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RELEASED FOR ANNOUNCEMENT
IN NUCLEAR SCIENCE ABSTRACTS
This roport mus prepared u an account of Government sponsored work. Neither the United
Blatos, Bor the Commiusion, sor any persoa acting al babalt of the Commission:
A. Makes any mrranty or representation, axpround or implied, with respaot to the socy-
racy, completeness, or usefulous of the Information contained ia this report, or that the uns
of any information, apparatus, methods or proces, dinslowed in so report may not intrine
prinesly owned routs; or
B. Asmos way Wallutas vith roopast to the une of, or for damagu romulting trou the
un of any inforation, apparatus, method, or procesu daclound in this report.
As wood in the abon, "pornou notas ou ball of the Commisslos" toindoo may on-
ployw or contractor of the Commissiou, or caploys of much coatrnobor, to the artant that
moh employw or contractor of the Commission, or employw of such contractar preparu,
dienominatas, or provides locus to, any information pur mannt to Me employment or contract
...en wir von with the Commission, or his employment with mucha contractor.
11. PROJECT SALT VAULT: DESIGN AND DEMONSTRATION OF EQUIPMENT*
W. F. Schaffer, Jr., W. J. Boegly, Jror F. LParker S
Ro L Bradshaw, F. M. Empson, and W. C. McClain
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Health Physics Division
Oak Ridge National Laboratory
Oak Ridge, Tennessee
ABSTRACT
landling, transfer, and storage techniques applicable
to high-level solid waste disposal operations have been success-
fully demonstrated with short-cooled ETR fuel assemblies. The
design of Project. Salt Vault equipment for the encapsulation of
the fuel assemblies, cross country shipment, transfer from the sur-
face to the mine. level; movement within the mine, and transfer
into storage is described. The operations are unique in that
high-level radioactive materials are transferred from a shipping
cask on the surface to the mine. level 1000 feet below without
the use of hot cells.
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Project Salt Vault is a field demonstration of the storage of high-level radio-
active" waste in salt formations. The major differences between the demonstration and
an actual storage facility are the size of the faciliiy and idiat short-cooled fuel assem
blies are used to simulate the heat and radiation from solidified-waste containers such
as will be produced by the Hanford Pilot Plant..
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The U. S. Atomic Energy Commission was interested in operating a demonstra-
sition facility before actual solid wastes became available and requested that the Oak
: | Ridge National Laboratory undertake the design, construction, and operation of the
project. To reduce capital costs, a decision was made to lease an abandoned mine
and modify an existing shipping cask. The original design was based on transferring
encapsulated fuel assemblies from a shipping cask on the surface to a limited-motion
transfer device underground for placement of the waste into storage holes. Later, the
scope of the demonstration was changed to allow development of techniques adaptable
to full-scale storage facilities. The change in scope required the development of a
flexible, reliable, safe, and economical method of underground transfer of radioactive
materials. ::: ::. .
*Research spunsored by the U. s. Atomic Energy Commission under contract with the
Union Carbide Corporation,
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PROJECT SALT VAULT: DESIGN AND DEMONSTRATION OF EQUIPMENT
· W. F. Schaffer, Jr., w. J. Boegly, Jr., F. Le Parker
. R. L Bradshaw, F. M. Empson, and W. C. McClain
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Health Physics Division
: Oak Ridge National Laboratory
Oak Ridge, Tennessee
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ABSTRACT
Handling, transfer, and storage techniques applicable :
- to high-level solid waste disposal operations have been success-
fully demonstrated with short-cooled ETR fuel assemblies. The
design of Project Salt Vault equipment for the encapsulatiori of
the fuel assemblies, cross country shipment; transfer from the sur
face to the mine level, movement within the mine, and transfer
into storage is described. The operations are unique in that
high-level radioactive materials are transferred from a shipping
cask on the surface to the mine level 1000 feet below without
the use of hot cells.
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Project Salt Vault is a field demonstration of the storage of high-level radio-
active waste in salt formations. The major differences between the demonstration and
an actual storage facility are the size of the facility and that short-cooled fuel assemt
blies are used to simulate the heat and radiation from solidified-waste containers such
as will be produced by the Hanford Pilot Plant.
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The U. S. Atomic Energy Commission was interested in operating a demonstra-
tion facility before actual solid wastes became available and requested that the Oak
Ridge National Laboratory undertake the design, construction, and operation of the
: project. To reduce capital costs, a decision was made to lease an abandoned mine
and modify an existing shipping cask. The original design was based on transferring
, encapsulated fuel assemblies from a shipping cask on the surface to a limited-motion
transfer device underground for placement of the waste into storage holes. Later, the
e scope of the demonstration was changed to allow development of techniques adaptablo
to full-scale storage facilities. The change in scope required the development of a
: flexible, reliable, safe, and economical method of underground transfer of radioactive
materials.
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... The major operations involving equipment' design are shown on Fig. 1. They
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1. Encapsulation of the fuel assemblies. This involved the design of special
containers for the fuel for loading at the National Reactor Testing Station
TAN hot cells facility in Idaho.
2. Modification of u cask for cross country shipment. A cask used earlier
. for the Sodium Reactor Experiment (SRE) fuel shipments required extensive
rework for this use.
3. Waste charging - surface facility. The operation is unique in that hot
. cells are not used for the transfer of the fuel in unshielded containers
from the surface to the mine level.
4. Underground transfer. A full-scale prototype machine was developed for
the underground transfer of radioactive materials.
5. Storage in salt. Special provisions were required for the demonstration
to insure removal of the radioactive materials at the conclusion of the
demonstration.
I will review the design of the more important equipment and indicate how
the demonstration requirements affected equipment design and how these requirements
were satisfied.
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For extrapolation of experimental data to facility design, a seven-hole storage
area was selected as the minimum storage module. This decision and the selection
of the ETR fuel type as the best available source for radiation dosage and heat to the
salt fixed the minimum size of the container and established the approximate size of .
the shipping cask. In order to insure safe fuel element temperatures, it was necessary ..
ihat thermocouples be located between the plates of the assemblies. Shipping and
storage required that the assemblies be contained in hermetically sealed containers.
It was also desirable that the container walls be made as thin as practical to maxi-'!
mize radiation dose to the salt. Yet the container had to withstand the pressure build
up from the possible release of fission product gases from a leaky assembly and the
increase in pressure resulting from the increase in temperature of the gas in the event
of an accident where loss of coolant occurred. The size of the canister necessary to
meet these requirements and the fixed internal cavity of the cask caused troublesome
problems in the detailed design because of space limitations.
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The photographs in Fig. 2 show a view of the assembled canister and fuel
assemblies; the line drawing is a diagrammatic cross section of the canister showing
the more important features of the design. The head of the canister provides a cavity
for connecting the hoisting cable, a spool for retaining the thermocouple lead wires
during loading and transfer operations, a biological shield and junctions for sealiny
the thermocouples. The body is the container for the fuel assemblies and provides a
union of the thermocouple and fuel assemblies. The closure provides a mechanically
I strong joint by virtue of deep scrow threads and incorporates two effective seals for
the body.


Figure 3 shows the several sub-assemblies of the head of the canister.

The first feature which gave us quite a few headaches before it was developed
was incorporation of the thermocouple assembly. It was desirable that thermocouples
terminate in the central region of both the upper and lower fuel assemblies for safety.
control of the array. Four stainless steel sheathed thermocouples, 62 mils in diameter,
are first connected to flexible wire leads and potted to form a hermatically sealed
junction which can be seen in Fig. 3. The thermocouple sheaths then are brazed to
a circular disk in an induction furnace (Fig. 4). The ends of the thermocouples are
fed through holes in the top plug of the canister and the disk assembly is attached by
seal welding to the plug. This procedure is necessary to minimize the amount of heat
applied to the thermocouple assembly to avoid damage to the couples. The free end
of the thermocouples (Fig. 5) are then placed in a jig and separated by a 1/4-in.-
wide flat shim stock and joined together by brazing the sheaths to the shims to form
a flat ribbon assembly with a maximum thickness of 70 mils. Since the fuel plate
separation is only 100 mils and to allow for fuel plate warpage or distortion, the
tolerance on the thermocouple ribbon must be carefully controlled. A removable
tongue is provided on the end of the ribbon which extends beyond the closure end of
· the canister to provide a means of inserting the thermocouple ribbon between the fuel :
plates. After the foel assemblies are in place, the notched section of the tongue is
broken off. (In the actual hot cell loading procedure, it was necessary to weld an
additional wire ribbon to the end of the tongue which was first fed through the cen-
tral plates of the fuel assembly to guide the thermocouples between the fuel plates.)
· The flexible leads on the thermocouples (Fig. 6) are wound on a spool on the top of
the canister body and retained by a sheet metal spring clip which is removed after the
canister is in the storage hole. Spring bumpers in the head assembly conipensate for
tolerances in the length of the cut fuel assemblies and reduce the shock loads in :
transit and possible daniage to the thermocouple assembly. Tracks are provided in the
canister body to align the fuel assembly with the thermocouple assembly. ..
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Another design feature is the incorporation of a shielded end on the top of
, the canister body so that when the. canister is in place in the storage hole in the
mine, shielding is provided to allow direct connection of the thermocouples and she
instruments leads without the need for remote operations. Depleted uranium was chosen
as a shield (Fig. 7) to minimize the length of the canister and in tum the length and
weight of the shipping cask. To prevent oxidation of the uranium at elevated temper
atures, the uranium is hermetically sealed in a thin-walled stainless steel can. The
uranium plugs were tested for leaks by first purging the assemblies with helium and
sealing off the gas lines. Several plugs were temperature cycled in a furnace up to
800°F as a further test on leak tightness. The top of the canister is inined together
by bolts in order that the uranium shield and several other parts of the canisters can
be salvaged and reused on subsequent loadings. The uranium plug is larger in diam-.
eter than the main body of the canister to provide an offset to minimize radiation
streaming in the storage holes.
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A dependable seal closure for the canister (Fig. 8) was evolved after a number
of designs were developed, including fabrication and testing of the more promising
designs. The end closure design actually incorporates two types of seals, a line con
tact tapered-plug mechanical seal and a seal weld, either of which is capable of
hermetically sealing the canister to a leak rate of < x 10-8 std cc of Ho/min. The
plug is designed as a non-rotating part to prevent galling of the sealing surfaces.
The mechanical seal design was tested by temperature cycling a prototype closure
to 800°F. and allowing it toº cool to room temperature. The closures and other
subassemblies of all production units were tested by helium leak check methods
at various stages during fabrication' to insure the integrity of the system. The end
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* 18xt" closure is contained together in one unit to simplify hot cell procedures. Just prior to..
55%!!!! installing the closure, the canister is purged with helium. The assembly is seated by
the use of an impact Wrench. After seal welding is accomplished, the canister is
placed into a cylindrical tank in the hot cell which is first evacuated and then con-
nected to a helium leak detector to check for any leakage in the container before
loading into the shipping cask.
Figure 9 is a diagrammatic cross section of the shipping cask and shows the
- canisters in position in the rotatable magazine. The magazine serves a dual purpose,
acting as an indexing mechanism to allow loading or unloading of one canister at a
time, as well as a heat exchanger to remove the decay heat amounting to approximately
23,000 Btu/hr from the cask. The structural framework of the magazine is constructed
for the most part from pipes terminating in headers at both ends (Fig. 10). Cooling
water enters and leaves through concentric pipes at one end of the magazine. Heat is
removed mainly by radiation from the canister to the pipe walls, and water circulating ..
through the pipes carries the heat to an external radiator which will be described
later. Close tolerances between the canister shield plugs and the storage cavities of
the magazine prevented the use of cylindrical stiffening shell on the magazine. Curved
plates welded to the outer pipe circle, together with radial sheet metal supports welded .
between the inner and outer pipe circles, provides rigidity to the structure and also
allows maximum utilization of the cask cavity. The clearance between the magazine
and the intemal cavity of the cask, as well as between the canister shield plug and
the cavity, is approximately 1/16 in.
Figure 11 shows a cross section of a cask and the modifications that were made.
These include the water-cooled magazine just described, a new shorter spool piece
and supplementary external cast steel shielding, to bring the total shielding to 10 in.
lead equivalent.
Figure 12 shows a view of a cask with a shield door open and a canister pro-
truding from the charging-door opening. The charging door is actuated through a hand
wheel on the side of the cask.
Figure 13 is a schematic diagram of the cooling system. A standard diesel
... engine with an auxiliary water pump and an oversized radiator provides for the heat
· dissipation from the cask. The cask was analyzed in accordance with the requirements
of the Code of Federal Regulations, Title 10, Part 72, and was approved for the ship-
ments, based on this analysis, without reservation.' To check the heat transfer cal-
culations, a series of tests were made using electrical heaters to simulate the radio-..
active decay heat of the fuel assemblies. Tests were conducted for extended periods
with the cooling system operating until a steady state condition was achieved at 7 kw
power input per canister position; the canisters reached a maximum temperature of
225°C (437°F). Tests were also run with the cooling system disconnected, as well as
with the coolant lines cut, to simulate a broken line. The highest temperature reached
on the outside. of the canister was 400°C (752°F) after 24 hr without cooling. The
inner liner temperature at that time was about 260°C (500°F) or well below the melte
ing point of lead (632°F).
Calculations made to estimate the ability of the cask to withstand fire damage
indicated that the cask should be able to withstand a sustained fire at a temperature
of 1850°F from 45 to 60 minutes without serious shield damage and, certainly, without
the release of radioactive materials to the environment. Fire retardant or intumescent
paint on the exterior surface of the cask is used to retard the transfer of the heat to

pieces
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the exterior shell.
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Shipment of the cask from Idaho to Lyons, Kansas, was originally planned by
railroad. Reduction of the number of handling operations at Idaho, shipping time,
safety and continuous control enroute, convenience of unloading at Kansas, and cost
led to a decision to ship the cask by motor truck. The Tri-State Transit Company of
Joplin, Missouri, specialists in shipping radioactive materiais, offered the use of a
special heavy-duty truck trailer for the shipment as shown in Fig. 14. Only minor
modifications to the trailer were required to carry the .cask and coolant system. The
cask is secured to a heavy steel shipping frame which also serves as an erection frame
in Kansas; it is never removed during the operation. The shipping frame is simply
secured to the truck frame by bolts; no steel cable or chain tie-downs are used. The
frame is designed to take shock loads up to 10 g during shipment.
.
The waste-charging facility at Kansas (Fig. 15) provides biological shielding
during unloading and a means of erecting the cask from its horizontal shipping posi-
tion to the vertical position for unloading the canisters into the mine. A small sheet-
: metal buiiding protects the personnel from the weather during operations. A 40-ft head-
frame is centered over the waste charging hole to carry the 3/8-in. cable used for
lowering the canisters to the mine. A 35.-ton mobile crane is used to lift the cask
from the shipping trailer at Kansas (Fig. 16). The cask is moved by the crane to a
position proximate to the hole, and the lugs in the forward end of the shipping frame
are engaged in pivots integral with the charging hole structure. The crane is then used
to elevate the cask to approximately 40° elevation. At this time, hydraulic cylinders
are attached to lifting pivots on the shipping frame (Fig. 17). The hydraulic cylinders
are retracted and lift the cask safely to a vertical position over the hole. Operating
control rods extend through the shielding which forms the base of the topside facility
(Fig. 18); these are used to withdraw the main shield door of the cask and to
operate the actuating wheel of the charging door. Rotation of the cask to desired in-
dex position is accomplished by use of a ratchet wrench operating through the gear
train on the rear of the cask.
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A canister-handling tool or grapple is used to connect the canister to the
hoisting cable. Figure 19 shows the grapple with the lifting dogs in both retracted
and extended positions. They are operated with the tool shown through an opening in L
the rear of the cask. A positive bayonet type lock is provided. A special cable
connector on the top of the grapple is attached to approximately 20 ft of 1/4-in.
cable terminating in a ball-shank connector. A special quick disconnect joint is used
to secure this cable to the main 3/8-in. hoisting cable.
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The next two figures (20 and 21) are photographs taken from the roof of the
topside facility and show the grapple being inserted in the cask and locked with the
special tool. The gears for rotating the magazine and the coolant lines can also be
* seen.
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Figure 22 is a cross section of the facility and shows many of the auxiliaries
used to guarantee safe operation, such as the two position-indicator switches and the
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In order to provide the flexibility necessary for an actual disposal operation,
a highly maneuverable transporter was developed. A number of altemate transportation
systems were considered, including overhead rail and trolleys and rail-typo rransporta
tion. Rough cost estimates indicated it would be cheaper to use a self-powered vehicle
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to provide flexibility within the mine.
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Figure 23 shows a preliminary concept of this vehicle. We considered that it
would be desirable and expedient to subcontract the fabrication of the vehicle to an
outside fabricator experienced in the building of heavy construction vehicles. The
shield, and vehicle functions were designed at ORNL, but the procurement and fabri-
cation was handled by a fixed-price contract. The Stowers Machinery Corporation of
Knoxville, Tennessee, was the successful bidder. The services of the Athey Products
Corporation of Chicago, Illinois, was employed by Stowers for the fabrication of the
trailer and, later, the shield was also subcontracted to the same company.
Figure 24 shows a photograph of the actual transporter in the mine. The pro-
curement specification covered the design, fabrication, and testing of a standard two-
wheel, rubber-tired, diesel-powered tractor and a special two-wheel, rubber-tired
trailer with a power-positioned, steel-cased lead shield. The contractor was responsible
for determining that the tractor had adequate power for the work to be performed, in-
cluding auxiliary power systems for the trailer requirements, and coupling of the
**: tractor and trailer for the required load and maneuverability. The specifications re-
quired that the unit negotiate a 10% grade ut a speed of at least I to 5 miles per hour
with a fully-loaded trailer. The vehicle had to be able to turn in a 25-ft-wide cor-
ridor without backing or scraping the walls of the corridor. It had to be sufficiently
maneuverable to spot the shield within one foot of any fixed point on the floor of
the mine. The shield indexing system was required to provide movement in all three
axes, and to position the shield to + 1/16 in. of any predetermined point within the
range of the indexing system. The currier had to withstand a minimum shock force of
10 g's, such as could occur by the collision of the tractor and trailer with a rigid
body, in forward or reverse directions, without the shield breaking free from the bridge
or other structural members in such an impact. It was required that the transporter
should not upset in the event of tire, axle, or wheel failure. Finally, the complete
unit had to have capability of being disassembled into subassemblies small enough to
pass through the mine shaft. Restrictions on size were dictated by available shaft area,
approximately 4-1/2 x 6 ft. Restrictions on weight were dictated by the head frame,
which was limited to seven tons. Final inspection for acceptance was performed in the
mine at Lyons, Kansas.
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The shield itself weighed approximately 50,000 pounds and, therefore, could not
be constructed in the manner normally used for casks of this size. Figure 25 shows a l
cross section of the shield. It will be noted that the top door assembly of the cask |
is removable. The steel shell and the lower door-frame assembly is a one-piece welded
construction. The bulk of the weight is, of course, represented by he lead shielding.
To minimize costs, facilitate assembly, and minimize radiation leakuge, uncased lead
rings with a chevron-type cross section were designed. Other than the top and bottom
ring, all other rings are identical and each weighs approximately 900 lb. The loading
na of the rings proved easier than expected and none were damaged in shipping or
into the cask. If higher-level waste is handled where heat dis-
sipation is a problem, the cask can be connected by hoses to the diesel cooling system.
permitting circulation of coolant through the cask to remove the excess heat. The
co transporter handles surprisingly well and, with very little practice, one can maneuver
the cask into any area desired. The unit can be spotted in any fixed position more
closely than the specification requires. The index system will provide positioning any-
where within a 3-ft square area and the cask can be stopped precisely where desired.
The cask elevates to the coiling of the mine to receive the fuel and lowers to the
og 1 Comfloor of the mine to discharge the fuel. All shield motions are actuated by small
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hydraulic motors. The operation of both the upper and lower doors, as well as the
winch, are remotely controlled. The remote panel is provided with operating lights to
indicate door positions and critical positions of the canister, and with a footage
courter for the winch, to indicate the length of cable released. Indexing the shield
is directly controlled. The shield provides approximately 9 in. of lead equivalent e
shielding and has an internal cavity of 15 in. diameter by 9 ft long. This size was: 3
chosen because it was compatible with (at least) early calcined waste containers at
Hanford, and was within the power capability of the tractor employed. For purposes.
of this demonstration, an insert tubo was placed in the cavity to retain the canister
in the veriical position.
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Figure 26 is a cross section showing how the canister enters the cask from the
surface. The grapple is retained with the canister until the canister is finally placed
in the storage hole. Remote operations otherwise necessary to remove the grapple from
the canister are eliminated by providing an offset slot in the doors to allow passage
of the grapple cable. This cable can readily be disconnected from the main hoist
cable outside of the shield and reconnected to a powered winch integral with the
shield assembly.
Figure 27 shows a cross section of the transporter, indexed over a storage
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hole,
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Figure 28 is a cross section of a storage hole and shows the various auxiliaries
required. For an actual disposal operation, many of the features of the experimental
storage hole would not be required. A hole would be drilled in the floor and possibly
lined, depending upon the protection required; and salt would be dumped in to provide
shielding. The salt charging mechanism could be incorporated on the transporter so
the salt could be fed into the hole upon completion of the loading operation. Since
the Lyons mine does not belong to the Atomic Energy Commission, it was necessary to
provide additional features to guarantee that the fuel assemblies could be withdrawn
from the mine at the end of the operation. The hole liner essentially provides a
secondary containment vessel for the fuel during storage. The liner is designed into
two parts: the upper part is a heavy-walled carbon steel pipe which will withstand an
external pressure of about 3500 lb per square inch, which might be experienced during
the storage operations due to movement of the salt. · The lower section is designed as D
a thinner wall vessel in order to provide maximum radiation dose to the salt. To avoid
the problem of collapse pressure, an annular space is provided between the salt and the
container. Movement of the salt inward toward the liner can be measured by speciale
calipers. If the movement of the flow is sufficient to endanger the integrity of the
system, it will be necessary to withdraw the canister and the liner and overbore the
hole and reinstall the equipment. Auxiliary heaters are provided to supplement the
heat lost as the radioactive decay heat rate diminishes. Provisions are made for
monitoring the off-gas from the annular cavity. When the canister is in place, the
radiation level is reduced to a level tolerable for connecting the thermocouples to the w
instruments. A supplementary shield reduces the background radiation to a negligible
point at the surface of the floor.
REFERENCES
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11
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1
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P
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1. W. F. Schaffer, Jr., Evaluation of Project Salt Vault Cask for Conformance with
i. Code of Federal Regulations, Titlo 10, Part 72, USAEG Roport: ORNL-CF-64-12-8,
Oak Ridge National Laboratory, December 1964.
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