Titelaufnahme

Titel
Estimation of radioactive exposure for the reactor staff during the dismantling of a TRIGA research reactor / Marko Lesar
VerfasserLesar, Marko
Begutachter / BegutachterinBöck, Helmuth ; Bichler, Max
Erschienen2008
Umfang89 Bl. : Ill., graph. Darst.
HochschulschriftWien, Techn. Univ., Diss., 2008
Anmerkung
Zsfassung in dt. Sprache
SpracheEnglisch
Bibl. ReferenzOeBB
DokumenttypDissertation
Schlagwörter (DE)radioactive exposure / dismantling / decommissioning / TRIGA / research reactor
Schlagwörter (EN)Strahlenbelastung / Abbau / TRIGA / Forschungsreaktor
Schlagwörter (GND)Forschungsreaktor / Reaktorabschirmung / Beton / Demontage / Strahlenbelastung
URNurn:nbn:at:at-ubtuw:1-28565 Persistent Identifier (URN)
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Estimation of radioactive exposure for the reactor staff during the dismantling of a TRIGA research reactor [1.89 mb]
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Zusammenfassung (Deutsch)

Vorliegende Arbeit untersucht die Möglichkeiten einer Minimierung der Strahlenbelastung beim Abbau des Abschirmbetons eines typischen TRIGA Mark II Forschungsreaktors. Betonproben wurden vom Reaktorschild genommen und bestrahlt, um langlebige Aktivierungsprodukte festzustellen. Weiters stehen auch viele Daten von dem Abbau des TRIGA Forschungreaktors in Hannover zu Verfügung.

Wird von der Außenseite des Betons Richtung Reaktortank vorangearbeitet, steigt die Strahlenbelastung für das eingesetzte Personal. Die Strahlenbelastung der letzten inneren 10cm des Betonschildes wird mit einem Computerprogramm modelliert. Dazu wird eine zylindrische Schicht aus dem innersten Beton angenommen und mittels numerischen Methoden die Strahlenbelastungen für die Umgebung ausgerechnet. Abschätzungen über die Strahlenbelastung während des Abbaus und der Hantierung des Reaktorbetons und der Reaktorbestandteile wurden durchgeführt.

Die Ergebnisse zeigen, dass folgende Radionuklide im Barytbeton zu berücksichtigen sind: Ba-133 Halbwertzeit 10,7 Jahre Eu-152, Halbwertzeit 13,33 Jahre Co-60, Halbwertzeit 5,27 Jahre Die Abbauarbeiten der inneren Schichten des Betonschildes würde in einer effektiven Ganzkörperdosis von 0,8 mSv (ungefähre Fehlerangabe +/- 30%) resultieren. Der Abbau des Graphitreflektors würde eine zusätzliche Belastung von 1mSv geben. Der Abbau von Aluminium- und Stahl-komponenten würde noch 11mSv und des Wärmeaustauschers weitere 11mSv beitragen. Die Gesamtbelastung für das Reaktorpersonal würde 24mSv betragen, da es keine weiteren grösseren Strahlenbelastungen zu erwarten gibt.

Während des Abbaus sind weitere Messungen der Aktivität des Betonschildes notwendig, da die Stahlbewehrung der Betonschildstruktur und der höhere Neutronenfluß in der Umgebung der horizontalen Bestrahlungsrohren in diesem Model nicht berücksichtigt sind. Man kann in diesem Fall auch auf die Erfahrungen des Abbaus des Betonschildes des Forschungsreaktors ASTRA zurückgreifen.

Zusammenfassung (Englisch)

This dissertation researches the possibilities of minimizing the radioactive exposure for the reactor staff engaged in dismantling the concrete shield of a typical TRIGA Mark II research reactor. Concrete samples were taken from the reactor shield of the Vienna TRIGA Mark II research reactor and were irradiated to determine long-lived activation products. Data is also available from the TRIGA research reactor dismantling in Hannover.

As dismantling of the concrete shield progresses from the outer layers to the inner surface, the radiation exposure for the personnel in the reactor hall grows. The dose from the last 10cm of the concrete shield is approximated with a computer program. A cylindrical slice of the inner shield is modelled and its dose to the vicinity is computed with numerical methods. Estimates of radioactive exposures are made for the dismantling and handling of the reactor shield and reactor components. The obtained results show that radionuclides mainly responsible for long-lived activity in heavy concrete based on barite are: Ba-133, half-life 10,7 years Eu-152, half-life 13,33 years Co-60, half-life 5,27 years Dismantling the inner layers of the reactor shield with large blocks would result in an effective whole body dose dose of approximately 0,8mSv with about a 30% margin of error. Dismantling the graphite reflector would result in an additional exposure of 1mSv, steel and aluminium components would add another 11mSv and the heat exchanger 11mSv. The total exposure to the staff would be about 24mSv.

During dismantling, active measurement of the dismantled concrete is necessary, since steel reinforcements and higher fluxes in the vicinity of the horizontal experimental channels were not taken into account in the model. Also, experience from dismantling the concrete shield of the ASTRA research reactor should be taken into account.