Neutroniannostarkkailu käytetyn polttoaineen siirroissa Olkiluodon voimalaitoksella

Abstract

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.