Neutronenflussmessung im Reaktorbecken des TRIGA Reaktors Wien zur Berechnung der Aktivierung des biologischen Schildes

Abstract

Die meisten in Betrieb befindlichen Forschungsreaktoren haben mittlerweile ein Alter von etwa 30 bis 35 Jahren erreicht. Dies lässt darauf schließen, dass in absehbarer Zeit ein Programm zur Dekommissionierung relevant werden könnte.<br />Ein großer Teil der Kosten entfallen dabei auf die strahlenschutztechnische Behandlung radioaktiven Materials, welche durch die Allgemeine Strahlenschutzverordnung geregelt ist (Österreichisches Bundesgesetzblatt II, 2006a). Das bei weitem größte Volumen repräsentiert dabei der Beton des biologischen Schildes des Reaktors.<br />Die Beprobung des Betons zur Charakterisierung im Sinne der Allgemeinen Strahlenschutzverordnung ist erst nach der Stilllegung im Zuge des Rückbaus im notwendigen Ausmaß durchführbar. Aus Sicht des Abfall-Managements können mathematische Modelle zur Aktivierungsabschätzung im Vorfeld hilfreich sein.<br />Ziel der vorliegenden Arbeit ist es, ein solches Modell auf den TRIGA Mark II - Reaktor des Wiener Atominstituts anzuwenden und eine Abschätzung über das aktivierte Betonvolumen des biologischen Schildes zu treffen.<br />Das verwendete Modell wurde im Zuge des Rückbaus des ASTRA-Reaktors von Nuclear Engineering Seibersdorf von M. Djuricic angewendet (Djuricic et al., 2007).<br />Das Modell benötigt verschiedene Parameter. Dabei handelt es sich um die chemische Zusammensetzung des Reaktorbetons, die Leistungsgeschichte des Reaktors, die Diffusionslänge der Neutronen im Beton und Neutronenflusswerte zur Erstellung eines Flussprofils. Die vorliegende Arbeit beschäftigt sich mit der Erlangung und Bearbeitung dieser Daten und Größen, um sie für das mathematische Vorhersagemodell nutzbar zu machen.<br />Das Modell liefert dann einen Grenzfluss, welcher das Kriterium zur Einteilung des Betons nach der Allgemeinen Strahlenschutzverordnung repräsentiert. Ein direkter Vergleich mit den experimentell erlangten Neutronenflusswerten ermöglicht dann die angestrebte Zuteilung.<br />Die Vorarbeit besteht darin, die chemische Zusammensetzung des Betons auf die relevanten Nuklide zu reduzieren und die jährlichen Leistungsdaten in sinnvolle Aktivierungsdauern und Abklingzeiten für diese Nuklide umzuwandeln.<br />Die Neutronenflussmessungen zur Erstellung eines Flussprofils finden im einfach zugänglichen Reaktorbecken statt. Es gilt somit sinnvolle Messpositionen und in diesem Sinne dafür geeignete Sondenträger zu finden, um aussagekräftige Messreihen zu ermöglichen.<br />Die gewonnenen Flusswerte werden dann mathematisch in möglichst analytischer Form auf den Beton erweitert, um die angestrebte Abschätzung des aktivierten Gesamtvolumens zu erlangen.<br />Die gesammelten Werte ermöglichen eine Einteilung des Reaktorbetons nach den unterschiedlichen Kategorien der Allgemeinen Strahlenschutzverordnung.<br />Außerdem lassen sich mit den Messwerten jene Bereiche identifizieren, welche vorwiegend die Ursache für die Betonaktivierung darstellen.<br />Dadurch kann man bereits während des Normalbetriebs des Reaktors Vorarbeiten im Hinblick auf dessen Dekommissionierung leisten.<br />Im Zuge der durchgeführten Versuche zur Neutronenflussabschätzung und deren Auswertung konnten auch weiterführende Überlegungen zur Verfeinerung der Vorhersage angestellt werden.<br />

Most operational research reactors have reached an age of 30 to 35 years by now. This suggests that a program for decommissioning might be of relevance in the foreseeable future.<br />A large part of the decommissioning costs will be due to the treatment of radioactive materials which is regulated through the Austrian Allgemeine Strahlenschutzverordnung (Österreichisches Bundesgesetzblatt II, 2006a).<br />The largest amount of radioactive material, by far, will be the concrete of the biological shield of the reactor.<br />The sampling of the concrete for the characterization according to the Allgemeine Strahlenschutzverordnung is not adequately achievable until the reactor is shut down and the dismantling has started. Mathematical models for the prediction of the activation can be helpful in the forefront of waste management considerations.<br />The intention of this work is to apply such a model on the TRIGA Mark II reactor of the Atominstitut in Vienna and to evaluate the volume of activated concrete of the biological shield.<br />The used model was applied by M. Djuricic in the course of dismantling the ASTRA-reactor of Nuclear Engineering Seibersdorf (Djuricic et al., 2007).<br />The model requires several parameters, namely the chemical composition of the concrete, data on the operation of the reactor, the neutron diffusion length in the concrete and neutron flux values to develop a flux profile.<br />This work deals with the obtainment and the adaption of these parameters to apply them in the mathematical model.<br />The model provides a maximum permissible neutron flux which represents the criterion to classify the concrete with respect to the Allgemeine Strahlenschutzverordnung. The immediate comparison with the measured flux values enables the aspired classification.<br />The preliminary work consists of finding only the relevant radionuclides of the concrete composition and converting the operational data of the reactor to useful activation and decay times.<br />The neutron flux measurements for acquiring a flux profile took place in the easy accessible reactor tank. It is necessary to find reasonable positions of measurement and adequate probe carriers to make meaningful series of measurement possible.<br />The gained flux values are expanded for the diffusion through the concrete in a mathematical analytical way to achieve the aspired estimation of the total activated volume.<br />The collected data allows the classification of the reactor concrete into the categories of the Allgemeine Strahlenschutzverordnung.<br />Furthermore the measured values make it possible to identify the areas which predominantly cause the concrete activation. Thus one could accomplish preliminary work with respect to the decommissioning for an operational reactor.<br />In the course of the performed experiments for the estimation of the relevant neutron flux densities, the resulting activation and their evaluation, the potential to improve the prediction became obvious and is discussed herein.