автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка и расчетно-экспериментальное обоснование металло-бетонных контейнеров и контейнеров повышенной вместимости для хранения и транспортирования сборок российских энергетических реакторов

Содержание

1. Введение

2. Обзор и анализ основных схем "сухих" хранилищ ОЯТ и конструкций транспортных и двухцелевых контейнеров

2.1. Основные схемы "сухих" хранилищ ОЯТ

2.2. Основные конструктивные схемы контейнеров для транспортировки и хранения ОТВС

3. Основные параметры и описание контейнеров

3.1. Проектные критерии для разработки двухцелевых контейнеров

3.2. Металло-бетонный контейнер КОСТОР РБМК

3.2.1. Характеристики тяжелого бетона, используемого в конструкции контейнера КОНСТОР РБМК

3.3. Контейнеры с многослойным металлическим корпусом и твердой нейтронной защитой

3.3.1. Характеристики твердой нейтронной защиты контейнеров ТУК-101 и "ТУК

4. Прочность и герметичность контейнеров

4.1. Прочность и герметичность контейнера КОНСТОР РБМК

4.1.1. Динамические испытания модели контейнера КОНСТОР РБМК

4.1.2. Доказательство надежности методик динамических расчетов контейнеров

5. Анализ и обеспечение допустимого температурного режима ОЯТ и элементов контейнера

5.1. Тепловой анализ металло-бетонного контейнера КОНСТОР РБМК

5.1.1. Нормальные условия эксплуатации

5.1.2. Аварийные условия при попадании контейнера в очаг пожара

5.1.3. Пожарные испытания модели контейнера КОНСТОР РБМК

5.2. Тепловой анализ контейнеров ТУК-101 иТУК

5.2.1. Нормальные условия эксплуатации

5.2.2. Аварийные условия при попадании контейнеров ТУК-101 и ТУК-102 в очаг пожара

6. Обеспечение радиационной безопасности

6.1. Радиационная безопасность контейнера КОНСТОР РБМК

6.2. Радиационная безопасность контейнеров ТУК-101 иТУК

7. Обеспечение ядерной безопасности

7.1. Ядерная безопасность контейнера КОНСТОР РБМК

7.2. Ядерная безопасность контейнеров ТУК-101 и ТУК

В настоящее время, наряду с транспортированием отработавшего ядерного топлива, весьма важной проблемой является его длительное промежуточное хранение. Для России эта проблема наиболее актуальна для АЭС с реакторами РБМК, сборки которых не перерабатываются и их вывоз с территории АЭС в настоящее время не осуществляется. При этом вместимость приреакторных бассейнов выдержки и отдельно стоящих "мокрых" хранилищ ОЯТ, имеющихся на некоторых станциях, ограничена и не может обеспечить 50-летнее хранение ОТВС, после чего возможен вывоз топлива на окончательное захоронение.

Для стран, не имеющих собственных предприятий по переработке топлива, как, например, Украина и другие страны Восточной Европы, где эксплуатируются российские реакторы, проблема длительного промежуточного хранения ОЯТ должна быть решена также применительно к сборкам реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.

Сравнительные анализы возможных вариантов "сухих" и "мокрых" способов хранения, проведенные такими зарубежными фирмами как SIEMENS (Германия) [51] TRANSNUCLEAIRE (Франция) [25], показали большую перспективность "сухих" хранилищ ОЯТ, в частности, с точки зрения более низких капитальных вложений и стоимости обслуживания.

Учитывая эти обстоятельства, а также возможность корродирования оболочек твэлов при их многолетнем контакте с водой, особенно в местах установки дистанционирующих решеток, практически во всех странах с развитой ядерной энергетикой принята концепция "сухого" промежуточного хранения ОТВС. "Сухое" промежуточное хранение предполагает 40^-50-летнее хранение отработавших сборок, выдерживаемых перед этим в течение нескольких лет в приреакторных бассейнах выдержки либо в отдельных "мокрых" хранилищах.

В настоящее время рядом фирм предложены или разрабатываются различные типы "сухих" хранилищ ОТВС, которые могут быть условно разделены на камерные, модульные и контейнерные схемы хранения. В соответствии с требованиями по безопасности при хранении ОЯТ эти хранилища должны обеспечивать ядерную и радиационную безопасность, необходимый тепловой режим ОТВС и иметь достаточную прочность при нормальных условиях эксплуатации и аварийных ситуациях.

Одним из наиболее перспективных способов "сухого" промежуточного хранения ОЯТ с нашей точки зрения является его хранение в так называемых двухцелевых контейнерах, т.е. контейнерах, которые одновременно позволяют осуществлять хранение отработавшего топлива и его транспортировку в пределах территории АЭС и по магистралям общего пользования. При этом такой контейнер должен отвечать требованиям к упаковкам для транспортировки радиоактивных материалов, регламентируемых соответствующими документами: Правила МАГАТЭ [14] в Европе; Правила МАГАТЭ [14] и ОПБЭ-83 [11] в России и странах СНГ, 10СРВ71 [60] в США. Желательно, что бы двухцелевой контейнер мог быть лицензирован как транспортная упаковка типа В(11).

Внутреннюю полость такого контейнера целесообразно заполнять азотом или гелием при давлении несколько ниже атмосферного, что уменьшает выход активности из полости контейнера при нарушении его герметичности.

Для упорядоченного размещения отработавших топливных сборок во внутренней полости контейнера применяются специальные конструкции - чехлы, которые обеспечивают надлежащее расположение сборок с точки зрения ядерной безопасности, а также в некоторых случаях интенсификацию теплопереноса во внутренней полости контейнера. ■

В связи с тем, что для обеспечения разгрузки бассейнов выдержки и "мокрых" хранилищ ОЯТ потребуется несколько сотен контейнеров для каждой АЭС, весьма важной и перспективной проблемой является создание более дешевых контейнеров, а также контейнеров повышенной вместимости, отвечающих в то же время всем современным требованиям по безопасности как при нормальных условиях эксплуатации, так и при аварийных ситуациях. К этим требования относятся:

• обеспечение ядерной безопасности;

• обеспечение приемлемой мощности дозы ионизирующего излучения на поверхности контейнера и около него;

• обеспечение допустимой температуры оболочек твэлов и элементов контейнера;

• обеспечение герметичности контейнера и целостности его содержимого при статических и динамических нагрузках.

Одним из перспективных подходов к решению задачи о создании сравнительно дешевых контейнеров является разработка контейнеров с корпусами из тяжелого железобетона, что позволит отказаться от изготовления весьма дорогостоящих кованных или литых металлических корпусов.

Вторым возможным подходом к решению задачи о создании конкурентоспособных контейнеров для хранения и транспортирования ОЯТ является разработка более дорогостоящих контейнеров с максимально возможной вместимостью. При этом при изготовлении контейнера используются более дорогие материалы и технологические процессы, но за счет увеличения вместимости контейнера стоимость хранения килограмма тяжелого металла остается в приемлемых пределах.

Создание контейнеров повышенной вместимости весьма сильно осложняется ограниченными габаритами помещений и отсеков на блоках АЭС, где будут осуществляются транспортно-технологические операции с этими контейнерами, а также допустимыми габаритами подвижного состава железных дорог. Вторым ограничением, накладываемым на весогабаритные характеристики контейнеров повышенной вместимости, являются возможности грузоподъемного оборудования, существующего в настоящее время на АЭС, для которых предназначены эти контейнеры.

Еще одним обстоятельством, которое необходимо учитывать при разработке перспективных конструкций двухцелевых контейнеров, является требование российских компетентных органов относительно использования конструкционных материалов, разрешенных для применения в оборудовании АЭС.

Принимая во внимание все перечисленные выше проблемы становится очевидно, что создание новых типов контейнеров требует на стадии их проектирования выбора оптимальных конструкторских решений, обеспечивающих выполнение всех перечисленных выше требований. При этом проводимые в дальнейшем испытания масштабных моделей или головных образцов контейнеров должны в основном только подтверждать технические решения, принятые при проектировании. Такое надежное обоснование разрабатываемой конструкции 7 может быть выполнено только на базе современных расчетных методик, подтвержденных экспериментальными результатами.

Целью настоящей работы является теоретическое и экспериментальное обоснование возможности создания двухцелевых газозаполненных металло-бетонных контейнеров и контейнеров повышенной вместимости для сборок российских энергетических реакторов РБМК, ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, которые разрабатываются в настоящее время в АООТ "НПО ЦКТИ" совместно с немецкой фирмой СЫВ и ГИ "ВНИПИЭТ". В работе изложены основные подходы к созданию конструкций таких контейнеров, расчетные методы, позволяющие оптимизировать и проводить анализ безопасности предлагаемых конструкций, а также методики и результаты испытаний, проводимых в подтверждение безопасности конструкции и надежности расчетных методик.

8. ЗАКЛЮЧЕНИЕ И РЕКОМЕНДАЦИИ

Основными результатами представленными в работе являются следующие:

• разработана конструкция и обоснована безопасность металло-бетонного контейнера для долговременного хранения и транспортирования отработавших топливных сборок реакторов РБМК

• для сборок реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 разработаны конструкции и обоснована безопасность контейнеров повышенной вместимости с многослойными металлическими корпусами и твердой нейтронной защитой.

1. Результатом совместной работы с фирмой ОЫВ (Германия) является создание практически первого в России контейнера с корпусом из армированного тяжелого бетона, который существенно дешевле, чем металлические корпуса. Проведен анализ различных типов тяжелого бетона, который может использоваться .в конструкции контейнера, а также разработана эффективная система армирования. В контейнере использованы оригинальные конструкторские решения, на которые группой сотрудников АООТ НПО ЦКТИ, руководимой соискателем, получены патенты Российской Федерации N 2082232 и N 2082233.

При помощи верифицированных методик и компьютерных программ проведено теоретическое обоснование безопасности металло-бетонного контейнера в части радиационной защиты, ядерной безопасности, прочности и теплового режима. При проведении прочностного и теплового анализа контейнера были использованы оригинальные методики и компьютерные программы, разработанные сотрудниками отдела 10 АООТ НПО ЦКТИ. Анализ радиационной защиты и ядерной безопасности выполнялся фирмами вЫВ и \Л/Т1 (Германия). Результаты анализа безопасности показали, что контейнер КОНСТОР РБМК отвечает Требованиям к транспортным упаковкам, а также к контейнерам для хранения ОЯТ.

По разработанной в АООТ НПО ЦКТИ и согласованной с компетентными органами программе на испытательном стенде в Германии были проведены динамические испытания масштабной (1:2) модели контейнера КОНСТОР \/В-1. Серия испытаний проводилась в соответствие с требованиями Правил МАГАТЭ для транспортных упаковок и с требованиями для контейнеров, используемых для хранения ОЯТ, и заключалась в падениях модели с различных высот и в различных положениях на твердое основание и в ее падении на штырь. Результаты испытаний убедительно свидетельствовали о сохранении моделью контейнера целостности и герметичности. Сравнение замеренных при испытаниях значений ускорений и напряжений в контрольных точках с предварительно рассчитанными величинами подтвердили удовлетворительную точность методик и программ, использованных при теоретическом анализе прочности металло-бетонного контейнера.

При помощи этой же модели была экспериментально определена средняя радиальная теплопроводность металло-бетонного корпуса контейнера. Экспериментальные результаты с точностью около 10 % совпали с результатами расчета средней радиальной теплопроводности по упрощенной инженерной методике, причем расчетные результаты оказались консервативными.

Проведенные при использовании этой же модели испытания на аварийную ситуацию, связанную с попаданием в очаг пожара, показали, что при воздействии на модель пожара, который реально даже превосходил по параметрам пожар, регламентированный Правилами МАГАТЭ, модель сохранила свою целостность и герметичность. Поля температур, рассчитанные по реальным параметрам пламени, удовлетворительно совпали с температурами замеренными в контрольных точках при испытании.

Таким образом разработан новый для России тип контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива РБМК и его безопасность подтверждена теоретическим и экспериментальным путем. В соответствие с действующими контрактами первая поставка, таких контейнеров будет осуществлена на Игналинскую АЭС (Литва) в конце 1999 г.

В плане дальнейшего развития разработок и испытаний металло-бетонных контейнеров можно предложить следующие направления:

• вследствие того, что хранение ОЯТ в бассейнах выдержки на Игналинской АЭС осуществляется в чехлах типа 32М на 102 ПТ, контейнер КОНСТОР РБМК в первую очередь был предназначен для долговременного хранения топлива в таких чехлах. При внедрении КОНСТОР РБМК на российских АЭС целесообразно проработать вопрос об использовании чехлов повышенной вместимости на 140-И 60 ПТ;

• система герметизации контейнера КОНСТОР РБМК включает в себя две приварные крышки, что обусловлено его использованием на Игнапинской АЭС в основном в качестве контейнера для хранения ОЯТ. При применении его в режиме многократного использования в качестве транспортной упаковки, необходимо проведение модернизации конструкции в плане перехода на крышки, крепящиеся при помощи болтов или шпилек. Для уплотнения крышек целесообразно в данном случае использовать металлические прокладки, которые широко применяются в конструкциях зарубежных контейнеров и обеспечивают герметичность в течение нескольких десятков лет эксплуатации;

• при испытаниях головного образца контейнера на АЭС необходимо провести замеры мощности дозы ионизирующего излучения на поверхности и вблизи контейнера при его загрузке реальными отработавшими ПТ.

• основные конструктивные решения, предложенные и обоснованные для конструкции контейнера КОНСТОР РБМК, могут быть успешно использованы при разработке металло-бетонных контейнеров для других типов сборок (ВВЭР-1000, ВВЭР-440, сборки судовых энергетических установок)

2. Разработка контейнеров повышенной вместимости с многослойным металлическим корпусом для сборок ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 находится в настоящее время на стадии технического проекта, при этом обоснование безопасности этих контейнеров проведено теоретическим образом. При проведении теплового и прочностного анализа контейнеров ТУК-101 и ТУК-102 были использованы методики и „компьютерные программы, аналогичные, использованным при анализе контейнера КОНСТОР РБМК и верифицированные экспериментами на модели. КОНСТОР УВ-1. Расчет радиационной защиты и анализ ядерной безопасности этих контейнеров был проведен специалистами ГИ "ВНИПИЭТ". Анализ безопасности этих контейнеров показал, что они отвечают требованиям к транспортным упаковкам и к хранилищам ОЯТ.

В конструкциях указанных контейнеров использованы новые для российского контейнеростроения решения, к которым в частности относятся:

• многослойная конструкция корпуса;

• твердая нейтронная защита из силоксанового каучука, пронизанная теплопроводными ребрами;

• интенсифицирующие теплоперенос элементы чехла из алюминиевого сплава.

Отмеченные конструктивные особенности позволили разработать контейнеры с вместимостью примерно 2.5 раза превосходящей контейнеры предыдущего поколения (ТК-11 и ТК-13).

Контейнеры ТУК-101 и ТУК-102 были разработаны по заказу "Энергомашиностроительной корпорации" и предназначены в первую очередь для АЭС Украины. Эскизные проекты контейнеров были рассмотрены на совещании в Киеве с участием представителей КИЭП, ХИЭП, Ровенской АЭС, Южно-Украинской АЭС, Атоммаш и некоторых других организаций и получили предварительный положительный отзыв". '

Конструкция и технология изготовления контейнеров ТУК-101 и ТУК-102 согласована с предполагаемым изготовителем этих изделий - АО "Атоммаш" .

При завершении разработки и испытаниях головных образов контейнеров необходимо провести следующие исследования:

• детальное исследование возможных типов прокладок, для уплотнения крышек контейнера, которые обеспечат герметичность контейнера . в течение долговременного (до 50 лет) хранения ОЯТ

• исследование поведения материала твердой нейтронной защиты при температурах до 200 °С

• отработка технологии изготовления элементов корпуса контейнера, включая верхнее кованное кольцо, и элементов чехла

• замер мощности дозы ионизирующего излучения на поверхности контейнера и вблизи его при загрузке его реальными ОТВС

• замер полей температур в сборках, находящихся в контейнере

Данные исследования необходимы для выпуска рабочей документации на контейнеры, подготовки производства и верификации теоретических методов, применяемых для обоснования безопасности контейнеров.

220

Таким образом разработано два принципиально новых для России типа двух-целевых контейнеров - контейнер с металло-бетонным корпусом и контейнеры с многослойным металлическим корпусом и твердой нейтронной защитой, используемые совместно с чехлами, имеющими интенсифицирующие теплоперенос элементы. Эти контейнеры имеет целый ряд преимуществ по сравнению с существующими транспортными контейнерами типа ТК и позволяют более эффективно решать как проблемы транспортирования, так и проблемы хранения отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов.

Конструкторские решения, использованные в данных контейнерах и подтвержденные теоретическим и экспериментальным анализом безопасности, могут также успешно применятся для разработки контейнеров для ОЯТ других типов ядерных энергетических установок, например транспортных. В настоящее время начата работа в этом направлении.

1. Динамический расчет специальных инженерных сооружений и конструкций. Справочник проектировщика. Москва, Стройиздат, 1986 г.

2. Дульнев Г.Н., Новиков В.В. Процессы теплопереноса в неоднородных средах, Л. Энергоатомиздат, 1991

3. Зубков A.A., Фромзель В.Н., Васильев В.Ю., Данилин Б.К.,Никитин В.А., Фромзель Л.В. Металло-бетонный контейнер для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК. Теплоэнергетика, 1996 г., N11, стр.40-44.

4. Зубков A.A., Фромзель В.Н., Васильев В.Ю., Данилин Б.К., Никитин В.А., Фромзель Л.В. Металло-бетонный контейнер для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК. Тяжелое машиностроение, 1997, N1.

5. Карслоу Г. ЕгерД. Теплопроводность твердых тел. Москва, Наука, 1964

6. Концепция системы хранения отработавшего ядерного топлива АЭС Украины. НИиПКИ "Энергопроект", Киев.

7. Кутателадзе С. Основы теории теплообмена. Москва, Атомиздат, 1979

8. Нормы радиационной безопасности, НРБ-96.

9. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86, Энергоиздат, 1989 г.

10. Норри Д., де Фриз Ж. Введение в метод конечных элементов."Мир", Москва,1981

11. Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке радиоактивных материалов. (ОПБЭ-83), Москва, 1984

12. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88). ПНАЭ-Г-1-011-89

13. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПН АЭ Г-14-029-91

14. Правила безопасной перевозки радиоактивных веществ, IAEA SS N-6. МАГАТЭ. Вена, 1985, с дополнениями 1991г.

15. Серия изданий по безопасности, №37. Справочный материал к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных веществ (издание 1985 года), МАГАТЭ, Вена, 1990 г.

16. Строительные Нормы и Правила. Бетонные и железобетонные конструкции. СНиП 2.0301-84. Гос. комитет СССР по делам строительства, М., 1985 г.

17. Тепловыделяющие сборки энергетических установок. Справочник-каталог, 1981

18. Фромзель В., Зубков А, Фромзель Л. Обоснование возможности создания контейнера увеличенной вместимости для хранения и транспортирования отработавших сборок реактора РБМК (тепловые аспекты). Теплоэнергетика, 1996, N9, стр.49-54 '

19. Фромзель Л. Методика расчета и интенсификация теплопередачи в полости контейнера для сухого хранения отработавших сборок твэлов. Автореферат диссертации АООТ НПО ЦКТИ, Санкт-Петербург, 1996 г

20. Чиркин В. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Москва, Атомиздат,1968.

21. Ajima Т., Kosaki A, Inohara.Y., Saegusa Т. Development of Basket for High Burnup and MOX Spent Fuels. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.4, p. 1447

22. Baatz H., Janberg K., Rittsher D. Castor Casks: a New System for Transport and Storage of Spent Nuclear Fuel Elements. Proceeding of 6th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '80).

23. Bera R., Bochard C. IDEES: Spent-Fuel Storage Facility. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) M A. p.339

24. Cagnon R., Kirchner R. TN24 Mk II: A High Capacity Dry Cask for Storage and Transport of Long Cooled Fuel. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.2, p.1010

25. Diem H., Lang R., Zuhrmann A. Cask Ferritic Stainless Steel for the Shipment of Irradiated Fuel Elements. Proceeding of 6th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '80) v. 1, p. 240

26. Diersch R., Methling D., Milde G. Castor Cask with High Loading Capacity for Transport and Storage of WER 440 Spent Fuel. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM 195) .

27. Doman D., Kee A. 140-B Rail-Barge Spent Fuel Cask Development. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.3, p. 1811

28. Drier G., Diersch R. Experimental Tests with a Sandwich Cask for Spent Fuel. Proceeding of 5th International Conference of Materials Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment —

29. Drier G., Diersch R., Nikitin V., Pismennaya G., Sokolov V. Strength Analysis of the CONSTOR Steel-Concrete Cask model under Dynamic Tests. Proceeding of 12th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM'98)

30. Itoh C., Onodera A, Yamada N. Study on Concrete Cask Storage of Spent Fuel in Japan. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '92)

31. Kakunai H., Tamai K., Yamasita N., Akamatsu H., Mantani K. Experience of Fabrication of Transport/Storage Packaging TN24. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.3, p. 1115

32. Kirchner B. The TN 84: A Dual-Purpose Cask for WER-440 Nuclear Power Plant. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.1, p.373

33. Kondratyev A, Yershov V., Kozlov Yu., Kosarev Yu., Ilyin Yu., Pavlov M. Experience and Prospect of WWER-1000 Reactor Spent Fuel Transport Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of

34. Radioactive Materials (PATRAM '89) v.3, p. 1413 .

35. Konirsch O., Catorie J., Danguy J. The TN 24 Dual-Purpose Cask Program for Doel, Belgium. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.1, p.365

36. Laug R., Luhrmann A. Suitability of a Special High-density Concrete as Material for Spent Fuel Shipping and Storage Casks. Proceeding of 6?h International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '80).

37. Maruoka K., Tamaki H. Development of Spent-Fuel Transport and Storage Dry Casks. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM'95) v.3,p.1190

38. Mason M., Neider T. Fabrication and Operational Experience with the TN-40 and TN-32 Casks. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.1, p.323

39. McConaghy W., Lehnert R., Rasmussen R. NUHOMS Transportation System Interfaces. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.2, p. 1001

40. McConaghy W., Thompson T. Design and Licensing of the TranStor Multi-Purpose System. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.1, p.342

41. McGuinn E., Childrëss P., Bochard C. BR-100 Spent Fuel Cask. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.3, p. 1796

42. Mikata M., Iwasa K. Design of Spent-Fuel Storage Cask. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.3, p.1077

43. Nair B., Little C., Goedicke F. A Spent Fuel Transportation Cask for the 21st Century. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.3, p. 1788

44. OCRWM Bulletin. Report from the U.S. Department of Energy's Office of Civilian Radioactive Waste Management. Summer, 1993.

45. Osborne D., Koploy M., Pickering L. Analysis of the Non-Cylindrical GA-4 and GA-9 Spent Fuel Casks. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) -v.3, p. 1443

46. Pare F., Pattantyus P., Hanson A. MACSTOR: Dry Spent Fuel Storage for The Nuclear Power Industry. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '92)

47. Peehs M., Banck J. Spent Fuel Storage: a Reliable Technology in the Bask End of Fuel Cycle. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '92)

48. Roland V., Issard H. Use of Boron in Structural Materials for Transport Packagings. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.4, p. 1455

49. Roland V., Blum P., Meyer P. A New Basket for Transport/Storage Casks. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v. 1, p.379

50. Stelzer H., Diersch R., Dreier G., Ulrich N. Safety Analysis Aspects of CASTOR V Spent-Fuel Transport and Storage Casks. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM95. v.4, p. 1716

51. Stelzer H., Fromzel V., Vasiliev V. Aspects of Benchmarking of Heat Removal Analysis Codes for Steel Concrete Casks. Proceeding of International Conference of Materials Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment.

52. Taniuchi H., Yasuda H. Design of High-Capacity Transport/Storage Cask for High Burnup Fuels. Proceeding~of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v.4, p. 1430

53. Tjersland G., Danner T., Napolitano D. Application of NAC Dual-Purpose Cask Technology for WER-440 Fuel. Proceeding of 11th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '95) v. 1, p.357

54. Tulk J. and Sumar R. Development of a Concrete Container for Irradiated Fuel Storage and Transport. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.2, p.995

55. US NRS Rules and Regulations, Title 10, Chapter 1, Code of Federal Regulations Energy, Part 71, Packaging and Transportation of Radioactive Material May, 1988

56. Wells A., Viebrock J., Onodera A., Nishikawa A. A High Capacity Storage Cask. Proceeding of 9th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '89) v.2, p.989

57. ZubkovA., Fromzel L. Vasiliev V., N. Turina., E. Fedorovich, Dreier G., Diersch R. Thermal Analysis of the CONSTOR Steel-Concrete Cask. Proceeding of 12th International Symposium of Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '98)

58. Safety Series No. 116. Design of Spent Fuel Storage Facilities, IEAE, Vienna, 1994

59. Safety Series No. 117. Operation of Spent Fuel Storage Facilities, IEAE, Vienna, 1994

60. Safety Series No. 118. Safety Assesment for Spent Fuel Storage Facilities, IEAE, Vienna, 1994