Umpilähteiden käyttöturvallisuuden kehittäminen Olkiluodon ydinvoimalaitoksella

Abstract

Säteilysuojelu on olennainen ja välttämätön osa ydinvoimalaitoksen toimintaa. Ydinvoimalaitoksilla on lakisääteisesti säteilysuojeluhenkilöstö, joka vastaa säteilyannosten optimoinnista ALARA-periaatteen mukaisesti. Tämä diplomityö tehtiin Olkiluodon ydinvoimalaitoksen säteilysuojeluorganisaatiolle.

Olkiluodon ydinvoimalaitoksella käytetään lukuisia ei-ydinpolttoainekierrosta peräisin olevia säteilylähteitä, jotka jaetaan edelleen umpi- ja avolähteisiin. Tässä diplomityössä keskityttiin vain umpilähteiden säteilysuojelun kehittämiseen. Arvioitavat kehityskohteet kohdistuivat säteilymittausjärjestelmien kalibroinnin erillisen sormiannosmittauksen tarpeellisuuteen ja umpilähteiden paloturvallisuuteen säteilylähdevarastolla. Lisäksi työn Monte Carlo -mallinnusten perusteella valmistetaan yksi uusi säteilylähteen kuljetus- ja varastointisuoja.

Työssä esiteltävien kalibrointitöiden osalta todettiin, että erillisen sormiannosmittauksen järjestäminen näihin töihin ei ole tarpeellista. Lisäksi todettiin, että säteilylähdevaraston tulipalossa umpilähteistä vapautuva kokonaisaktiivisuus on maltillinen, eikä tämä aiheuta täten merkittäviä säteilyannoksia. MCNP -mallinnuksien kautta korkeatiheyksinen polyeteeni todettiin parhaaksi neutronisäteilyn suojaksi, mutta lopulta materiaalien kustannukset vaikuttavat myös merkittävästi valittavaan suojamateriaaliin.

Radiation protection is essential part of all operations in utilization of nuclear power. Nuclear power plants must have mandatory radiation protection organization demanded by authority which optimizes received radiation doses through ALARA-principle. This master’s thesis was made for radiation protection organization in Olkiluoto nuclear power plant.

Nuclear power plants utilize radiation sources also outside of nuclear fuel related sources which can be divided further to sealed or unsealed radiation sources. This work concentrates only for operational safety of sealed radiation sources. Operational safety is reviewed by assessing the need of extremity dosimeters when calibrating radiation measurement systems and by assessing the radiation safety risks posed by the fire of radiation source storage room. Thesis also includes Monte Carlo modelling which is used as preliminary design for a new neutron radiation shield.

As a result of this thesis, the need for extremity dosimetry during calibration of the reviewed systems can be seen as unnecessary. Also, it was concluded that most of the activity housed by sealed source capsules can’t be released to the environment even in large scale fire. Monte Carlo modelling concluded that high-density borated polyethylene is the best shield material.