Una vez utilizado en los reactores nucleares, el combustible nuclear se almacena en las piscinas de las centrales nucleares para  el decaimiento de su actividad y su enfriamiento. Posteriormente, el combustible nuclear gastado puede ser almacenado en seco hasta su gestión definitiva en contenedores de almacenamiento o contenedores de almacenamiento y transporte, denominados estos últimos de doble propósito.

Estos sistemas de almacenamiento están compuestos por un conjunto de elementos que garantizan el almacenamiento seguro del combustible gastado. Su diseño se basa en garantizar el cumplimiento de las funciones de seguridad establecidas que exige la normativa: mantener la subcriticidad y el confinamiento  del material y evitar su degradación; el blindaje de la radiación gamma y neutrónica y la evacuación del calor residual originado por la actividad radiactiva.

Estos contenedores constan de un vaso cilíndrico con un sistema de cierre hermético y en su interior hay un bastidor donde se alojan los elementos combustibles. Dependiendo del tipo de combustible nuclear, el contenedor puede almacenar entre 20 y 60 elementos.

Los elementos de combustible gastado que cumplen los requisitos establecidos en la licencia del contenedor (tiempo de enfriamiento, quemado y grado de enriquecimiento, entre otros parámetros) pueden ser almacenados según un plan de carga revisado y aprobado.

La normativa vigente define los requisitos de seguridad nuclear y protección radiológica para el diseño de contenedores de combustible gastado, establece el contenido de la documentación a presentar para su aprobación y garantiza la adecuada coordinación entre los titulares en las fases del diseño o fabricación y de uso de los contenedores, ya que los responsables pueden ser diferentes en cada una de ellas.

Para elaborar los informes preceptivos previstos para dichos procesos de licenciamiento, el CSN sigue la normativa propia, la del país de origen de la tecnología y la normativa internacional aplicable, como la del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), en la materia de almacenamiento de combustible gastado y, en particular, de contenedores de almacenamiento de combustible gastado en seco.