Entwicklung einer Methode zur Pre-Aktivitäts- und Dosisleistungsberechnung von reaktornahen Bauteilen auf Basis von Neutronenfluenzverteilungen - EMPRADO; Teilprojekt A: Berechnung der Neutronenfluenzverteilung in reaktornahen Bauteilen und deren Validierung an Experimenten als Basis der Aktivitätsrechnungen

Abstract

Auf Basis einer exakten Leistungsgeschichte und einer genauen geometrischen Modellierung wurden anlagenspezifische Neutronenfluenzen von jeweils einer deutschen Vor- und Konvoi-Anlage von Reaktorkomponenten und von reaktornahen Beton- bzw. Konstruktionselementen berechnet. Diese Neutronenfluenzen bilden die Grundlage für die Bestimmung der erzeugten Aktivierung während des Leistungsbetriebs der Anlage. Die Rechnungen wurden durch ein umfangreiches Messprogramm in den letzten Zyklen von zwei Anlagen begleitet, wo mit Hilfe von Aktivierungsfolien (Monitoren) Neutronenfluenzwerte experimentell ermittelt wurden. Durch den Einsatz von verschiedenen Monitormaterialien war auch eine spektrale Auswertung möglich. Die Aktivierung der Monitore wurde nach der Entnahme mit einem Reinst-Germanium (HP-Ge) Detektor gammaspektrometrisch gemessen. Der Vergleich der berechneten und gemessenen Aktivitäten zeigt, mit wenigen Ausnahmen, eine gute bis sehr gute Übereinstimmung der Werte. Das bedeutet, dass ein reales Strahlenfeld der Neutronen an den Komponenten sehr gut berechnet wurde und das entwickelte Berechnungsverfahren zur Bestimmung der Aktivitätsverteilung genutzt werden kann. Durch die Möglichkeit der genauen Simulation von entstandenen Aktivitäten auf Basis von „Best Estimate“ Rechnungen kann eine detaillierte Planung des Rückbaus bereits während des Betriebes der Anlage beginnen und es muss nicht erst auf eine umfangreiche Probennahme nach der Abschaltung gewartet werden. Außerdem ist durch die genaue rechnerische Bestimmung der Aktivitätsverteilung in den Komponenten eine bessere Schnittplanung möglich und somit eine Minimierung des endzulagernden Abfallvolumens erreichbar. Ein weiterer Vorteil ist, dass durch die begleitenden Experimente und die dadurch validierten Neutronenfluenzrechnungen die notwendigen experimentellen Aktivitätsbestimmungen auf wenige Stichproben reduziert werden könnten. Datei-Upload durch TIB On the basis of an exact power history and accurate geometric modelling, plant-specific neutron fluences were calculated for in each case a pre- and convoy unit of German nuclear power plant for reactor components and for concrete and structural elements close to the reactor. These neutron fluences are the basis for determining the generated activation of the construction materials during the power operation of the plant. The calculations were supported by an extensive measurement program in the last cycles of two plants, where neutron fluence values were determined experimentally with the help of activation foils (monitors). A spectral analysis was possible by using different monitor materials. The monitors were measured by gamma spectrometry after sampling using a high-purity germanium (HP-Ge) detector. The comparison of the calculated and measured activities shows, with a few exceptions, good to very good agreement between the values. This means that the real ratios of neutron radiation in the elements were calculated very well and the method can be used to determine the activity distribution. Due to the possibility of the accurate simulation of the resulting activities on the basis of these "best estimate" calculations, detailed planning of the decommissioning can already begin during the operation of the plant. It is not necessary to wait until extensive sampling after the shutdown. In addition, the accurate mathematical determination of the activity distribution in the components enables improved cut planning and thus minimization of the waste volume for the final storage. A further advantage would be that the necessary experimental activity determinations could be reduced to a few samples thanks to the supporting experiments and thereby validated neutron fluence calculations.