Liste von Behältern in der Kerntechnik

Wikimedia-Liste

In der Liste von Behältern in der Kerntechnik werden verschiedene Behältertypen in der Kerntechnik gesammelt.

Endlagerbehälter

Bearbeiten

Betonbehälter

Bearbeiten

Als Betonbehhäter werden in der Regel zylindrische, armierte Behälter für schwach- und mittelradioaktive Abfälle aus Normal- oder Schwerbeton bezeichnet, die den Endlagerungsbedingungen[1] für das Endlager Konrad (EBK) entsprechen. Sie können außen mit einer Metallummantelung und innen mit einer Metallauskleidung versehen sein. Die maximale Masse von 20 t ergibt sich ebenfalls aus den EBK.[1] Je nach Bauart werden sie auch als ummantelte Betonabschirmung (UBA) oder verlorene Betonabschirmung (VBA) bezeichnet.

Typ Durchmesser [mm] Höhe [mm] Maximale Masse [t] Bruttovolumen [m3] Bemerkungen
I 1.060 1.370 20 1,2 [1]
II 1.600 1.700 1,3 [1]

Konrad-Container

Bearbeiten

Als Konrad-Container werden Stahlblech-Container bezeichnet, die den EBK[1] entsprechen. Sie sind insbesondere für schwachradioaktive Abfälle vorgesehen. Es gibt zu jedem Typen prinzipiell verschiedene Bauarten (z. B. mit Betonabschirmung oder Bleiinliner), sodass die Leermassen und Innenvolumina stark schwanken.[2] Größter Hersteller der Konrad-Container ist Eisenwerk Bassum, die 2020 von der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service aufgekauft wurden.[3] Die maximale Masse von 20 t ergibt sich ebenfalls aus den EBK.[1]

Typ Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Maximale Masse [t] Bruttovolumen [m3] Bemerkungen
I 1.600 1.700 1.450 20 3,9 [1]
II 1.600 1.700 1.700 4,6 [1]
III 3.000 1.700 1.700 8,7 [1]
IV 3.000 1.700 1.450 7,4 [1]
V 3.200 2.000 1.700 10,9 [1]
VI 1.600 2.000 1.700 5,4 [1]

Konradgängige Container können mit denselben Maßen auch als Beton- oder Gusscontainer gefertigt sein.[1]

Loppusijoituskapseli

Bearbeiten
 
Die Loppusijoituskapseli für Abfälle aus Olkiluoto-1 oder -2

Der Loppusijoituskapseli (zu deutsch in etwa: Endlagerbehälter) ist der Behälter, der im Endlager Olkiluoto eingesetzt werden Soll. Er besteht aus einer 5 cm dicken Kupferhülle.[4] Die Größe ist abhängig vom Kernkraftwerk, aus dem die endzulagernden Abfälle stammen.[4]

Kernkraftwerk Abfallherkunft Abfallmenge Durchmesser [mm] Länge [mm] Maximale Masse [t] Bemerkungen
Loviisa-1 Druckwasserreaktor 12 BE 1.050 3.600 [4]
Loviisa-2 Druckwasserreaktor 12 BE 3.600 [4]
Olkiluoto-1 Siedewasserreaktor 12 BE 4.750 24,5 [4]
Olkiluoto-2 Siedewasserreaktor 12 BE 4.750 24,5 [4]
Olkiluoto-3 Druckwasserreaktor 4 BE 5.200 [4]

MOSAIK-Behälter

Bearbeiten

MOSAIK-Behälter sind von der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service entwickelte und gefertigte Gussbehälter für schwach- und mittelradioaktive Abfälle, die in ihren Maßen den EBK[1] entsprechen. Je nach Inhalt und Anwendungsfall existieren verschiedene Auslegungen, weitflächige Verwendung finden aktuell lediglich MOSAIK Typ II.[5]

Typ Durchmesser [mm] Höhe [mm] Maximale Masse [t] Bruttovolumen [m3] Bemerkungen
I 900 1.150 20 0,7 [1]
II 1.060 1.500 1,3 [1]
III 1.000 1.240 1,0 [1]

Behälter vom Typ Pollux wurden von der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service für die Endlagerung von hochradioaktiven Abfällen entwickelt.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Lagerstätte Markteinführung Bemerkungen
Druckwasserreaktor 10 BE[6] oder 18 BE[7] ~5.500[7] ~2.000[7] 65[7] z. B. Salzformationen[7] bisher keine
Siedewasserreaktor 30 BE[7]
3BE Druckwasserreaktor 3 BE[8] 5.460[8] 1.600[8] 38[8]
Siedewasserreaktor 9 BE
3 5.460 1.600 Ton [9]
10 5.517 1.960 Salz [9]

Transport- und Zwischenlagerbehälter

Bearbeiten
 
EIN CASTOR wird verladen.

Behälter vom Typ CASTOR werden von der Firma GNS Gesellschaft für Nuklear-Service gefertigt und sind die in Deutschland gebräuchlichsten Behälter für den Transport und die Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
Ia Druckwasserreaktor 4 BE 4.550 2.436 75 erster Einsatz 1983[10]
Ib Druckwasserreaktor 4 BE 4.550 2.436 60 erster Einsatz 1982[10]
Ic Siedewasserreaktor 16 BE 5.000 2.436 80[11] erster Einsatz 1981,[10] erster regulärer Einsatz 1983[12]
IIa Druckwasserreaktor 9 BE 6.010 2.480 116 erster Einsatz 1994[13]
440/84 WWER-440 84 BE 4.080[14] 2.660[14] 116[15] u. a für Brennelemente der Kernkraftwerke Greifswald und Rheinsberg[14]
WWER-70
440/84 mvK Druckwasserreaktor 24 BE 4.080[14] 2.660[14] 96[16] u. a. für Brennelemente des Kernkraftwerk Obrigheim[16] und des Kernkraftwerk Rheinsberg[14]
1000/19 WWER-1000 19 BE 5.500[17] 2.290[17] 115[17] Genehmigung seit Juni 2010[18] Einsatz in Tschechien[18]
V/19 Druckwasserreaktor 19 BE 5.940[19] 2.440[19] 108[19] 126[15] 39[19] Erste Beladung 1996[20]
V/21 Druckwasserreaktor 21 BE 4.900[21] 2.400[21] 98[21] Erste Beladung 1985[20] oder 1986[22] Einsatz im Kernkraftwerk Surry[21]
V/52 Siedewasserreaktor 52 BE 5.530[23] 2.440[23] 105[23] 124[15] 40[23]
geo21B Druckwasserreaktor 21 BE > 40 Zulassungsverfahren läuft für Brennelemente des Kernkraftwerk Doel in Belgien[24]
geo24B Druckwasserreaktor 24 BE > 40 2024 für Brennelemente des Kernkraftwerk Doel in Belgien[24]
geo26JP Druckwasserreaktor 26 BE > 40 Zulassungsverfahren läuft für japanische Brennelemente[24]
geo32CH 32 BE > 40 für Schweizer Brennelemente[24]
geo69 Siedewasserreaktor 69 BE > 40 Zulassungsverfahren läuft für US-amerikanische Brennelemente[24]
geo69CH Siedewasserreaktor 69 BE > 40 für Schweizer Brennelemente[24]
HAW20/28CG Wiederaufarbeitung 28 Glaskokillen 6.060[14] 2.330[14] 112[15] 45[25]
HAW28M Wiederaufarbeitung 28 Glaskokillen 6.122[15] 2.430[26] 100[26] 115[15] 56[26] Erste Beladung ab dem 16. November 2010[20]
KNK Brutreaktor 2.743[27] 1.380[27] für Abfälle der KNK und der Otto Hahn[14]
Druckwasserreaktor
KRB-MOX WWER-440 4.900 1.590 für defekte Brennelemente des Kernkraftwerk Greifswald[14]
MTR2 Forschungsreaktor 1.631[27] 1.430[27] für Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors[28]
MTR3 Forschungsreaktor 1.600[29] 1.500[29] 16[29] Zulassung seit Anfang 2019[30] für Brennelemente des FRM II[30]
RBMK-1500 RBMK-1500 4.612 2.072 Einsatz am Kernkraftwerk Ignalina[31][32]
S1 Druckwasserreaktor 6 BE 79–82 30 Transportbehälter[33]
Siedewasserreaktor 17 BE
THTR/AVR THTR-300 2.100 BE 2.743 1.380 [14][27]
AVR 1.900 BE
X/33 Druckwasserreaktor 33 BE ~4.800[21] ~2.400[21] 107[21] Erstzulassung in den USA 1994[21] Einsatz im Kernkraftwerk Surry[21]
 
Aufbau eines CONSTORs.

Behälter vom Typ CONSTOR (kurz für CONcrete STORage Cask[7] (deutsch: Betonlagerbehälter)) werden ebenfalls von der Firma GNS Gesellschaft für Nuklear-Service hergestellt.uklear-Service gefertigt. Sie bestehen aus einem inneren und äußeren Stahlmantel, die mit Schwerbeton gefüllt sind.[7]

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
440/84 WWER-400 84 BE 120[33] 20[33] Einsatz in Bulgarien
1000/19 WWER-1000 19 BE 125 21 [33]
RBMK-1500 RBMK-1500 Einsatz am Kernkraftwerk Ignalina[31][32]
RBMK-1500/M2 RBMK-1500 Einsatz am Kernkraftwerk Ignalina[31][32]

EXCELLOX

Bearbeiten

EXCELLOX sind Transportbehälter.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
Wiederaufarbeitung 6 Glaskokillen
3 Siedewasserreaktor 14 BE [34]
3A Siedewasserreaktor 14 BE 72 30 Transportbehälter der Pacific Nuclear Transport Limited[33]
3A Druckwasserreaktor 5 BE
3B Siedewasserreaktor 14 BE 5.994[34] 2.114[34] 74[33] 24[34] Transportbehälter der Pacific Nuclear Transport Limited[33]
3B Druckwasserreaktor 5 BE 30[34]
4 Siedewasserreaktor 15 BE 6.269[34] 2.362[34] 40[34]
Druckwasserreaktor 7 BE 92[33] 40[33][34] Transportbehälter der Pacific Nuclear Transport Limited[33]
6 Druckwasserreaktor 6 BE 6.130[35] 2.150[35] 95[33] oder 97[35][36] 20[33] Transportbehälter der British Nuclear Group[33]
7 Siedewasserreaktor 17 BE 5.620[35] 2.150[35] 89[35][36] 20[33] Transportbehälter der Pacific Nuclear Transport Limited[33]
Druckwasserreaktor 7 BE
Bauart Inhalt Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
FS47 PuO2-Pulver [37]

Folgende Transportbehälter stammen von General Atomics:

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
4 Druckwasserreaktor 4 BE 27,5 2,47 [33]
9 Siedewasserreaktor 9 BE 27 2,12 [33]

Dieser IF-Transportbehälter stammt von General Electric:

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
3000 Druckwasserreaktor 7 BE 30 68–70 [33]
Siedewasserreaktor 16 BE

Die LK-Behälter sind Transportbehälter der Firma Lehrer.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
80 Druckwasserreaktor 12 BE 100 100 [33]
100 Druckwasserreaktor 12 BE 72 30 [33]
Druckwasserreaktor 24 BE
LK100M Druckwasserreaktor 12 BE

24 BE

6.800[38][39] 2.500[38][39] 100[38]

oder 107[39]

55[39]

Die MSF-Behälter sind von Mitsubishi Heavy Industries gefertigte Lagerbehälter aus Metall.[33]

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
1 Druckwasserreaktor 1 BE 45 6,7 Transportbehälter[33]
21P Druckwasserreaktor 21 BE 41 Lagerbehälter[33]
57B Siedewasserreaktor 57 BE 49 Lagerbehälter[33]
69B Siedewasserreaktor 69 BE 19 Lagerbehälter[33]

NAC-International stellt folgende Behälter her:

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Durchmesser [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
C28 S/T Druckwasserreaktor 56 BE 20[33]
28 BE (konsolidiert) Erstzulassung USA: 1990[21]
MAGNASTOR Druckwasserreaktor 37 BE 161[33] 35[33]
Siedewasserreaktor 87 BE 33[33]
MPC Druckwasserreaktor 36 BE 12,5[33]
Siedewasserreaktor 26 BE 17,5[33]
I28 S/T Druckwasserreaktor 28 BE ~4.600[21] ~2.400[21] ~98[21] Erstzulassung USA: 1990[21] Einsatz im Kernkraftwerk Surry
S/T Druckwasserreaktor 26 BE ~4.600[21] ~2.400[21] <113[21] 17,4[33] Erstzulassung USA: 1990[21]
Druckwasserreaktor 28 BE
STC Druckwasserreaktor 26 BE ~4.600[21] ~2.400[21] 127[33]

oder 107[21]

22,1[33] Erstzulassung USA: 1995[21]
UMS Druckwasserreaktor 24 BE 23[33]
Siedewasserreaktor 56 BE

Nuclear Fuel Transport stellt folgende Transportbehälter her:[33]

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
10P Druckwasserreaktor 10 BE 83 25
14P Druckwasserreaktor 14 BE 115 54
12B Siedewasserreaktor 12 BE 23 15
22B Siedewasserreaktor 22 BE 97 25
32B Siedewasserreaktor 32 BE 106 22
38B Siedewasserreaktor 38 BE 119 26

Nuclear Electric

Bearbeiten

Die folgenden Behälter wurden von Nuclear Electric entworfen und fungieren als reine Transportbehälter.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Höhe [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
M2 Magnox-Reaktor 2560 2180 1910 44,6 [40]
Magnox Mark M1 Magnox-Reaktor 260 BE 49[33] 6,5[33] Konzipierung und Design: 1950er Jahre[41]
Magnox Mark M2 Magnox-Reaktor 2210[41] Erster Einsatz: frühe 1980er Jahre[41]
AGR Mark A1 Advanced Gas-cooled Reactor 20 BE 2133–2362 2438–3277 2133–3048 1977 [41]
AGR Mark A2 Advanced Gas-cooled Reactor 2150 2560 2312 Februar 1991 [41]

Die NTL-Behälter wurden von Nuclear Transport Limited bzw. British Nuclear Group entworfen und fungieren als reine Transportbehälter.[42]

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
1 in Frankreich designed und hergestellt[42]
2 in Frankreich designed und hergestellt[42]
3 später als Excellox 1 weitergeführt[42]
3M Druckwasserreaktor 7 BE 54 30 [33]
3MA Siedewasserreaktor 10 BE 53 10 [33]
9 Siedewasserreaktor 7 BE 36 25 [33]
11 Druckwasserreaktor 5–7 BE 78[33] zunächst 40, später auf Grund von Umbauten 20[42] 1977[42] 1991: Einführung eines Neutronenschilds[42]
Siedewasserreaktor 16–17 BE
14 Druckwasserreaktor 5 BE 85 45[42] längere Version des NTL 11 für den Einsatz in den Kernkraftwerken Unterweser und Biblis[42]
15 Siedewasserreaktor 10 BE 25 9 [33]

Bei den NUHOMS-Behältern handelt es sich um Betonlagerbehälter, die von der Firma Transnucleaire, später Areva Vogema Logistics entworfen wurden.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
07P Druckwasserreaktor 7 BE ~4.600[21] ~900[21] 48,6[33] 7[33]
Siedewasserreaktor 18 BE
24P Druckwasserreaktor 24 BE ~4.700[21] ~1.700[21] 24–40,8[33]
32P S Druckwasserreaktor 32 BE 24–34,8[33]
52B Siedewasserreaktor 52 BE 19,2[33]
61B Siedewasserreaktor 61 BE 15,8/18,3[33]
56V WWER 56 BE [33]
F Druckwasserreaktor 13 bis 24 BE 133/136[33] 9,9/18,3[33]
MP Druckwasserreaktor 21 BE 9,9–15,8[33]
Siedewasserreaktor 61 BE
RBMK RBMK 95 BE [33]

Die folgenden Behälter wurden von Transnucleaire, später Areva Cogema Logistics (ACL), entworfen.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
8 Druckwasserreaktor 3 BE 38 35,5 [33]
9 Siedewasserreaktor 7 BE 39 24,5 [33]
10
10/1 6.370 2.500 106 38 [39]
12 Druckwasserreaktor 12 BE 100 51,6 [33]
32 BE 105 64
12/1 5.900[38] 2.530[38] 101,1[38] 70[39]
12/2 Druckwasserreaktor 12 BE 6.150[38] 2.530[38] 102[33]

104[33]

andere Quelle:

111[38]

93[33]

70[33]

andere Quelle:

77[39]

13 Druckwasserreaktor 12 BE 105 64 [33]
32 BE 115
13/1 6.370[38] 2.530[38] 107,1 38[39]
13/2 Druckwasserreaktor 12 BE 6.670 2.500 113 77 [39]
17 Siedewasserreaktor 17 BE 78 25 [33]
17 Druckwasserreaktor 7 BE 78
17/2 Siedewasserreaktor BE 6.150[39] 1.950[39] 81[33]oder

78,2[39]

43[33]oder

46[39]

24[43] Druckwasserreaktor 24–37 BE ~5.100[21] ~2.400[21] ~103[21] 1990er[44] [45]
24BH Siedewasserreaktor 69 BE 126 40 [33]
24DH Wiederaufarbeitung 24 CSD-Kokillen[46]
Druckwasserreaktor 28 BE 112 33 [33]
24E Druckwasserreaktor 21 BE 125 40 [33]
24SH Druckwasserreaktor 37 BE 96 30 [33]
24XLH A/B Druckwasserreaktor 24 BE 111 33 [33]
28VT Wiederaufarbeitung 20 CSD-Kokillen[46] 1995[46]
32 Druckwasserreaktor 32 BE (US) 115,5[33] 32,7[33] [45]
40 Druckwasserreaktor 40 BE (US) ~5.100[21] ~2.600[21] 113[33] 32,7[33] [45]
52L Siedewasserreaktor 52 BE 112,5 40 [33]
68 Siedewasserreaktor 68 BE (EUR) 5.461[47] 115[33] 21,2[33]
40 (US) 113,8[33] 21,1[33] [45]
81 20 CSD-Kokillen 56 [46]
85[48] Wiederaufarbeitung 28 Glaskokillen 56 [46]
97L Siedewasserreaktor 97 BE 115,5 19 [33]
EAGLE 5.598 38,4 Zulassungsverfahren läuft [49]

Der TGC27-Behälter wurde von der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service und Transnucleaire für Transport und Lagerung von Kokillen mit mittelradioaktiven Abfällen entworfen, jedoch nicht fertig entwickelt.[50][51]

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
TGC27 Wiederaufarbeitung 27 CSD-Kokillen < 120[52] keine[50]
TGC36 Wiederaufarbeitung 36 CSD-Kokillen[46] 4.493[53] 2.880[53] 118[51] keine[51]

Die TK-Transportbehälter gehören der Holding OAO Izhora.

Bauart Abfallherkunft Abfallmenge Länge [mm] Breite [mm] Leermasse [t] Maximale Masse [t] maximale Wärmeleistung [kW] Markteinführung Bemerkungen
6 WWER-400 30 BE 92 15 [33]
8 RBMK 9 BE [33]
10B WWER-1000 6 BE 94,4 13 [33]
11 105 12 [33]
11 BN BN-600 35 BE 90 10,7 [33]
13 WWER-1000 12 BE 116 20 [33]
104 120 5 [33]
109 126 6,3 [33]

Einzelnachweise

Bearbeiten
  1. a b c d e f g h i j k l m n o p q Bundesamt für Strahlenschutz, Peter Brennecke (Hrsg.): Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle. Endlagerungsbedingungen. Salzgitter Februar 2015 (bge.de [PDF; abgerufen am 13. November 2024]).
  2. Stahlblechcontainer. Eisenwerk Bassum, abgerufen am 13. November 2024.
  3. Eisenwerke Bassum - GNS. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, 26. Februar 2020, abgerufen am 13. Dezember 2024.
  4. a b c d e f g Disposal canister. Posiva, abgerufen am 14. November 2024 (englisch).
  5. MOSAIK®. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 13. November 2024.
  6. POLLUX®. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 7. November 2024.
  7. a b c d e f g h Beispiele für Behälterprüfungen - Beispiele für Behälterprüfungen. Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung, abgerufen am 7. November 2024.
  8. a b c d F. Peiffer, T. Fass, S. Weber: Analyse betrieblicher Erfahrungen und ihrer Bedeutung für das Anlagenkonzept und den Betrieb eines Endlagers für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle. Hrsg.: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit. Juli 2011 (grs.de [PDF; abgerufen am 7. November 2024]).
  9. a b Marion Tholen: Forschungsvorhaben: Chemisch-toxische Stoffe in einem Endlager für hochradioaktive Abfälle. Hrsg.: DBE TECHNOLOGY. Peine 31. August 2009 (oeko.info [PDF; abgerufen am 7. November 2024]).
  10. a b c Der älteste CASTOR feiert 40. Dienstjubiläum. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 3, Februar 2009 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  11. Die GNS und der CASTOR feiern 40. Jubiläum – Seit vier Jahrzehnten sichere Entsorgung. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 14, August 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  12. Die GNS und der CASTOR feiern 40. Jubiläum – Seit vier Jahrzehnten sichere Entsorgung. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 10, November 2017 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  13. Angela Merkel ermöglichte den ersten Antransport – 20 Jahre Castor in Gorleben. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 8, November 2015 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  14. a b c d e f g h i j k EWN Entsorgungswerk für Nuklearanlagen (Hrsg.): CASTOREN BEI EWN – BAUARTEN UND INVENTARE. August 2020 (ewn-gmbh.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  15. a b c d e f Wilhelm Bollingfehr, Wolfgang Filbert, Christian Lerch, Marion Tholen: Endlagerkonzepte – Bericht zum Arbeitspaket 5 – Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben. Hrsg.: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit. Juli 2011 (grs.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024] Fassung vom Dezember 2012).
  16. a b CASTOR® 440/84 mvK. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 6. November 2024.
  17. a b c GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): CASTOR MTR3 – Transport- und Lagerbehälter für Brennelemente (WWER 1000). Oktober 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  18. a b WWER. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 6. November 2024.
  19. a b c d GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): CASTOR V/19 – Transport- und Lagerbehälter für Brennelemente (DWR). Oktober 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  20. a b c Vorletzter HAW-Transport aus La Hague – Neuer Behälter, alte Widerstände. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 5, Mai 2011 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  21. a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x y z aa ab ac ad ae M. G. Raddatz, M. D. Waters: Information Handbook on Independent Spent Fuel Storage Installations. Hrsg.: U.S. Nuclear Regulatory Commission. Dezember 1996 (nrc.gov [PDF; abgerufen am 18. November 2024]).
  22. Köcher, Körbe und Behälter. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 6, November 2013 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  23. a b c d GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): CASTOR V/52 – Transport- und Lagerbehälter für Brennelemente (SWR). Oktober 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  24. a b c d e f Neu entwickelte Behälterfamilie: Der erste CASTOR® geo ist beladen. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, 22. Juli 2024, abgerufen am 6. November 2024.
  25. Neuer Behältertyp HAW28M – Der neueste CASTOR. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 1, Mai 2007 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  26. a b c GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): CASTOR HAW28M – Transport- und Lagerbehälter für verglaste Abfälle. Oktober 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  27. a b c d e Niklas Bertrams, Philipp Herold, Juliane Leonhard, Ulla Marggraf, David Seidel, Ansgar Wunderlich: TREND – Weiterentwicklung der Konzepte der Transport- und Einlagerungstechnik von Endlagerbehältern. Hrsg.: BGE TECHNOLOGY GmbH. 10. August 2021 (bge-technology.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  28. Weitere Behälter - GNS. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 6. November 2024.
  29. a b c GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): CASTOR MTR3 – Transport- und Lagerbehälter für Brennelemente aus Forschungsreaktoren. Oktober 2023 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  30. a b Forschungsreaktoren. GNS Gesellschaft für Nuklear-Service, abgerufen am 6. November 2024.
  31. a b c Robertas Poškas, Povilas Poškas, Kęstutis Račkaitis, Renoldas Zujus: A numerical study of thermal behavior of CASTOR RBMK-1500 cask under fire conditions. In: Nuclear Engineering and Design. Band 376, Mai 2021, S. 111131, doi:10.1016/j.nucengdes.2021.111131.
  32. a b c Letzter von 191 CONSTOR RBMK1500/M2 nach Ignalina ausgeliefert – Größter Auslandsauftrag der GNS abgeschlossen. In: GNS Gesellschaft für Nuklear-Service (Hrsg.): GNS – Das Magazin der GNS-Gruppe. Ausgabe 12, Mai 2020 (gns.de [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  33. a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x y z aa ab ac ad ae af ag ah ai aj ak al am an ao ap aq ar as at au av aw ax ay az ba bb bc bd be bf bg bh bi bj bk bl bm bn bo bp bq br bs bt bu bv bw bx by bz ca cb cc cd ce cf cg ch ci cj IAEA (Hrsg.): Operation and Maintenance of Spent Fuel Storage and Transportation Casks/Containers. Januar 2007 (englisch, iaea.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  34. a b c d e f g h i R. Gowing: Experience in Wet Transport of Irradiated LWR Fuels. S. 1143–1150 (inmm.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  35. a b c d e f P. C. Purcell, D. R. Coulthart: Excellox 6 and 7 Irradiated Fuel Transport Flasks. In: International Journal of Radioactive Materials Transport. Band 2, Nr. 1-3, Januar 1991, ISSN 0957-476X, S. 9–14, doi:10.1179/rmt.1991.2.1-3.9.
  36. a b Richard Gowing, Peter C. Purcell: FURTHER EXPERIENCE AND DEVELOPMENTS IN THE TRANSPORT OF SPENT FUEL. S. 359–368 (inmm.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  37. Internationale Atomenergie-Organisation (Hrsg.): Spent fuel management: Current status and prospects 1997. Wien 1998 (iaea.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  38. a b c d e f g h i j k Janis Edres, Markus Mazur: Untersuchungen zur Rückführung radioaktiver Abfälle aus der Wiederaufbereitung. Hrsg.: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit. Juni 2023 (grs.de [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  39. a b c d e f g h i j k l m F. Rancillac, G. Sert, J. C. Niel, J. B. Servajean, C. Penoty, P. Cheron, J. P. Brault: ASSESSMENT OF THE CONSEQUENCES OF ACCIDENTAL BURIAL INTO SOFT GROUND OF A SPENT FUEL TRANSPORT CONTAINER. S. 1055–1063 (inmm.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  40. UK Radioactive Waste Inventory (Hrsg.): WASTE STREAM 9Z201 Magnox Fuel Transport Flask. (gov.uk [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  41. a b c d e R. F. Pannett, J. H. Barnfield: Thirty Years of Safe Irradiated Fuel Transport Maintaining the Record. Hrsg.: Institute of Nuclear Materials Management. 1992, S. 328–335 (inmm.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  42. a b c d e f g h i Anthony R. Cory: NTL 11 Spent Fuel Flask – Meeting the Challenge of Regulatory and Technological Change. Hrsg.: IAEA. 2004 (iaea.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  43. THE TN 24 DUAL PURPOSE CASK FAMILY FOR SPENT FUEL: FACTUAL EXPERIENCE AND TRENDS FOR FUTURE DEVELOPMENT (englisch)
  44. Pierre Cavelius, Carine Hoffmann, Hervé Ripert, Guillaume Dupont de Dinechin: TN® 24 Dual Purpose Casks: 20 years of Licensing Experience. (inmm.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  45. a b c d Heidi A. Smartt, Robert J. Finch, Risa Haddal: Developing Design Criteria for Safeguards Seals for Spent Fuel Transportation Casks – Final Report. Hrsg.: Sandia National Laboratories. September 2018 (ipndv.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  46. a b c d e f Damien Sicard, Florian Darras, Françoise Gendreau: EUROPEAN EXPERIENCE IN THE FIRST SHIPMENTS OF UNIVERSAL CANISTERS CONTAINING COMPACTED METALLIC WASTE COMING FROM TREATMENT. Hrsg.: Institute of Nuclear Materials Management. 2010 (inmm.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  47. Peter Shih, Glenn Guerra: TN-68 DUAL PURPOSE CASK DESIGN. Hrsg.: Institute of nuclear materials Management. 2001 (inmm.org [PDF; abgerufen am 6. November 2024]).
  48. Castoren nicht dicht genug. N-tv, 10. November 2008, abgerufen am 6. November 2024.
  49. Nicolas Guibert: The New TN EAGLE Transport Cask. Orano USA, 28. Februar 2023, abgerufen am 6. November 2024 (englisch).
  50. a b Rücknahme radioaktiver Abfälle aus der Wiederaufarbeitung. BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung, abgerufen am 8. November 2024 (deutsch).
  51. a b c Jan Becker: CSD-Atommülldesaster. .ausgestrahlt, 13. August 2020, abgerufen am 8. November 2024.
  52. Hervé Ripert, André Indenhuck, Thibault Rousset, Mickael Lemoine, Julie Lasbleiz, Simon Orilski,Toby Fares, Rainer Nöring: OVERCOMING DESIGN AND LICENSING CHALLENGES -THE B(U) FLASK TGC27. Hrsg.: Institute of Nuclear Materials Management. 2019 (inmm.org [PDF; abgerufen am 8. November 2024]).
  53. a b O. Oldiges, J. Boniface: TGC36 a dual purpose cask for the transport and interim storage of compacted waste (CSD-C). 1. Juli 2008 (semanticscholar.org [abgerufen am 8. November 2024]).