Entwicklung einer Methode zur Pre-Aktivitäts- und Dosisleistungsberechnung von reaktornahen Bauteilen auf Basis von Neutronenfluenzverteilungen (EMPRADO)
Kurze Projektbeschreibung:
Ziel des Verbundvorhabens ist es, eine standardisierte Methode zu entwickeln, die auf Basis der Leistungsgeschichte eines Kernreaktors die anlagenspezifische Aktivierung und deren zeitliche Veränderung für Reaktorkomponenten und reaktornahe Beton- bzw. Konstruktionselemente berechnet. Damit ist eine zerstörungsfreie und frühzeitige radiologische Charakterisierung im Bereich der gesamten Reaktorumgebung möglich, die für eine optimale Planung und Durchführung der Rückbaumaßnahmen benötigt werden. Dieses könnte wesentlich zu einer Minimierung des radioaktiven Abfalls und der Strahlenbelastung des Personals beim Rückbau beitragen. Die Methode wird am Beispiel eines Vor-Konvoi-Druckwasserreaktors entwickelt und an Experimenten validiert.
Im HZDR-Teilprojekt werden die dafür benötigten genauen 3D Neutronenfluenzrechnungen und die Vergleichsexperimente durchgeführt. Für Simulationen mit komplizierten Geometrien ist die Monte-Carlo Methode ein anerkanntes Verfahren. Zum Einsatz kommt deshalb hauptsächlich das international viel verwendete Programm MCNP6. Für das Erstellen des Geometriemodells werden Originalkonstruktionsunterlagen verwendet. Die Neutronenquelle wird, basierend auf entsprechenden Leistungsgeschichten, als äußere Quelle vorgegeben. Die benötigten Daten dafür werden vom Betreiber bereitgestellt. Wegen der großen räumlichen Dimensionen muss ein Schwerpunkt der Arbeiten in der Optimierung der Simulation liegen. Die Nutzung von varianzreduzierenden Methoden wird dabei unerlässlich sein.
Zur Validierung der Rechenergebnisse werden Neutronenfluenzmessungen auf Basis von Aktivierungsfolien in ausgewählten KKW durchgeführt. An ausgewählten Stellen werden verschiedene Metallfolien in Reaktornähe installiert und während eines Betriebszyklus bestrahlt. Die erzeugten Aktivitäten werden mittels Gammaspektrometrie und Flüssigszintillationszählung (LSC) bestimmt und mit den Rechenergebnissen verglichen.
Veröffentlichungen
Aufsätze in wissenschaftlichen Zeitschriften
Konferenzbeiträge (Masterarbeiten, Vorträge und Poster)
Estimation of neutron fluence distribution within German PWR components for decommissioning studies
Rachamin, R.; Barkleit, A.; Konheiser, J.; Seidl, M.
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Poster
The Seventeenth International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-17), 21.-26.05.2023, Lausanne, Switzerland -
Beitrag zu Proceedings
The Seventeenth International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-17), 21.-26.05.2023, Lausanne, Switzerland
Activation calculations of selected RPV internal components for optimal decommissioning of nuclear power plants
Rachamin, R.; Konheiser, J.; Seidl, M.
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Vortrag (Konferenzbeitrag)
15th workshop on Shielding aspects of Accelerators, Targets, and Irradiation Facilities (SATIF-15), 20.-23.09.2022, East Lansing, USA -
Beitrag zu Proceedings
15th workshop on Shielding aspects of Accelerators, Targets, and Irradiation Facilities (SATIF-15), 20.-23.09.2022, East Lansing, USA
Dosimetry for Decommissioning of Nuclear Power Plants
Rachamin, R.; Konheiser, J.; Barkleit, A.; Seidl, M.
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Beitrag zu Proceedings
14th International Conference on Radiation Shielding and 21st Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division (ICRS 14/RPSD 2022), 25.-29.09.2022, Seattle, USA -
Vortrag (Konferenzbeitrag)
14th International Conference on Radiation Shielding and 21st Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division (ICRS 14/RPSD 2022), 25.-29.09.2022, Seattle, USA -
Eingeladener Vortrag (Konferenzbeitrag)
ANS Annual Meeting, 11.-14.06.2023, Indianapolis, IN, USA
Neutron Fluence Calculations for the Dismantling and Decommissioning of a German PWR
Rachamin, R.; Konheiser, J.; Barkleit, A.; Marcus, S.
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Vortrag (Konferenzbeitrag)
AAA Workshop, GRS GmbH, 02.12.2019, Garching, Germany