Ydinlaitosten käytöstäpoistojätteen karakterisointimittaukset ja valvonnasta vapauttaminen
Seitomaa, Teemu (2020)
Diplomityö
Seitomaa, Teemu
2020
School of Energy Systems, Energiatekniikka
Kaikki oikeudet pidätetään.
Julkaisun pysyvä osoite on
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe2020073047750
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe2020073047750
Tiivistelmä
Diplomityö on tehty yhteistyössä Fortum Power and Heat Oy:n kanssa. Ydinlaitoksen käytöstäpoiston yhteydessä syntyy runsaammin ydinjätettä kuin laitoksen käytön aikana. Kaikesta ydinjätteestä tulee määrittää aktiivisuus ennen loppusijoittamista ja vielä tarkemmin ennen jätteen mahdollista valvonnasta vapauttamista. Gammaspektrometrialla voidaan havaita jätteen sisältämät gammanuklidit, mutta alfa- ja beetanuklidit tulee arvioida mittauksien yhteydessä nuklidivektoreiden avulla.
Tässä työssä määritettiin soveltuvat gammaspektrometriset mittalaitteistot Loviisan ydinvoimalaitoksen kiinteää käytöstäpoistojätettä varten. Laitteistojen tarvittava määrä arvioitiin nykyisiä käytöstäpoiston aikaisia jätemääräarvioita käyttäen ja määrittämällä näiden perusteella mittalaitteiden läpi kulkevat jätevirrat työssä luotujen jäteluokkien ja -reittien kautta. Työssä on esitetty myös perusteet nuklidivektoreiden määrittämiselle sekä yleisille valvonnasta vapautuskäytännöille. This master's thesis has been done in collaboration with Fortum Power and Heat Oy. The amount of nuclear waste generated during the decommissioning of a nuclear facility is much greater than during the operational period. Activity must be determined from all the waste that will be disposed and even more precisely from the waste that possibly undergoes clearance. From the waste gamma nuclides can be detected with gamma spectrometry but alfa and beta nuclides must be determined with nuclide vectors accompanying the activity measurements.
In this thesis the applicable gamma spectrometric measurement devices were determined for the characterization of solid decommissioning waste arising in Loviisa nuclear power plant. The number of needed devices was estimated with the use of existing decommissioning waste amount estimates and deriving waste flows through different devices with the use of combined waste classes and routes developed in this thesis. Fundamentals for the determination of the nuclide vectors and the clearance procedures have also been presented.
Tässä työssä määritettiin soveltuvat gammaspektrometriset mittalaitteistot Loviisan ydinvoimalaitoksen kiinteää käytöstäpoistojätettä varten. Laitteistojen tarvittava määrä arvioitiin nykyisiä käytöstäpoiston aikaisia jätemääräarvioita käyttäen ja määrittämällä näiden perusteella mittalaitteiden läpi kulkevat jätevirrat työssä luotujen jäteluokkien ja -reittien kautta. Työssä on esitetty myös perusteet nuklidivektoreiden määrittämiselle sekä yleisille valvonnasta vapautuskäytännöille.
In this thesis the applicable gamma spectrometric measurement devices were determined for the characterization of solid decommissioning waste arising in Loviisa nuclear power plant. The number of needed devices was estimated with the use of existing decommissioning waste amount estimates and deriving waste flows through different devices with the use of combined waste classes and routes developed in this thesis. Fundamentals for the determination of the nuclide vectors and the clearance procedures have also been presented.