Design der Strahlungsabschirmung für einen weißen Neutronenstrahl am TRIGA Mark II Forschungsreaktor der TU Wien

Abstract

Der TRIGA MK II Forschungsreaktor am Atominstitut der Technischen Universität Wien besitzt vier horizontale Strahlrohre. Eines dieser Strahlrohre soll eine permanente Abschirmvorrichtung erhalten, die es erlaubt, Experimenten die volle Intensität eines weien Neutronenstrahls zur Verfügung zu stellen. Das Design dieser Abschirmung, vom Standpunkt des Strahlenschutzes, wird in dieser Arbeit behandelt. Der Wunsch seitens des Instituts nach einem ungewöhnlich großen 6 cm x 6 cm Strahlquerschnitt ist dabei eine der größten Herausforderungen für den Strahlenschutz. Weitere Randbedingungen stellen limitierende Faktoren, wie die maximale Bodenbelastung von 5 t/m 2 und dem Platzangebot rund um den Reaktor dar. Die Abschirmung wird mit dem Programm MCNP (Monte Carlo N-Particle Transport Code) simuliert. Dabei wird auf die kritischen Elemente der Abschirmung eingegangen und abschlieend eine Gesamtevaluation der Strahlenbelastung, Dosisleistung inner- und auerhalb, sowie der zu erwartende Neutronenfuss entlang der Strahlachse diskutiert.

The TRIGA MK II nuclear research reactor of the Institute of Atomic and Subatomic Physics in Vienna, operates with four neutron beam tubes. At one of These beam lines, a new shielding facility is planned, to allow experiments usage of a White neutron beam of the reactor at full power. The design of this facility, from a radiation protection point of view, is topic of this thesis. The institute requests a 6 cmx 6 cm beam cross section, which is unusally large, and therefore is a big challenge for the radiation protection. Additionally the facility will be limited in size due to the available space around the reactor and the bearing capacity of the floor of 5 t/m 2. The simulation of the radiation shielding is done with MCNP (Monte Carlo N-Particle Transport Code), developed by Los Alamos National Laboratory. Crucial parts of the shielding will be analyzed in detail and a concluding evaluation of the radiation levels, dose rates, inside and outside of thefacility, as well as the expected neutron flux is given.