Radioaktivität & Strahlenschutz in Kernkraftwerken

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1 Radioaktivität & Strahlenschutz in Kernkraftwerken Prof. Dr. Sabine Prys Kernreaktoren Offene & geschlossene Radioaktivität Kontamination Aktivierung von Proben Wischtest 1.0 Kernreaktoren Leistungsreaktoren Siedewasserreaktoren Druckwasserreaktoren Thorium Hochtemperatur Reaktor Schneller Brüter Forschungsreaktoren Unterrichtsreaktor SUR-100 Hochflussreaktor ILL Neutronenquellen... Seite 1

2 1.2 Siedewasserreaktor SWR Merkmale Bildquelle: Wikipedia Kernkraftwerk Krümmel Brennstoff: U-235 Moderator & Kühlmittel: H 2 O Reaktorkühlmittel mit Dampf abgeführt Einfacher Kreislauf zwecks Wärmetransport Kühlmittel enthält Radionuklide, Turbine Strahlenschutz Seite 2

3 1.2.2 KKW Krümmel technische Daten Siedewasserreaktor Kernbrennstoff UO 2 Kühlmittel & Moderator H2O, voll entsalzt Anreicherung an U-235 bis 4,02 % thermische Reaktorleistung MW Kernbrennstoffmenge 156 t elektrische Bruttoleistung MW Anzahl der Brennelemente 840 elektrische Nettoleistung MW Brennstablänge 4,17 m Nettowirkungsgrad 36,5 % Brennstabdurchmesser 12,5 mm Anzahl der Steuerstäbe 205 Anzahl der Brennstäbe je Brennelement 9x9 QA-72 mittlere Leistungsdichte im Reaktorkern 51,6 kw/dm 3 Entlade-Abbrand (Gleichgewichtskern) MWd/t U Absorbermaterial Borcarbid Wärmeübertragungsfläche im Reaktorkern m 2 Kondensator-Kühlfläche 3 x m Druckwasserreaktor Seite 3

4 1.3.1 DWR Merkmale Brennstoff: U-235 Moderator & Kühlmittel: H 2 O Reaktorkühlmittel ohne Dampf abgeführt Primär und Sekundärkreis zwecks Wärmetransport Kernkraftwerk Brokdorf KKW Brokdorf technische Daten Druckwasserreaktor Kernbrennstoff UO2 /MOX Kühlmittel & Moderator H2O, voll entsalzt Anreicherung an U-235 bis 4 % thermische Reaktorleistung MW Kernbrennstoffmenge 103 t elektrische Bruttoleistung MW Anzahl der Brennelemente 193 elektrische Nettoleistung MW Brennstablänge 4,83 m Nettowirkungsgrad 36,4 % Brennstabdurchmesser 10,75 mm Anzahl der Steuerstäbe 61 Anzahl der Brennstäbe je Brennelement 236 mittlere Leistungsdichte im Reaktorkern 93,2 kw/dm 3 Entlade-Abbrand (Gleichgewichtskern) ca MWd/t U Absorbermaterial In, Ag, Cd Wärmeübertragungsfläche im Reaktorkern m 2 Kondensator-Kühlfläche 3 x m 2 Seite 4

5 1.3.3 Steuerstäbe und Brennelementwechsel im DWR Gösgen 48 Steuerelemente mit jeweils 20 Steuerstäben, die in 48 der 177 Brennelemente einfahren können Kernkraftwerk Gundremmingen Seite 5

6 1.5.1 Stoffbilanzen für 1 Jahr Input: 26 t angereichertes U Output: radioaktive Ableitungen aus 183 t Natururan Wasser: < 1, Bq /m 3 Luft: Edelgas < 1, Bq /a Aerosole (t 1/2 > 8d) < Bq /a I-131: < 1, Bq /a Abfall: hochaktiv 50 t; mittel u. schwach 730 t Quellen: EVS 1988 und GKN Stoffbilanzen für 1 Jahr Input 3,4 Mio t Steinkohle (1% S) t Kalkstein t Ammoniak Output 10 Mio t CO t SO t Staub t NO x t REA-Gips t Asche Quellen: EVS 1988 und GKN Seite 6

7 1.6 Hochtemperaturreaktor THTR Merkmale Brennstoff: U-235 / U-233 Brutreaktion zur Erzeugung von spaltbarem U β (22,2 min) 233 β (26,97 ) 90Th + 0n 90Th 91Pa 232 d U Moderator: Graphitkugeln Kühlmittel: He Hohe inhärente Sicherheit Brennstoffwechsel bei laufendem Betrieb möglich Seite 7

8 1.6.2 Kugelhaufenreaktor Primärkreislauf He Sekundärkreislauf H2O Betriebselementkugeln Brennelementkugeln Absorberelementkugeln Moderatorelementkugeln Zylindrischer Container mit Graphitwänden (Neutronenreflektor) Graphitkugel Brennelemente Brennelementkugeln Kerntemperatur ~ 700 C 93 % U Th-232 UO 2 / ThO 2 Hohe Temperaturbeständigkeit Sicherung gegen Kernschmelze Kontinuierliche Entnahme und Beladung während des Betriebs möglich Träges Störfallverhalten Seite 8

9 1.6.4 Absorberstäbe 36 Absorberstäbe im Neutronenreflektor (Temperatur Teillastregelung Reaktorschnellabschaltung) 42 Kernstäbe im Kugelhaufen (Kaltfahren) Kühlmittel He korrosionsfrei Technische Daten Bauart Trockenkühlturm Basisdurchmesser 141 m Oberkante Seilnetzmantel 147 m Höhe der Lufteintrittsöffnung 19 m Höhe des Mastes 181 m Durchmesser des Mastes 7 m Wassermenge m³/stunde Warmwassertemperatur 38,4 C Kaltwassertemperatur 26,5 C Die Technik des THTR 300 in Zahlen, Herausgeber: Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH, Hamm, 1989 Seite 9

10 1.6.6 Technische Betriebsdaten I Technische Daten THTR-300 thermische Leistung 759,5 MW elektrische Leistung 307,5 MW Wirkungsgrad 40,49 % Mittlere Leistungsdichte 6 MW/m 3 Reaktorkern Höhe/Durchmesser 6 m / 5,6 m Spaltstoff U-233 Höhe Reaktordruckbehälter 25,5 m Durchmesser Reaktordruckbehälter 24,8 m Quellen: Volkmer, Basiswissen Kernenergie, BBC/HRB: Hochtemperaturreaktoren Technische Betriebsdaten II Fortsetzung Masse des Spaltstoffs 344 kg Brutstoff Th-232 Masse des Brutstoffs 6400 kg Spaltstoffanteil am Schwermetall-Einsatz 5,4 % Absorbermaterial B4C Kühlmittel He Eintrittstemperatur 250 C Austrittstemperatur 750 C Druck 39,2 bar (3,92 MPa) Arbeitsmittel H2O Speisewassertemperatur 180 C Frischdampftemperatur 530 C Frischdampfdruck 177,5 bar (17,75 MPa) Seite 10

11 1.6.8 THTR Sicherheitsstandards Qualitätssicherungsstandars bei Planung, Errichtung und Betrieb Redundanz sicherheitstechnisch wichtiger Komponenten & Systeme Räumlich getrennte Aufstellung sicherheitstechnisch wichtiger Komponenten & Systeme Diversitäre Ausrüstung sicherheitstechnischer Systeme Berücksichtigung / Vorkehrungen gegen angenommene Störfälle Auslegung der Anlage gegen Einwirkungen von Außen wie Erdbeben, Explositionsdruckwellen und Flugzeugabsturz Hochtemperaturreaktoren zeichnen sich darüber hinaus durch eine Vielzahl von hintereinander gestaffelten Sicherheitsbarrieren aus: Brennstoffteilchen mit ihren Beschichtungen / Grafitmatrix der Brennelemente Umschließender Druckbehälter / Reaktorgebäude THTR 300 THTR 300 in Hamm Uentrop (NRW) Stilllegung Seite 11

12 1.7 Schneller Brutreaktor BR Merkmale Brennstoff: U-238 / Pu-239 Mox Brutprodukt: Pu-239 Keine Neutronenmoderation Reaktorkühlmittel: flüssiges Na Primärer und sekundärer Kühlkreislauf Kernkraftwerk Kalkar (ging nie in Betrieb) Seite 12

13 1.7.2 Brutprozess β 239 β 92U + 0n 92U 93Np Pu Erzeugung von Spaltstoffen & Erzeugung von Energie Spaltzone: 20 % Pu-239 bzw. U-235 Oxide Brutzone: Ummantelung der Spaltzone mit abgereichertem U Brutprozess durch schnelle Neutronen Brutrate bis 1,3 1.8 RBMK Reaktor Seite 13

14 1.9 SUR-100 Reaktor 1.10 Schwerwasserreaktoren Forschungsreaktor ILL, 58 MW, 1, n/cm 2.s Seite 14

15 2.0 Fusionskraftwerk D + T 4 He (3,50 MeV) + n (14,1 MeV) + 17,6 MeV magnetisch eingeschlossenes Plasma T > 100 Mio Grad C pro Gramm Fusionsbrennstoff die Energie von 12,4 t Kohle frei Vor- und Nachteile D + T 4 He (3,50 MeV) + n (14,1 MeV) + 17,6 MeV Ausreichende Energieerzeugung Ausreichende Brennstoffvorräte Keine unkontrollierte Leistungsfreisetzung Geringere Zerfallsnachwärme Geringere radioaktive Abfälle Aktivierung von Materialien durch Neutronen (radioaktive Abfälle) Vorsicht bei Tritiumfreisetzung! Seite 15

16 2.2 Plasmaeinschluss (1) Plasma im gerichteten Magnetfeld eingeschlossen Schraubenförmige Teilchenbewegungen um die Feldlinien Toroidale Spulenanordnung: TOKAMAK 2.3 Plasmaeinschluss (2) Seite 16

17 2.4 Plasmaeinschluss (3) Plasmagefäß: Vollständige Luft- Brennstofftrennung Gering leitendes Material Vakuumdichte Öffnungen für Handhabungen 2.5 TOKAMAK Aufbau Magnetischer Plasmaeinschluss Transformator Plasmaheizung 10 8 K (Sonnentemperatur) A 700 kwatt Zusatzheizung für Zündung Seite 17

18 2.6 Das Experiment JET Charakteristische Daten des Experimentes JET: Höhe (über alles): 11,5 m Gewicht: 4000 t Großer Plasmaradius: 2,96 m Plasmahöhe: 4 m Plasmabreite: 2,5 m Plasmavolumen: 100 m 3 Plasmagewicht: 0,03 g Anzahl der Toroidal-Feldspulen: 32 Spulenstrom: 66 ka Magnetfeldstärke: 3,45 Tesla Plasmastrom (max.): 7 MA Entladungsdauer: max. 60 s Heizleistung:Neutral-Injektion: 21 MW Ionen-Zyklotronheizung: 24 MW 2.7 Das Fusionskraftwerk Forschungsbedarf Materialforschung Plasma-Wand Wechselwirkungen Energie- und Teilchenabfuhr Verteilung des Stroms im Plasma Teilchentransport Seite 18

19 2.8 Daten eines Fusionskraftwerkes Gesamtradius (über alles) : 17 m Höhe (über alles) : 23 m Großer Plasmaradius : 7 m Plasmahöhe : 6 m Plasmabreite : 3,4 m Plasmavolumen : 760 m 3 Magnetfeld : 9 Tesla Maximaler Plasmastrom : 12 MA Startheizung und Stromtrieb : 60 MW Wandbelastung durch Neutronen : ca. 3 MW / m 2 Fusionsleistung : 3000 MW Brenndauer : Dauerbetrieb 3.0 Die Atombombe Geschätzte Mindestmenge an Spaltstoff für nukleare Sprengsätze Art des Spaltstoffs Menge in kg als Metall als Oxid Waffen-Plutonium Reaktor-Plutonium > % anger. U % anger. U-235 (LWR-Brennstoff) nicht möglich nicht möglich U Seite 19

20 4.0 Sicherheit im KKW Technische Grundsätze Qualitätssicherung QS bei Fertigung QS beim Betrieb Redundanz (Systeme mehrfach vorhanden) Diversität (unterschiedliche technische Ausführungen) Entmaschung (keine gemeinsamen Komnponennten in räumlich getrennten Sicherheitssystemen) Fail-Safe (Automatische Überführung in sichere Zustände) Konservative Auslegung (Auslegungsreserven) Automatische Leittechnik (automatische Selbstkontrolle) Seite 20

21 4.1.1 Passive Sicherheitsbarrieren Einschluss von Radionukliden in jedem Betriebszustand, auch bei Störfällen Grafik: E:ON Kernkraft Sicherheitsbroschüre Aktive Sicherheitsbarrieren Automatisch arbeitende Systeme, mehrfach vorhanden, Sowie voneinander unabhängig und räumlich getrennt z.b. Kraftwerksinterne Stromversorgung, Reaktorkühlsysteme, elektronische Reaktorüberwachung (Reaktorschutzsystem) Grafik: E:ON Kernkraft Sicherheitsbroschüre 2009 Redundanz & Diversität Seite 21

22 4.1.3 Revisionen & Inspektionen Turnusmässige Inspektionen Turnusmässige Revisionen Bis zu 3500 Prüfungen pro KKW pro Jahr Periodische (alle 10 Jahre) Überprüfungen Qualitätsmanagement Qualitätsstandards Gesetzliche Bestimmungen Kontrollen national / international Überwachungssysteme Optimierungen Modernisierungen TÜV, internationale Atomaufsichtsbehörde IAEA, Nationale Atomaufsicht Strahlenschutz ALARA Prinzip Kontrollen Belehrungen Arbeitsplanung Schutzkleidung Einhaltung von Grenzwerten Zugangsbeschränkungen Kontroll & Überwachungsbereiche Sperrbereiche Seite 22

23 1.1.1 Strahlenschutzbereiche Meldepflichtige Ereignisse Kategorie N: Normalmeldung (innerhalb von 5 Tagen) Ereignisse von untergeordneter sicherheitstechnischer Bedeutung, routinemässige betriebstechnische Ereignisse, Schwachstellenerkennung Kategorie E: Eilmeldung (innerhalb von 24 h) Keine Sofortmassnahme der Aufsichtsbehörde erforderlich, Ursachenklärung aber aus sicherheitstechnischen Gründen erforderlich potenzielle Signifikanz Kategorie S: Sofortmeldung (sofort) GGfs Sofortmassnahmen und Prüfschritte der Behörde erforderlich akute sicherheitstechnische Mängel Seite 23

24 4.2.1 Die INES-Skala International Nuclear Event Scale Graphik Quelle: Brennelemente Ein Brennelement eines Druckwasserreaktors 530 kg Uran Ein Brennelement eines Siedewasserreaktors 190 kg Uran. Druckwasserreaktor des Kernkraftwerks Emsland 193 Brennelemente Siedewasserreaktor des Kernkraftwerks Krümmel 840 Brennelemente Seite 24

25 5.1 Brennelementzyklus In Leichtwasserreaktoren Actinidenelemente jährlich von einem typischen Druckwasserreaktor bei 3.0 GW produziert Nuklide kg/jahr Halbwertszeit/in Jahren Pu Pu x 10 4 Pu x 10 3 Pu Pu x 10 5 Np x 10 6 Am Am-242m Am x 10 3 Cm Cm ber. nach 10 a Lagerung u. typischen Abbrand von 33'000 MWtagen per Tonne Uran Seite 25

26 5.3 Transmutation Umwandlung von langlebigen Radionukliden in kurzlebige Np-237, Pu , Pu , Pu , Am , Am , Cm , Cm-244 in abgebrannten Brennelementen erfordern den Nachweis der Sicherheit der Lagerung über sehr lange Zeiträume die Anregung des Nuklids mit anschließenden Betazerfällen (Umwandlung von Neutronen in Protonen oder umgekehrt) die Anregung des Nuklids mit anschließendem Abdampfen von Neutronen, Protonen, Alpha-Teilchen usw. die Spaltung des Nuklids in zwei oder drei große Tochternuklide die Zertrümmerung des Nuklids (Spallation) in viele kleine Nuklide 6.0 Radioaktive Abfälle Entstehung Klassifizierung nach Aktivität Klassifizierung nach Wärmeentwicklung Zwischenlagerung Endlagerung Wiederaufbereitung von Kernbrennstoff Seite 26

27 6.1 Entstehung Nukleare Prozesse Aktivierung Spaltprodukte Medizin, Forschung, Industrie Prüfstrahler Kontaminierte Gegenstände Uranbergbau Militär 6.2 Klassifizierung nach Bq schwachaktiv (LAW: low active waste) < Bq/m 3 mittelaktiv (MAW: medium active waste) Bq/m Bq/m 3 hochaktiv (HAW: high active waste) 90 % m 3 > Bq/m 3 10 % m 3 Seite 27

28 6.3 Klassifizierung nach Wärmeentwicklung Abfälle mit nicht vernachlässigbarer Wärmeentwicklung > 3 Kelvin Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung < 3 Kelvin Am waren insgesamt ca m³ radioaktive Reststoffe mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung und ca m³ wärmeentwickelnde radioaktive Reststoffe vorhanden. Darunter sind außer den ausgedienten Brennelementkugeln des Thorium-Hochtemperaturreaktors (THTR) keine abgebrannten Brennelemente aus Leistungsreaktoren enthalten. Die THTR-Brennelementkugeln wurden vom Betreiber als Abfall deklariert und erscheinen deshalb in der Abfallstatistik Zwischenlager Zur Zeit werden abgebrannte Brennelemente entweder in die beiden zentralen Zwischenlager nach Ahaus (Nordrhein-Westfalen) und Gorleben (Niedersachsen) oder zur Wiederaufarbeitung in ausländische Anlagen transportiert. Um diese Transporte zu minimieren, soll nun auf Wunsch der Bundesregierung zusätzlich die Möglichkeit geschaffen werden, abgebrannte Brennelemente am Kraftwerksstandort zwischen zu lagern. Hierzu sollen Standortzwischenlager errichtet werden, die die Brennelemente bis zu ihrer Einlagerung im Endlager in 30 bis 40 Jahren aufnehmen können. Von den Betreibern der Kernkraftwerke wurden beim Bundesamt für Strahlenschutz Genehmigungsanträge zur Errichtung von Standortzwischenlagern gestellt. Für die Zwischenlagerung werden die Brennelemente in spezielle Transport/Lager-Behälter (Castor -Behälter) verpackt, die sowohl zum Transport vom Kernkraftwerk zum Zwischenlager als auch als Lagerbehälter dienen. Die 40 cm starke Wandung schirmt die Strahlung ab, an der Außenseite des Behälters angebrachte Kühlrippen gewährleisten eine sichere Wärmeabgabe der durch den Zerfall der Spaltprodukte entstehenden Wärme an die Umgebungsluft. Seite 28

29 6.5 Endlager Wartungsfreie, zeitlich unbefristete und sichere Beseitigung von radioaktivem Abfall ohne beabsichtigte Rückholbarkeit. Lagerung radioaktiver Abfälle in tiefen geologischen Formationen. Folgende Endlager sind genehmigt, werden untersucht oder waren in Betrieb: Schachtanlage Konrad Salzstock Gorleben Salzbergwerk Asse Morsleben (ERAM) Schachtanlage Konrad Die am 5. Juni 2002 für die Schachtanlage Konrad erteilte Genehmigung zur Endlagerung von radio-aktiven Abfällen (ca Kubikmeter), die eine vernachlässigbare thermische Einwirkung auf das umgebende Gestein haben, ist mit der am erfolgten Beschlussfassung des Bundesverwaltungsgerichts in Leipzig rechtskräftig. Jetzt kann das bisherige Bergwerk zu einem Endlager umgerüstet und schwach- bzw. mittelradioaktive Abfälle ab ca sicher endgelagert werden. Seite 29

30 6.5.2 Salzstock Gorleben Der Salzstock Gorleben wird seit 1979 auf seine Eignung für die Endlagerung aller Arten fester radioaktiver Abfälle untersucht, also auch für die Endlagerung wärme-entwickelnder Abfälle. Eine endgültige Eignungsaussage für den Salzstock Gorleben wird erst nach der untertägigen Erkundung möglich sein. Die Bewertung aller bisherigen Erkundungsergebnisse bestätigt seine Eignungshöffigkeit. Dennoch hat der Bund die weitere Erkundung seit Ende 2000 zur Klärung standortunabhängiger Endlagerfragen unterbrochen Salzbergwerk Asse Im stillgelegten ehemaligen Salzbergwerk Asse bei Wolfenbüttel wurden Verfahren und Techniken zur Endlagerung radioaktiver Abfälle entwickelt und erprobt und bis 1978 schwach- und mittelaktive Abfälle eingelagert. Die Schachtanlage Asse soll 2013 vollständig und sicher verschlossen sein. Seite 30

31 6.5.4 Morsleben (ERAM) Das Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM) war bis 1998 das einzige in Betrieb befindliche Endlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle in Deutschland. Danach wurde die Einlagerung eingestellt. Bis 1998 waren m 3 radioaktive Abfälle eingelagert worden. Nach Entscheidung der Bundesregierung wird die Endlagerung nicht wieder aufgenommen. Derzeit wird die Stilllegung des Endlagers vorbereitet, ein entsprechendes Planfeststellungsverfahren ist eingeleitet Wiederaufbereitung Anwendung chemischer Verfahren, um aus dem Kernbrennstoff nach seiner Nutzung im Reaktor (abgebrannter Kernbrennstoff) die Wertstoffe - das noch vorhandene Uran und den neu entstandenen Spaltstoff Plutonium - von den Spaltprodukten, den radioaktiven Abfällen, zu trennen. Großtechnisch mehrjährig erprobt ist zur Wiederaufarbeitung das PUREX-Verfahren. Ein abgebranntes Brennelement hat - wenn man vom Strukturmaterial absieht - folgende Zusammensetzung: ca. 96% Uran, 3% Spaltprodukte (Abfall), 1% Plutonium und geringe Anteile von Transuran-Elementen. Das zurückgewonnene Uran und das Plutonium können nach entsprechender chemischer Bearbeitung wieder als Brennstoff in einem Kernkraftwerk eingesetzt werden. Die in einer Wiederaufarbeitungsanlage mit einem Jahresdurchsatz von 350 t jährlich zurückgewinnbaren Kernbrennstoffe entsprechen bei Einsatz in den heute üblichen Leichtwasserreaktoren der Energiemenge von ca. 10 Mio. t Steinkohle. Durch den Wiederaufarbeitungsprozeß wird der hochaktive Abfall (Spaltprodukte) abgetrennt und durch Verglasung in eine Form gebracht, die eine sichere Endlagerung gewährleistet. Seite 31

32 7.0 Offene & geschlossene Radioaktivität Geschlossene Radioaktivität feste Strahler (umschlossen oder nicht umschlossen) Offene Radioaktivität Radioaktive Stäube Radioaktive Flüssigkeiten Radioaktive Gase 7.1 Aktivierung in Kernreaktoren Aktivierung von O, Fe und Co Seite 32

33 8.0 Nullleistungsreaktor SUR 100 Kern Neutronenquelle Steuerstab Moderator Gamma-Abschirmung Neutronen-Abschirmung Neutronendetektor 9.0 Neutronenaktivierung mit anschließendem β-zerfall Masse = M + 1 Ordnungszahl = Z + 1 Seite 33

34 9.1 Thermische Neutronenaktivierung Wirkungsquerschnitte σ n,th [barn] Mn-55 Fe-56 2,8 Cu-63 4,5 Cu-65 2,2 Mn-55 13,4 As-75 4,5 9.2 Nukliderzeugung thermische Neutronenaktivierung M Z A + n B + γ M + 1 Z M Z A( n, γ ) M + 1 Z B Beispiele Mo-98 (n,γ) Mo-99 Te-130 (n,γ) Te-131 Seite 34

35 9.2.1 Mn-55 Aktivierung Aktivierung durch thermische n: ,58 h 56 Mn ( n, γ ) Mn Fe + β + γ γ - Energie γ - Intensität 0,84660 MeV 99,00 1,81120 MeV 30,00 2,11260 MeV 15, Beispiel 2 75 As (n,γ) 76 26,3 h 76 As Se + β + γ γ - Energie γ - Intensität 0,55910 MeV 44,6 0,56280 MeV 1,60 0,65710 MeV 6,40 Seite 35

36 9.2.3 Beispiel 3 63 Cu (n,γ) ,8 h Cu 64 Ni Ni K / β /β + /γ γ - Energie γ - Intensität 79 Br (n,γ) 80m 0,00756 MeV 14,0 1,34576 MeV 0,48 4,4 h 80m Br Br + γ γ - Energie γ - Intensität 0,03700 MeV 40 0,04890 MeV 0, Beispiel Au (n,γ) 198 2,7 d 198 Au Hg + β + γ γ - Energie γ - Intensität 0,00999 MeV 1,27 0,07082 MeV 1,38 0,41180 MeV 95,53 32 S (n, n,p) 32 14,3 d 32 P S + β Seite 36

37 9.3 Spezifische Aktivität nach Probenbestrahlung ' m H σ N A( t, t ) = M L Φ e λ t' λ t ( 1 e ) A = erzeugte Aktivität (Bq) t = Bestrahlungszeit (s) t' = Zerfallszeit (s) m = Masse des Mutternuklids (g) H = Isotopenhäufigkeit des Mutternuklids (%) N L = Avogadro s Zahl (mol -1 ) σ = Wirkungsquerschnitt (barn) Φ = Neutronenflussdichte (n.cm -2.s -1 ) M = Atommasse des Mutternuklids (g.mol -1 ) λ = ln2 / t 1/2 9.4 Sättigungsaktivität bei konstantem Φ Bestrahlung mit thermischen Neutronen während t / t 1/2 A 1,2 1 0,8 0,6 0,4 0,2 0 m H σ N A = M L Φ t t1 / t / t 1/2 Seite 37

38 9.4.1 Aktivierungsarten Aktivierung durch Neutronenquellen, z.b. Cf-252 t 1/2 = 2,638 a 96,8 % α und 3,1 % sf 3,8 n / sf 2, Neutronen / s. g Moderator Spaltprodukte Kernreaktoren Spaltprodukte Beschleunigte Teilchen O( p, α) N( λ, n) N Hochenergetische Photonen N σ ~ 1 mbarn 9.5 Messmethoden Messungen Einkanalmessungen Dosisleistungsmessungen Mehrkanalmessungen Gammaenergiespektren γ - Spektrometrie Halbleiterdetektor (Ge) Szintillationszähler NaI(Tl ) Nachweisgrenzen g Co g Mn g As Seite 38

39 9.6 γ - Spektrometer Probe Detektor Vorverstärker Bildschirm Kryostat Hauptverstärker Impulshöhenanalysator Oszilloskop Drucker Datenaufnahme Seite 39

40 9.6.2 AD - Wandler Impulshöhenhistogramm MCA NIM Elektronik von ORTEC Hochspannungsversorgung Hauptverstärker für Ortec Ge Detectors Analog Digital - Wandler Seite 40

41 9.6.4 NIM Elektronik von CANBERRA Signalhöhe CANBERRA Research Amplifier Mod 2025 AFT A/D Wandler Detektor mit Bleiabschirmung 1 Detektor 2 Dewar mit flüssigem Stickstoff 3 3 Bleiabschirmung (Abschirmung gegen Umgebungsstrahlung) 1 2 Seite 41

42 9.6.6 Spektrometerkomponenten 9.7 γ Spektrum Begriffe Untergrund X Nachweisgrenze NG = X± 3σ Wahrscheinlichkeit, daß das Signal keine Rauschen ist: 50 % Bestimmungsgrenze BG = X± 6σ Wahrscheinlichkeit, daß das Signal keine Rauschen ist: 99,7 % Seite 42

43 9.8 γ Spektrometrie Nuklidbestimmung 1. Kalibrierung Kanal-zu-Energie-Umwandlung Kalibrierstandards: Co-60 E1 = 1332,50 kev E1' = 1173,24 kev Cs-137 E2 = 661,66 kev 2. Untergrundmessung Spektrum ohne Probe 3. Spektenaufnahme Impulshöhenhistogramm (Intensitäten, Energien) 4. Spektrenauswertung Vergleich mit Nuklidbibliotheken Na-24 Gammaspektrum Seite 43

44 9.8.2 Spektrenvergleich Photonenintensität [cps] Ge: NaI(Tl) höhere Auflösung höhere Anschaffungskosten technisch anfälliger höhere Empfindlichkeit besser für mobile Einsätze Photonenenergie [MeV] Ge vs. NaI(Tl) Detektor Cs-137 Seite 44

45 9.8.4 Peak Halbwertsbreite Gestreckte Peaks Seite 45

46 9.8.6 Spektrum der Energiekalibrierstrahler Kalibrierstrahler TB877 Daten Nuklid E [MeV] p T1/2 [d] A0 Y-88 1,8360 0, , ,0000 Co-60 1,3330 0, , ,0000 Co-60 1,1730 0, , ,0000 Y-88 0,8980 0, , ,0000 Cs-137 0,6620 0, , ,0000 Sr-85 0,5140 0, , ,0000 Sn-113 0,3920 0, , ,0000 Hg-203 0,2790 0, , ,0000 Ce-139 0,1660 0, , ,0000 Co-57 0,1220 0, , ,0000 Cd-109 0,0880 0,04 463, ,0000 Seite 46

47 Kalibrierstrahler TB877 Spektrum 12, ,0000 8,0000 6,0000 4,0000 2,0000 0,0000 0,0000 0,2000 0,4000 0,6000 0,8000 1,0000 1,2000 1,4000 1,6000 1,8000 2, Euro - Spektrum nach Neutronenaktivierung Seite 47

48 9.9 Nuklidaktivität Aktivitätsbestimmung Energiekalibrierung Effizienzkalibrierung N ε = T R R = A p 100 A= A e t t 1/ 2 0 ln 2 ε = Nachweisempfindlichkeit, efficiency N = Nettofläche T = Messzeit (live) R = γ - Emissionsrate p = γ - Übergangswahrscheinlichkeit A = Aktivität des Kalibrierstandards A 0 = Aktivität des Kalibrierstandards bei t= Aktivität Aktivität eines Radionuklids: A( t) ln 2 t t 1/ 2 = A e 0 A(t) Aktivität zur Zeit t A 0 Aktivität zur Zeit t=0 t 1/2 Halbwertszeit des Nuklids Einheit: 1 Bq = 1 Zerfall pro Sekunde = s -1 3, Bq = 1 Curie (Ci) Seite 48

49 9.9.2 Kalibrierkurve Efficiency ε Am-241 Cd-109 Ce-139 Co-57 Sn-113 Hg-203 Sr-85 Cs-137 Y-88 Co-60 Y-88 Photonenenergie [MeV] Aktivitätsberechnung Energiekalibrierung Effizienzkalibrierung Aktivität einer unbekannten Probe N u 100 Au = Tu ε p Seite 49

50 Übungsfragen 1. Erläutern Sie die Methode der Personendosiskontrolle durch Filmdosimeter! Welche Alternative gibt es zum amtlichen Dosimeter? 2. Zeichnen und erläutern Sie das Diagramm, welches die Beziehung zwischen angelegter Detektorspannung und gesammelter Ladung in einem gasgefüllten Detektor darstellt! In welchen Bereichen arbeiten die verschiedenen Zählrohrtypen? 3. Zeichnen und erläutern Sie das Prinzip eines Geigerzählers! Wie sieht die entsprechende Zählrohrcharakteristik aus? Kann man den Einfluss der Totzeit vernachlässigen? 4. Zeichnen und erläutern Sie das Prinzip eines Szintillationszählers! 5. Worin besteht der Unterschied bei Einkanal- und Mehrkanalmessungen? 6. Was versteht man unter der Empfindlichkeit (efficiency) eines Detektors? 7. Erläutern Sie die Methode der Aktivitätsmessung mittels Gammaspektrometrie! 8. Erläutern Sie das Funktionsprinzip eines Hal!bleiterdetektors und seine Vorbzw.Nachteile gegenüber dem Szintillationszähler 9. Was versteht man unter thermischen Neutronen? 10. Wie kann man (nur) schnelle Neutronen messen in einem Neutronenstrahl, der schnelle und thermische Neutronen enthält? 11 Atomphysiker Hans Bethe Niels Bohr John Chadwick Marie Curie Pierre Curie Paul Dirac Albert Einstein Otto Hahn Liese Meitner Max Planck Robert Oppenheimer Ernest Rutherford Snyder Arnold Sommerfeld Fritz Straßner Carl Friedrich von Weizäcker Seite 50

51 12.21 Historisches......manchmal musste ich einen ganzen Tag lang eine siedende Masse mit einer Eisenstange umrühren, die fast ebenso groß war wie ich. Abends war ich zum umfallen müde...in das Laboratorium kamen nur sehr wenige Leute: der eine oder der andere Physiker oder Chemiker besuchte uns von Zeit zu Zeit, entweder um unsere Experimente zu sehen, oder um Pierre Curie...um einen Rat zu bitten. Dann gab es vor der schwarzen Tafel jene Gespräche, an die man so gerne zurückdenkt, weil sie auf das wissenschaftliche Interesse und die Übungsfragen 1 1. Wo in der Nuklidkarte findet man die stabilen Nuklide? 2. Nennen Sie die drei Isotope des Wasserstoffs? 3. Besitzen die Isotope des Wasserstoff unterschiedliche physikalische Eigenschaften? Warum? 4. Besitzen die Isotope des Kohlenstoff unterschiedliche chemische Eigenschaften? Warum? 5. Wie ist das Anti-Photon beschaffen 6. Wie ist das Anti-Wasserstoff-Atom aufgebaut? 7. Was versteht man unter isomeren Nukliden? 8. Was versteht man unter Radioaktivität, was ist in diesem Zusammenhang Aktivität? 9. Welche physikalische Einheit hat die Aktivität? 10. Was versteht man unter einer nuklearen Kettenreaktion? 11. Was ist Alpha-Strahlung? 12. Woher kommen die Elektronen bei Beta-Strahlung? 13. Was ist die physikalische Dimension für den radioaktiven Zerfall? 14. Was für Strahlendosen kennen Sie? Seite 51

52 Übungsfragen Wie ist die Einheit für die Äquivalentdosis definiert? 16. Wie ist die Einheit für die Energiedosis definiert? 17. In welchen Einheiten kann man Strahlungsenergie angeben? 18. Was versteht man unter Dosisleistung 19. Wie groß ist die Dosisleistung in 2 m Abstand eines punktförmigen Cs-137 Strahlers, der eine Aktivität von Ci aufweist? 20. Was ist die mittle Jahresdosis in Deutschland? 21. Wie hoch ist die tödliche Dosis? 22. Wie groß ist die Aktivität eines Standardmenschen? 23. Wie dick muss eine Bleischicht sein um einen Co-60 Strahler mit einer Dosisleistung von1 Sv/h auf 1 msv/h abzuschirmen? 24. Was versteht man unter dem Aufbaufaktor? 25. Was versteht man unter dem Kerma? 26. Warum wird Gammastrahlung durch Blei besser abgeschirmt als durch Eisen? Übungsfragen Was versteht man unter Oberflächenkontamination? 28. Was versteht man unter einer Äquivalentdosis 29. Welche operativen Dosisgrössen kennen Sie 30. Was ist die ICRU Kugel, wozu dient sie? 31. Welche Einheit hat der Neutronendosiskonversionsfaktor? 32. Welche Neutronen sind gefährlicher, langsame oder schnelle? 33. Was versteht man unter dem Ansprechvermögen eines Strahlungsdetektors? 34. Welche Gefahren birgt das Edelgas Radon? Seite 52

53 Übungsfragen Was versteht man unter dem Massendefekt? 36. Welche 4 fundamentalen Kräfte kennen Sie (Erläuterungen)? 37. Was ist Kernfusion, bei welchen Nukliden kann man damit Energie gewinnen? 38. Was ist Kernspaltung, bei welchen Nukliden kann man damit Energie gewinnen? 39. Was sagt die Kamelhöckerkurve aus? Literatur 1. Dobrinski - Krakau Vogel; Physik für Ingenieure 2. Haliday Resnick - Walker; Physik; Viley VCH 2001, ISBN De Pree; Physics made simple; Broadway Books; 2004, ISBN Browne; Physics for Engineering and Science; McGraw Hill, 1998, ISBN X B. Bröcker; DTV-Atlas zur Atomphysik; DTV-Verlag, Volkmer Kernenergie Basiswissen; Volkmer Radiaoaktivität und Strahlenschutz 6. Koelzer, Lexikon der Kernenergie 7. Krieger, H. Grundlagen der Strahlungsphysik; Vieweg + Teubner Verlag D. Emmendörfer; Theorie der Kernreaktoren; BI-Wissenschaftsverlag, Lederer / Wildberg; Reaktorhandbuch: Hanser Fachbuch; Auflage: 2., (1992) 10. R.B. Firestone; CD: Table of Isotopes; Wiley-Interscience, S. Hawking; CD: Eine kurze Geschichte der Zeit; Navigo, 1997 B. Bröcker; DTV-Atlas zur Atomphysik; DTV Verlag P.M. Magazin 12 / atw - Internationale Zeitschrift für Kernenergie 2/ Bild der Wissenschaft 11 / 1996 Seite 53

54 Quellennachweise 1. M. Volkmer; Radioaktivität und Strahlenschutz; Informationskreis Kernenergie, Vogt / Schultz; Grundzüge des praktischen StrlSch; Carl Hanser Verlag, München, Schuricht / Steuer; Praktikum der Strahlenschutzphysik; VEB, Deutscher Verlag der Wissenschaften, Berlin, K. H. Lieser, Einführung in die Kernchemie, VCH Verlag Seelmann-Eggeberg W.; Radionuklid-Tabellen; BMFT, Schadow, G.; Vorlesungsskript: Strahlenmeßtechnik; Fachhochschule Ulm, Landesanstalt für Personendosimetrie; Kursunterlagen: Grund- und Spezialkurs im Strahlenschutz; Mecklenburg-Vorpommern, Forschungszentrum Karlsruhe; Kursunterlagen: Grund- und Spezialkurs im Strahlenschutz; Baden-Württemberg, Bayrisches Staatsministerium für Landesentwicklung und Umweltfragen; Strahlenschutz, Radioaktivität u. Strahlungsmessung (Autor: H. v. Philippsborn); D. Lotze, Skript Experimentalvorlesung Reaktor, Fachhochschule Furtwangen 11. Firma EBERLINE / THI Produktbeschreibungen 12. Forschungszentrum Karlsruhe, Website Body-Counter vom GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH: Dosimetertypen und Einsatzbereiche, Break Seite 54

55 CURS Information Server designed by S. Prys 2010 ;-) Seite 55