С.В.Комаров, директор Департамента контейнерного обращения с ОЯТ и ВАО;  М.Е.Буду, ст. руководитель направления Департамента контейнерного обращения с ОЯТ и ВАО;  И.В.Гусаков-Станюкович, директор по ОЯТ и сбалансированному ЯТЦ, «Техноснабэкспорт»  

Актуальность развития двухцелевых контейнеров для перевозки и длительного хранения ОЯТ возросла в связи с планами «Росатома» по строительству энергоблоков за рубежом. Строительство блоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии, а также переход на топливо с повышенным начальным обогащением и большой глубиной выгорания требуют разработки и организации производства новых контейнеров для транспортирования ОЯТ ВВЭР-1000.

Создание контейнеров для перевозки радиоактивных веществ велись в СССР с начала 1970-х гг. До 1987 г. НПО им. И.И.Ползунова провело расчеты транспортного упаковочного комплекта ТУК-6 для 30 ОТВС ВВЭР-440 и ТУК-10 для шести ОТВС ВВЭР-1000 с корпусом контейнера из углеродистой стали, ТУК-13В для 12 ОТВС ВВЭР-1000 с корпусом из низколегированной стали 06Н2М, а также ТУК-13/1В для 12 ОТВС ВВЭР-1000 с корпусом контейнера из нержавеющей стали 12Х18Н10Т. ТУК-6, ТУК-10 и ТУК-13В выпускались заводом «Ждановтяжмаш», ТУК-13/1В – Ижорским заводом.

Эти контейнеры эксплуатируются и по настоящее время. Их характеристики соответствовали мировому уровню. Но с начала 1990-х гг. в России не было налажено серийное производство современных ТУК для ОТВС реакторов типа ВВЭР-1000, не был разработан проект такого ТУК с учётом его серийного изготовления на российских предприятиях из отечественных материалов [В.Н.Фромзель ж. «Атомная стратегия» №117 август 2016 г.].

Существующий парк контейнеров для реакторов российских АЭС соответствует нормам безопасности, которые действовали на момент их изготовления, до введения новых требований к безопасности.

По мнению автора статьи «Атомку тормознут контейнеры», «в стране следует наладить производство листового борированного алюминия, который позволяет решать одновременно проблемы ядерной безопасности ТУК, обеспечивает захват тепловых нейтронов и улучшает передачу тепла от ОТВС к внутренней поверхности стенки корпуса контейнера; разработать материалы для создания твёрдой нейтронной защиты и исследовать их свойства, т.к. теплопроводность этих материалов мала по сравнению с теплопроводностью конструкционных материалов (стали, чугуны)».

За последние годы подходы к обеспечению безопасности вывоза ОЯТ со станций изменились, поскольку увеличились начальное обогащение 235U (до 4,95%) и длина топливного столба, изменились режимы эксплуатации реакторов (среднее выгорание топлива возросло до 68 ГВт∙сут/кгU), появилось требование двух барьеров безопасности, запрещено использовать жидкую нейтронную защиту. Появились новые реакторы ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ. Перед ГК «Росатом» встала задача создания ТУКов нового поколения, удовлетворяющих современным требованиям МАГАТЭ.

Для успешного разрешения этой проблемы Госкорпорацией «Росатом» были предприняты следующие шаги.

 В 2018 г. было определено базовое решение для обращения с ОТВС на АЭС «Аккую», «Руппур», Нововоронежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2, Белорусской АЭС: для транспортирования ОТВС АЭС с РУ ВВЭР-1000/1200 будут использоваться ТУК-137Т.

В 2019 г. принято решение о внедрении ТУК-137Т на все блоки АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300, сооружаемые в Российской Федерации и за рубежом по проектам АО «Атомэнергопроект» и АО «Атомпроект».

АО «Техснабэкспорт» было назначено рыночным интегратором компонента «Системы длительного хранения ОЯТ/ВАО» продуктового направления «Сбалансированный ЯТЦ». ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» назначен технологическим интегратором по ТУК для ОЯТ/ВАО. Решено изготовить головной ТУК-137Т.Р и провести «холодные» технологические испытания с последующим принятием решения об изготовлении серийной партии.

В 2020 г. утверждена Комплексная программа обеспечения транспортными и двухцелевыми упаковочными комплектами эксплуатирующихся и строящихся российских и зарубежных АЭС на 2020-2025 гг. и на период до 2035 г. Утверждено техническое задание и чертеж общего вида ТУК-137Т.Р.

В 2021 г. утверждены дорожные карты по внедрению ТУК 137Т-серии в проекты: АЭС «Пакш-2», АЭС «Аккую», Белорусская АЭС, АЭС «Эль-Дабаа».

Технологическим интегратором по системам длительного хранения и последующей транспортировки ОЯТ и ВАО (УКХ-ПВ) назначено АО «ОКБМ Африкантов».

«Сбалансированный ЯТЦ». Система обращения с ОЯТ исходя из требований Заказчиков 

В 2020 г. в «Росатоме» стартовал проект «Сбалансированный ЯТЦ». В рамках проекта планируется разработать технологии выделения отдельных фракций на стадии переработки ОЯТ (рис.1).

Рис.1. Сбалансированный ЯТЦ

Фракция короткоживущих продуктов деления (цезий, стронций) может быть направлена на захоронение в могильник РАО с относительно коротким временем потенциальной опасности. Элементы фракций редкоземельных и благородных продуктов деления после очистки от радиоактивных изотопов могут быть использованы в  промышленности. Развитие технологий фракционирования при переработке ОЯТ открывает перспективы использования извлеченных из ОЯТ продуктов, способствует снижению объемов и радиотоксичности образующихся РАО. Время, за которое захораниваемые отходы достигают той же потенциальной биологической опасности, что и уран, извлекаемый из недр, — это время достижения радиационной эквивалентности.

Включение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в двухкомпонентную систему с замкнутым ядерным топливным циклом организует систему Сбалансированного ЯТЦ. Это продуктовое предложение адресовано клиентам, имеющим проблемы с отработавшим ядерным топливом (рис.2).

Рис.2. Система обращения с ОЯТ исходя из требований Заказчиков

Проект Сбалансированного ЯТЦ предполагает рецикл ядерных материалов и отсутствие радиоактивных отходов, требующих глубинного геологического захоронения. Конфигурация системы обращения с ОЯТ/ВАО может быть адаптирована под потребности конкретного зарубежного заказчика. Для соответствия ключевым требованиям заказчиков «Росатом» предлагает два варианта:  хранение на основе многофункционального СКХОЯТ на предприятии заказчика и переработку ОЯТ. Этап длительного контейнерного хранения – необходимый технологический передел при обращении с ОЯТ/ВАО зарубежных АЭС.

При варианте многофункционального сухого контейнерного хранилища (рис.2 а)

отработавшее ядерное топливо выгружается из бассейна выдержки АЭС в транспортно-перегрузочный ТУК (ТП-ТУК) и перевозится в СКХОЯТ, где перегружается в упаковочный комплект хранения повышенной вместимости (УКХ ПВ). После длительного хранения (до 60 лет) в УКХ ПВ ОЯТ транспортируется в Россию на переработку.

Для переработки ОЯТ нейтронная защита упаковочного комплекта хранения демонтируется, чехол заменяется на предназначенный для перевозки и хранения ВАО.

ВАО (короткоживущая фракция) остекловываются, временно хранятся в России, затем возвращаются заказчику. После переработки ОЯТ регенерированный уран и плутоний поступают на производство УПТ, возвращаются в ЯТЦ России или на АЭС Заказчика.

ВАО (короткоживущая фракция) в УКХ ПВ хранятся до момента снижения активности до уровня САО для обеспечения возможности захоронения в ПЗРО. Долгоживущая фракция ВАО после фракционирования используется в производстве топлива для российских  реакторов на быстрых нейтронах.

Создание реакторов на быстрых нейтронах позволит решить вопрос с утилизацией высокоактивных долгоживущих РАО путем их сжигания в быстрых реакторах. Короткоживущие ВАО достигают радиационной эквивалентности с природным ураном менее чем за 300 лет, а радиологической эквивалентности - за 100 лет. Регенерированный уран возвращается клиентам в виде нового топлива, снижая потребление природного урана. Выделенный плутоний может рециклироваться многократно, снижая расход природного урана.

Новая технологическая платформа с БН и технологиями замкнутого ЯТЦ позволяет включить зарубежные легководные реакторы в глобальную двухкомпонентную ядерную энергосистему без ограничений по сырьевой базе, без накопления ОЯТ и долгоживущих РАО. Включение традиционных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в одну производственно-технологическую цепочку с реакторными технологиями на быстрых нейтронах позволяет проектировать новые подходы в организации сбалансированного ядерного топливного цикла, в перспективе - практически замкнутого. А также создавать новые виды топлива - МОКС, РЕМИКС, СНУП, новые способы производства и обращения с ним.

Многофункциональное СКХОЯТ на основе двухцелевых ТУК

Создание в стране размещения АЭС базовой инфраструктуры по обращению с ОЯТ (многоцелевого СКХОЯТ с возможностью перехода на длительное хранение ВАО от переработки ОЯТ в УКХ ПВ) является необходимым условием  для реализации услуг по переработке ОЯТ АЭС в РФ.

 Многофункциональное СКХОЯТ обеспечивает:

- совместимость-интеграцию с имеющимся и проектируемым оборудованием и системами АЭС;

- вариативность для решения задач заказчиков с учетом их специфики;

- многофункциональность – хранение ОЯТ и ВАО, образовавшихся в результате переработки ОЯТ;

- возможность увеличения размеров и вместимости используемого в СКХОЯТ упаковочного комплекта хранения независимо от параметров реакторного здания АЭС;

- возможность загрузки ОТВС партиями в УКХ повышенной вместимости;

- возможность использовать кредит выгорания и производить иные контрольные и технологические операции с ОТВС;

- снижение удельных затрат на обращение с ОЯТ в расчете на единицу ОТВС.

Новые двухцелевые ТУК и УКХ

Отдельным этапом создания системы длительного хранения ОЯТ/ВАО является изготовление и технологические испытания головного образца ТУК-137Т.Р для перевозки ОТВС ВВЭР-1200. ТУК-137Т разработан на основании федеральной целевой программы, с учетом необходимости замены контейнерного парка для реакторов ВВЭР-1000.

На рис.3 представлены конструкции ТУК для транспортирования и хранения ОЯТ.

Рис.3. Конструкции ТУК для транспортирования и хранения ОЯТ

Транспортно-перегрузочные ТУК  HI-STAR 180 HOLTEC и ТУК-137 имеют схожие конструкции корпуса в виде сэндвича с обечайками из нержавеющей стали. Но в ТУК Hi-STAR нейтронная защита помещена внутрь корпуса.

В ТУК-141/ CASTOR и УХК ПВ цельнолитой корпус выполнен из ВЧШГ. Отсутствие в УКХ ПВ глубокого сверления и механической обработки крупного слитка, позволяет уменьшить толщину стенки отливки.

УКХ HI-STORM + MPC HOLTEC и УХК ПВ объединяет схожесть технических политик: конструкция – «трансформер» оптимизирована к длительному хранению. Но в отличие от цельнолитого «стакана» из ВЧШГ УКХ ПВ УКХ HI-STORM представляет собой «пирог» из бетона + тонкостенной нержавеющей стали.

Конструкция ТУК-137Т имеет уменьшенные габариты, и при этом  увеличенную вместимость — 18 ОТВС. Контейнер выполнен в рамках продуктовой линейки и разработан на одной платформе с ТУК-109Т и ТУК-137Д.

Все контейнеры линейки ТУК-137 являются транспортными упаковочными комплектами нового поколения и отвечают современным требованиям МАГАТЭ по безопасности.

ТУК нового поколения для ВВЭР-1200 требуется из-за более глубокой степени выгорания уранового топлива, ТВС проводит в активной зоне реактора больше времени, накапливая большее количество высокорадиоактивных осколков деления. Немецкие компании освоили выпуск ТУК из высокопрочного чугуна с шарообразным графитом (ВЧШГ). ВЧШГ дешевле стальных сплавов, отливка не требует сварных работ. Срок службы ТУКа – не менее 60 лет, максимальное время хранения ТВС внутри ТУКа – 9 лет, вместимость – не менее 18 ТВС (при этом габариты должны позволять ж/д транспортировку), суммарное энерговыделение внутри ТУКа – до 40 кВт и температурный диапазон использования от -61 до +52^оС.

Ключевым критерием конкурентоспособности по обращению с ОЯТ/ВАО в Сбалансированном ЯТЦ является снижение класса опасности ВАО и кратное сокращение упаковок (УКХ). Для 2-х блочная АЭС с РУ ВВЭР-1200 в течение 60 лет эксплуатации образуется ~ 6 000 ОТВС, для которых потребуется ~ 340 ТУК на базе 2-х целевого ТУК вместимостью 18 ОТВС или < 200 УКХ на базе УКХ ПВ вместимостью 31 ОТВС. И от 30 до 60 УКХ ПВ с КФ ВАО при переработке ОЯТ с фракционированием, с применения/не применением УПТ. Захоронение в приповерхностном или среднеглубинном ПЗРО ~ 1 100 куб. метров с упаковкой (УКХ ПВ) с применением УПТ. В первоначальном варианте захоронения в глубокой геологической формации потребовалось бы  ~ 1 200 куб. метров без упаковки или ~ 7 000 куб. метров с упаковкой.

Транспортно-перегрузочный ТУК-137Т

На рис.4 представлен унифицированный транспортно-перегрузочный ТУК (ТП-ТУК) для ОЯТ на базе семейства ТУК-137Т. Данный контейнер предназначается для:

- выгрузки ОЯТ из бассейна выдержки АЭС;

- временного хранения ОЯТ до перегрузки в УКХ-ПВ;

- многократных перевозок;

- транспортирования ОЯТ на перерабатывающее предприятие (если не предполагается долговременное хранение);

- перевода на долговременное хранение (заварка) – опция для заказчика.

Семейство контейнеров ТУК-137T представляет собой многослойную конструкцию корпуса в обечайке из нержавеющей стали вместимостью 18 ОТВС ВВЭР-1000/1200/1300.

Максимальный размер контейнера (Ø2540 мм) ограничен параметрами ТТС энергоблока ВВЭР.  Максимальная масса загруженного ТУК - 117 т. Изготовливаются конейнеры в РФ без применения импортных комплектующих. По требованиям иностранных заказчиков возможна локализации производства. Внедрение семейства ТУК-137Т позволит обеспечить:

- регулярный вывоз ОТВС ВВЭР-1200 с российских АЭС в ТУК-137Т.Р;

- лицензирование и проведение ПНР строящихся за рубежом АЭС;

- решение задач по обеспечению длительного хранения ОТВС на площадке АЭС для ряда заказчиков (опция).

Рис.4. ТУК-137T

Рис.5. Семейство транспортно- перегрузочных ТУК для ОЯТ российских АЭС

ТУК-109Т используется для перевозок ОЯТ реакторов РБМК-1000. Выполнены натурные испытания (падение с высоты 9 м и падение с высоты 1 м на штырь) в соответствии с правилами МАГАТЭ (SSR-6).

Для ТУК-137Д, предназначенных для ОТВС РУ ВВЭР-1000/1200 (загрузка 20-ти «горячих» ОТВС) выполнены «горячие» испытания.

Головной ТУК-137Т.А1 (ВВЭР-1200) будет использоваться для долговременного  сухого хранения ОТВС – до 60 лет. Способ герметизации при долговременном хранении – сварка. Инертная среда – азот.

ТУК-137T.Р; ТУК-137T.E (ВВЭР-1200/1300) внедряется на все проектируемые, эксплуатирующиеся и строящиеся АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300 в России  и за рубежом.

Статус внедрения ТУК-137Т на АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300

Принято решение по внедрению семейства ТУК-137Т для России (ТУК-137Т.Р перевозка), Белоруссии (перевозка, с 2023 г. - двухцелевое применение), Турции (ТУК-137Т.А1 - двухцелевое применение), Бангладеш, Узбекистана и последующих проектов  (ТУК-137Т.Е - двухцелевое применение). Характеристики модификаций ТУКов приведены в табл.1.

Контейнеры семейства ТУК-137Т внедряются также при исполнении иностранных заказов из Венгрии, Египта, Финляндии, Индии. В случае заказов из Венгрии и  Египта речь идет о двухцелевом применении ТУК. Для Финляндии и Индии - ТУК-137Т предназначается для внутриобъектовой перевозки. Характеристики модификаций ТУКов для иностранных заказчиков см. в табл.1. 

Табл.1. Внедрение ТУК-137Т на АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300

Новые УКХ повышенной вместимости для ОЯТ и ВАО

Для долговременного хранения ОТВС, снижения стоимости хранения топлива в СКХОЯТ требуются новые УКХ повышенной вместимости, применение которых повысит также эффективность перевозок ОЯТ в Россию на переработку и  возврат остеклованных КФ ВАО заказчику на долговременное хранение.

Вместимость новых УКХ ПВ будет составлять 30-32 ОТВС  ВВЭР-1000/1200/1300 или 5,5-6,5 м3 ВАО. При этом максимальный размер контейнера (Ø2950 мм) ограничивается пределами для ж/д перевозки. Максимальная масса загруженного УКХ не должна превышать 160 т. Суммарное остаточное тепловыделение ОЯТ в пределах 45 кВт. 

В качестве базовых конструктивных решений УКХ ПВ приняты следующие:

- корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом из чугуна доменной и электродуговой плавки с минимальной механической обработкой;

- чехол/корзина из борсодержащего сплава на основе алюминия и технологии производства деформированных полуфабрикатов из него;

- внутреннее покрытие представляет собой комбинированное антикоррозийное  газотермическое покрытие, антикоррозийная наплавка;

- в качестве нейтронной защиты рассматриваются варианты: гидрид титана, Силбор-5, полипропилен (определяется на стадии ТП);

- теплоотвод осуществляется за счет съёмных навесных радиаторов и магнитокалориметрического покрытия для купирования остаточного тепловыделения ОЯТ/ВАО;

- при перевозке используются групповые транспортные защитно-демпфирующие кожухи (ЗДК).

В техническом задании на УКХ ПВ оговариваются два барьера герметизации, учет старения (SSR-6 Ред.1 2018). Условия трансформации конструкции предполагают:

- съемные транспортные демпферы/ЗДК;

- выемные части: чехлы для разного рад. содержимого;

- дополнительные элементы для хранения:

- навесные радиаторы для теплосъема;

- защитные элементы для снижения нагрузок максимальных внешних воздействий.

- съемную биологическую защиту при обращении с ВАО.

В качестве возможных допущений обоснования ЯБ выступают:

- кредит выгорания ОТВС;

- отсутствие воды во внутренних объемах.

Срок службы для ОТВС > 60 лет,  для ВАО > 360 лет.

УКХ ПВ предназначается для неповрежденных ОТВС, герметичных пеналов с ДОТВС, первичных упаковок с КФ-ВАО.

Жизненный цикл УКХ ПВ

Жизненный цикл УКХ ПВ представляет собой цепочку технологических переделов от загрузки ОТВС до размещения его на длительное хранение в СКХОЯТ.

На этапе загрузки ОТВС из транспортно-перегрузочного ТУК с использованием перегрузочного устройства или в защитной камере ХОЯТ производится частичная загрузка ОТВС и подготовка к длительному хранению.

Для длительного хранения ОТВС (до 60 лет) производится установка дополнительных элементов для хранения; осуществляется мониторинг параметров УКХ ПВ; управление старением; его техническое обслуживание; обеспечивается возможность извлечения содержимого.

Перед транспортированием ТУК ПВ с ОТВС после длительного хранения на предприятие ЯТЦ производится оценка изменений конструкции и нормативных требований перед вывозом. Устанавливаются транспортные демпферы/групповые ЗДК.

Мультимодальная перевозка (авто, морской и ж.д. транспорт) осуществляется на универсальной раме.

На предприятии ЯТЦ производится разгрузка ОТВС, извлечение чехла для ОТВС; техническое обслуживание и продление ресурса; осуществляется демонтаж биологической защиты; проводится установка чехла для КФ-ВАО;  загрузка пеналов с КФ-ВАО. Далее обеспечивается технологическое хранение/выдержка (до 60 лет).

Для транспортирования УКХ ПВ с КФ ВАО в СКХОЯТ устанавливаются транспортные демпферы/ЗДК. Мультимодальная перевозка (авто, морской и ж.д. транспорт) осуществляется на универсальной раме.

Для длительного хранения УКХ ПВ с КФ ВАО в СКХОЯТ производится установка дополнительных элементов для хранения. Обеспечиваются мониторинг параметров УКХ ПВ; управление старением; техническое обслуживание; возможность извлечения содержимого.

Инженерные вызовы

Для обеспечения конкурентоспособности Сбалансированного ЯТЦ новые упаковки должны быть эффективнее существовавших ранее. Необходимость снижения затрат транспортно-логистических операций и сокращения количества упаковок на этапе технологической выдержки (для снижения остаточного тепловыделения и среднеглубинного  захоронения) требует значительного повышения вместимости ТУК/УКХ.

По вместимости по ОТВС и тепловой мощности на упаковку/ОТВС ТУК-137Т.Е (/.Р) должен более чем в 1,5 раза превосходить ТК-13. А УКХ ПВ - в 3 и 1,5 раза превосходить ТУК-140 и ТУК-109Т по вместимости по ВАО и массе загруженной упаковки, соответственно (табл.2).

Табл.2. Требования к эффективной упаковке для обеспечения конкурентоспособности Сбалансированного ЯТЦ 

Повышение вместимости до 18 ОТВС/ТП-ТУК и 30-32 ОТВС/УКХ-ПВ с учетом повышенных параметров ОЯТ (68 ГВт*д/тU; 2 кВт/ОТВС; 4,5 года выдержки), обеспечение конкурентоспособности за счет уменьшения цены на единицу ОТВС ниже уровня рынка, импортозамещение (материалы корпуса, чехла, n-защиты; уплотнения), подтверждение теплофизических характеристик (максимальное тепловыделение, температура на поверхности ОТВС и ТУК), учет старения материалов, обоснование целостности ОТВС при длительном сухом хранении, перевозке после хранения, устойчивость к внешним воздействиям, обоснование длительного хранения – вот далеко не полный перечень инженерных вызовов, стоящих перед специалистами при создании новых ТП-ТУК и УКХ-ПВ.

Таким образом, перед отраслью стоят задачи создания новых ТУК, отвечающих требованиям современных проектов АЭС с РУ ВВЭР 1000/1200: 

- разработка унифицированного двухцелевого ТУК-137Т.Е для использования в проектах АЭС ВВЭР-1200 и последующих на базе ТУК-137Т.А1 (для АЭС «Аккую»). Объемы и сроки поставки ТУК-137Т.Е будут определяться контрактами с инозаказчиками, в общих случаях планируется стартовая поставка 16 единиц ТУК для двухблочной АЭС для обеспечения формирования транспортной (судовой) партии;

- разработка УКХ повышенной вместимости для длительного хранения и разового транспортирования ОЯТ/ВАО. Потенциальный объем поставок до 200 единиц на двухблочную АЭС;

- разработка ТУК для обеспечения неотложного вывоза нетиповых, некондиционных, дефектных и негерметичных ОТВС с АЭС РУ ВВЭР-1000/1200/1300, включая поставки на послереакторные исследования.

- создание стенда на ФГУП «ГХК» для референтного длительного хранения ОТВС/ВАО в ТУК/УКХ с отработкой технологический операций.

Выводы

В последние 5 лет приняты отраслевые решения и выполнены мероприятия, направленные на решение задач по созданию отечественных контейнерных решений по обращению с ОЯТ и ВАО в единой технической политике. Осуществляется последовательное внедрение ТУК, изготавливаемых в РФ, в проекты АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300. 

Сложность технических проблем разработки двухцелевых ТУК требует выполнение ряда НИОКР (обоснование целостности ОТВС при длительном хранении, управление старением и обоснование устойчивости к внешним воздействиям, новые материалы, способы герметизации и т.д.). 

Обеспечение конкурентоспособности предложений ГК «Росатом» по обращению с ОЯТ зарубежных АЭС в рамках Сбалансированного ЯТЦ может быть реализовано путем создания УКХ повышенной вместимости для хранения и разового транспортирования ОЯТ и КФ-ВАО с параметрами не хуже зарубежных аналогов. 

Материал подготовлен Девятовой Т.А. на базе доклада «Развитие двухцелевых ТУК и УКХ для ОЯТ и ВАО. Отраслевые решения, технические вопросы по внедрению новых ТУК в проекты АЭС ВВЭР» на XV Международном ядерном форуме «Безопасность ядерных технологий: транспортирование радиоактивных материалов» (Санкт-Петербург, октябрь 2021 г.)