Neutroniannostarkkailu käytetyn polttoaineen siirroissa Olkiluodon voimalaitoksella
Vuorenmaa, Kalle (2017)
Diplomityö
Vuorenmaa, Kalle
2017
Julkaisun pysyvä osoite on
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe201703315924
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe201703315924
Tiivistelmä
OL1/OL2-laitosyksiköillä käytetty polttoaine siirretään reaktorihallin polttoainealtaista KPA-
varaston varastoaltaisiin. Siirrot tehdään CASTOR TVO-siirtosäiliöllä. Siirtojen aikana
työntekijät altistuvat polttoaineperäiselle neutroni- ja fotonisäteilylle. Tässä työssä selvitettiin
neutroniannostarkkailun tarvetta OL1/OL2 käytetyn polttoaineen siirroissa ja määritettiin
neutronidosimetreille käyttöpaikkakohtaiset korjauskertoimet. Tarkasteluun käytettiin
siirtosäiliöstä tehtyjä annos- ja annosnopeusmittauksia, työntekijöiden neutroniannosseurantaa
ja siirtosäiliön MCNP-mallia.
Työntekijöiden neutroniannos-seurannoissa havaittiin, että neutroniannostarkkailu on
tarpeellista järjestää käytetyn polttoaineen siirtoihin osallistuville. Neutroniannostarkkailu
voidaan järjestää nykyisillä Alnor-dosimetreilla tai Harshaw–Albedo-dosimetreilla, kun
käytetään työssä määritettyjä korjauskertoimia.
MCNP-mallinnuksissa havaittiin, että annosnopeuksien kasvu on suurinta poistopalaman
kasvaessa 45.stä 50:een MWd/kgU ja tasoittuu tämän jälkeen. Mallinnusten perusteella
neutronien energiaspektri siirtosäiliön ympärillä on kovin siirtosäiliön keskiosissa ja pehmenee
sirontojen vaikutuksesta muualla. Näin ollen siirtosäiliön lähellä määritetyt korjauskertoimet
antavat konservatiivisen annosarvion. In OL1/OL2 units spent nuclear fuel is transferred from the reactor hall storage pools to the
spent fuel storage building in a CASTOR TVO transfer cask. During the transfers workers will
be exposed for gamma and neutron radiation. In this thesis the need of neutron dose monitoring
was examined and work place correction factor for neutrons was measured. For examination it
was used phantom and dose rate measurements, workers dose monitoring and MCNP-model
from the transfer cask.
It was identified that personnel neutron dose monitoring is necessary during the spent fuel
transfers. Neutron monitoring can be arranged current Alnor dosimeter system or Harshaw
Albedo dosimeters. It is necessary to use correction factors defined in this work.
In MCNP modelling it was noticed that the rise of neutron dose rate is most significant when
fuel burnup rise from 45 to 50 MWd/kgU. After this the rise of dose rate will moderate. Based
on the model neutrons energy spectra around the transport cask is hardest in the middle part of
the cask. Elsewhere the neutron spectra will be softer as a result of scattering. Therefore
correction factors defined in the middle part of the cask will result in conservative dose
estimation.
varaston varastoaltaisiin. Siirrot tehdään CASTOR TVO-siirtosäiliöllä. Siirtojen aikana
työntekijät altistuvat polttoaineperäiselle neutroni- ja fotonisäteilylle. Tässä työssä selvitettiin
neutroniannostarkkailun tarvetta OL1/OL2 käytetyn polttoaineen siirroissa ja määritettiin
neutronidosimetreille käyttöpaikkakohtaiset korjauskertoimet. Tarkasteluun käytettiin
siirtosäiliöstä tehtyjä annos- ja annosnopeusmittauksia, työntekijöiden neutroniannosseurantaa
ja siirtosäiliön MCNP-mallia.
Työntekijöiden neutroniannos-seurannoissa havaittiin, että neutroniannostarkkailu on
tarpeellista järjestää käytetyn polttoaineen siirtoihin osallistuville. Neutroniannostarkkailu
voidaan järjestää nykyisillä Alnor-dosimetreilla tai Harshaw–Albedo-dosimetreilla, kun
käytetään työssä määritettyjä korjauskertoimia.
MCNP-mallinnuksissa havaittiin, että annosnopeuksien kasvu on suurinta poistopalaman
kasvaessa 45.stä 50:een MWd/kgU ja tasoittuu tämän jälkeen. Mallinnusten perusteella
neutronien energiaspektri siirtosäiliön ympärillä on kovin siirtosäiliön keskiosissa ja pehmenee
sirontojen vaikutuksesta muualla. Näin ollen siirtosäiliön lähellä määritetyt korjauskertoimet
antavat konservatiivisen annosarvion.
spent fuel storage building in a CASTOR TVO transfer cask. During the transfers workers will
be exposed for gamma and neutron radiation. In this thesis the need of neutron dose monitoring
was examined and work place correction factor for neutrons was measured. For examination it
was used phantom and dose rate measurements, workers dose monitoring and MCNP-model
from the transfer cask.
It was identified that personnel neutron dose monitoring is necessary during the spent fuel
transfers. Neutron monitoring can be arranged current Alnor dosimeter system or Harshaw
Albedo dosimeters. It is necessary to use correction factors defined in this work.
In MCNP modelling it was noticed that the rise of neutron dose rate is most significant when
fuel burnup rise from 45 to 50 MWd/kgU. After this the rise of dose rate will moderate. Based
on the model neutrons energy spectra around the transport cask is hardest in the middle part of
the cask. Elsewhere the neutron spectra will be softer as a result of scattering. Therefore
correction factors defined in the middle part of the cask will result in conservative dose
estimation.