleitmaterial 22 bei der späteren Entnahme des Innenbehälters nicht als radioaktiver Abfall an, so daß es die Handhabung nicht erschwert.

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Die soeben beschriebene Behälteranordnung wird vom Kernkraftwerk zu einer Zwischenlagerstätte gebracht. Nach einigen Jahren, größenordnungsmäßig nach 10 Jahren, sind die Wärmeabgabe der Brennelemente sowie die radioaktive Strahlung, insbesondere die Gammastrahlung, so weit abgeklungen, daß der Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 nicht mehr benötigt wird. Der einfache Stahl-Innenbehälter 1 reicht dann völlig aus, so daß man ihn nach der Abklingzeit entnimmt. Der teure Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 kann dann wieder verwendet werden.

Für die Endlagerung der Brennelemente in einem Salzstock benötigt man allerdings einen Korrosionsschutz. Deshalb ist des weiteren vorgesehen, daß man den aus dem Transport-und Zwischen· lager-Außenbehälter 2 entnommenen Innenbehälter 1 in einen Endlagerbehälter 23 einsetzt (Fig. 2) und in diesem die Endlagerung vornimmt. Dieser Endlagerbehälter 23 ist gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfest. Hierzu kann der Endlagerbehälter 23 einfachster Bauart sein und zweckmäßigerweise aus einem einfachen Stahlmantel 24 und einem Boden 25 und Deckel 26 ebenfalls aus Stahl bestehen, wobei mindestens die Außenseite des Endlagerbehälters 23 mit einer Glas- oder Kunststoff-Faserschicht 27 (dick ausgezogene Linie) beschichtet ist. Auch die Innenseite kann mit einer solchen Schicht versehen sein.

Versuche haben gezeigt, daß die Umwelteinflüsse in einem Salzstock eine solche Schicht nicht angreifen. Bei den Versuchen wurden folgende Prüflösungen verwendet:

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a) 26,5 % MgCl₂
1,5% MgSO₄

4.7 % KCl

gesättigtes NaCl

Rest H₂O

(Versuchstemperatur 100 ° C),

b) 45,0 % MgCl₂
3,4 % MgSO₄

3.8 % KCl
1,1 % NaCl
Rest H₂O
(Versuchstemperatur 150° C).

Wenn man eine entsprechende Beschichtung 27 am Innenbehälter 1 anbringt, kann man diesen nach seiner Entnahme aus dem Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter 2 auch unmittelbar im Salzstock endlagern, so daß der Endlagerbehälter 23 entfällt. Während des Transports und der Zwischenlagerung der in Fig. 1 dargestellten Behälteranordnung könnte eine solche Beschichtung, deren Wandstärke mehrere Zentimeter betragen kann, jedoch die Wärmeabfuhr nach außen behindern.

In Abwandlung des dargestellten Ausführungsbeispiels kann man auch vorsehen, daß man anstelle der Beschichtung 27 den Endlagerbehälter 23 oder den Innenbehälter 1 ganz aus korrosionsfestem Material herstellt. Hierfür eignet sich eine hydraulisch abbindende Trockenmasse, die aus nicht korrodie-

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renden, insbesondere aus gegen die in zur Endlagerung dienenden Salzstöcken auftretenden sauren Dämpfe und Lösungen beständigen Bestandteilen besteht. Eine solche Masse eignet sich dazuhin für die Herstellung jeder Art von in Zusammenhang mit dem Transport und/oder der Lagerung von Brennelementen stehenden Behältern, also auch für die Fertigung beispielsweise eines nur zum Tranport dienenden Behälters oder des Transport- und Zwischenlager-Außenbehälters 2, wenn die in der abgebundenen Masse als Zuschlagstoffe enthaltenen Bestandteile die Wärmeabfuhr gewährleisten und die radioaktive Strahlung abschirmen.

Ein solches Behältermantelmaterial, d. h. die genannte Trokkenmasse, enthält als Zuschlagstoff zweckmäßigerweise überwiegend steinartiges Material, insbesondere Granitteilchen. Man kann beispielsweise der Größenordnung nach 7o % Granitteilchen vorsehen. Diese ergeben eine große Stabilität und schirmen die Strahlung ab.

Vor allem zur guten Wärmeleitung kann man Kohlenstoff-Fasern als weiteren Zuschlagstoff hinzugeben. Diese dienen außerdem zur Erhöhung der Festigkeit.

Als Bindemittel, das die Matrix der abgebundenen Masse bildet, kann man zweckmäßigerweise säurefesten Zement benutzen, z. B. in einer Größenordnung von 10 %.

Ein aus dieser Masse gegossener Behälter ist gegen die oben genannten Prüflösungen resistent. Da das genannte Material»

dem man auch Teilchen aus Neutronen absorbierendem Material, insbesondere aus Kunststoff, beimengen kann oder das auch Bohrcarbid enthalten kann, äußerst stabil ist, radioaktive Strahlung abschirmt , Wärme gut leitet sowie korrosionsfest ist, ist ein aus ihm bestehender Behälter universell verwendbar, d. h. einen so gefertigten Transportbehälter könnte man auch unmittelbar als Endlagerbehälter benutzen. Die Dickwandigkeit des Transportbehälters würde man zwar nach einer Abklingzeit von einigen Jahren für die Endlagerung nicht mehr benötigen, diese Endlagerung wäre jedoch immer noch billiger - die Gestehungskosten für das genannte Behältermaterial sind verhältnismäßig gering - als die Endlagerung mittels herkömmlicher Transportbehälter.

Es versteht sich, daß im Falle eines nicht zur Endlagerung verwendeten Behälters, z. B. im Falle des dargestellten Transport- und Zwischenlager-Außenbehälters die abgebundene Masse nicht die Behälteraußenseite bilden muß sondern zwischen eine Innenhaut und eine Außenhaut eingegossen sein kann, wie es Fig. 1 für den Behälter 2 zeigt.

Das genannte Behältermantelmaterial kann außerdem noch Glasteilchen, z. B. Glasperlen, Glassplitter oder Glasfasern als Zuschlagstoff enthalten. Sollte die Behältertemperatur wider Erwarten über den bei ca. 600 ° C. liegenden Schmelzpunkt dieser Glasteilchen ansteigen, wurden sie evtl. in der abgebundenen Masse enthaltene Risse verkleben. Abschließend sei noch darauf hingewiesen, daß man selbstverständlich auch einen aus dieser oder einer ähnlichen Masse bestehenden Behälter mit

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einer Glas- oder Kunststoff-Faserschicht 27 als zusätzlichen Korrosionsschutz beschichten kann.

Claims (9)

1. 2o. -Januar 1983

   D 9205 - dlsp

   Anton J. Vox, 7302 Ostfildern 1 - Ruit

   Verfahren zum Transportieren, Zwischenlagern und Endlagern von abgebrannten Brennelementen, Behältersystem zur Durchführung dieses Verfahrens sowie Herstellung eines Behälters für den Transport und/oder die Lagerung von abgebrannten Brennelementen

   Ansprüche

   /1/. Verfahren zum Transportieren, Zwischenlagern und Endlagern in einem Salzstock von abgebrannten Brennelementen eines Kernkraftwerks mit Hilfe eines Behältersystems, dadurch gekennzeichnet, daß im Kernkraftwerk ein die radioaktive Strahlung während des Transports zum Zwischenlagern und der Zwischenlagerung abschirmender und die von den Brennelementen abgegebene Wärme gut ableitender Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter (2) sowie ein in diesen passender Innenbehälter (1) bereitgestellt werden, daß man die Brennelemente in den Innenbehälter (1) einsetzt und die aus den beiden ineinander gestellten Behältern (1, 2) bestehende Behälteranordnung zum Zwischenlager transportiert und dort bis zum genügend weiten

   Abklingen der radioaktiven Strahlung und der Wärmeabgabe der Brennelemente zwischenlagert, wonach der Innenbehälter (1) entnommen und entweder, ist er gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfest, unmittelbar oder in einem gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfesten Endlagerbehälter (23), in den er im Zwischenlager umgesetzt worden ist, zur Endlagerstätte gebracht und endgelagert wird.
2. 2. Behältersystem zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß es einen Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter (2), der einen solchen Aufbau besitzt und aus solchem Material besteht, daß er die von den Brennelementen ausgehende radioaktive Strahlung und Wärme abschirmt bzw. nach außen ableitet, sowie einen in den Transport- und Zwischenlager-Außenbehälter (2) einsetzbar und aus diesem entnehmbaren Innenbehälter (1) enthält, wobei entweder der Innenbehälter (1) oder ein diesen nach der Zwischenlagerung aufnehmender Endlagerbehälter (23) mindestens an der Oberfläche aus einem gegen die in einem Salzstock herrschenden Umgebungsbedingungen korrosionsfesten Material besteht.
3. 3. Behältersystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der zweckmäßigerweise aus Stahl bestehende Innenbehälter (1) oder der ebenfalls zweckmäßigerweise aus Stahl bestehende Endlagerbehälter (23) mindestens außenseitig mit einer Glasoder Kunststoff-Faserschicht (27) beschichtet ist.
4. 4. Herstellung eines BEhälters für den Transport und/oder die Lagerung von abgebrannten Brennelementen unter Verwendung eines radioaktive Strahlen abschirmenden und gute Wärmeleiteigenschaften aufweisenden Behältermaterials, insbesondere zur Herstellung des Behältersystems nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Material eine hydraulisch abbindende Trockenmasse ist, die aus nicht korrodierenden, insbesondere aus gegen die in zur Endlagerung dienenden Salzstöcken auftretenden sauren Dämpfe und Lösungen beständigen Bestandteilen besteht.
5. 5. Herstellung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Material überwiegend steinartig ist, insbesondere von Granitteilchen gebildet wird.
6. 6. Herstellung nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Material Kohlenstoff-Fasern enthält.
7. 7. Herstellung nach einem der Ansprüche 4 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß das Material Glasteilchen enthält.
8. 8. Herstellung nach einem der Ansprüche 4 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß das Material Teilchen aus Neutronen absorbierendem Material, insbesondere aus Kunststoff enthält.
9. 9. Herstellung nach einem der Ansprüche 4 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Material säurefesten Zement als Bindemittel enthält.