Kernkraftwerke & Sicherheit

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1 Kernkraftwerke & Sicherheit Prof. Dr. Sabine Prys Typen von Kernreaktoren Fusionsreaktor Sicherheit in KKWs Brennelemente & radioaktive Abfälle Entsorgung Kontamination & Aktivierung von Proben Wischtest & 1.0 Kernreaktoren Naturreaktor in OKLO Leistungsreaktoren Siedewasserreaktoren Druckwasserreaktoren Thorium Hochtemperatur Reaktor Schneller Brüter Forschungsreaktoren Unterrichtsreaktor SUR-100 Hochflussreaktor ILL Neutronenquellen... Seite 1

2 1.1 Der OKLO Naturreaktor 1 prähistorischer, natürlicher Kernreaktor (Entdeckung 1972) Mehrere Zonen in der Uranlagerstätte Betrieb vor 2 Mrd Jahren Verminderter U-235 Gehalt im Erz Koelzer: Kernenergie Lexikon Der OKLO Naturreaktor 2 Berechnungen ergaben: Spaltung von 4 t U-235 in Oklo II, Bildung von 1 t Pu-239 Wärmemenge von 100 Mrd kwh Vergleich: MWe Reaktor liefert 30 Mrd KWh Wärme / a Koelzer: Kernenergie Lexikon Seite 2

3 1.1.2 Der OKLO Naturreaktor 3 Erforschung von Endlagerstätten: In der Gesteinsformation zurückgehaltene Spaltprodukte Aufbau eines Endlagers Siedewasserreaktor Volkmer, Basiswissen Seite 3

4 1.2.1 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 KKW Krümmel technische Daten Siedewasserreaktor Volkmer, Basiswissen Seite 4

5 1.3 Druckwasserreaktor Volkmer, Basiswissen DWR Merkmale Brennstoff: U-235 Moderator & Kühlmittel: H 2 O Reaktorkühlmittel ohne Dampf abgeführt Primär und Sekundärkreis zwecks Wärmetransport Kernkraftwerk Brokdorf Seite 5

6 1.3.2 KKW Brokdorf technische Daten Druckwasserreaktor Volkmer, Basiswissen Steuerstäbe und Brennelementwechsel im DWR Gösgen 48 Steuerelemente mit jeweils 20 Steuerstäben, die in 48 der 177 Brennelemente einfahren können. Seite 6

7 1.4 Kernkraftwerk Gundremmingen 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 Seite 7

8 1.5.2 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 1.6 Hochtemperaturreaktor Kugelhaufenreaktor Volkmer, Basiswissen Seite 8

9 1.6.1 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 Kugelhaufenreaktor Primärkreislauf He Sekundärkreislauf H2O Betriebselementkugeln Brennelementkugeln Absorberelementkugeln Moderatorelementkugeln Zylindrischer Container mit Graphitwänden (Neutronenreflektor) Seite 9

10 1.6.3 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 Absorberstäbe 36 Absorberstäbe im Neutronenreflektor (Temperatur Teillastregelung Reaktorschnellabschaltung) 42 Kernstäbe im Kugelhaufen (Kaltfahren) Kühlmittel He korrosionsfrei Seite 10

11 1.6.5 THTR technische Daten Kugelhaufenreaktor Volkmer, Basiswissen Technische Daten 1 Fortsetzung 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 11

12 1.6.7 Technische Betriebsdaten 2 Fortsetzung 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 3 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 12

13 1.6.9 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 13

14 1.7 Schneller Brutreaktor U-238 Spaltung Volkmer, Basiswissen 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 14

15 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 Volkmer, Basiswissen Seite 15

16 1.8.1 Technische Daten RBMK 1000, Kursk-1 Volkmer, Basiswissen 1.9 SUR-100 Reaktor Seite 16

17 1.10 Schwerwasserreaktoren Forschungsreaktor ILL, 58 MW, 1, n/cm 2.s 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 Seite 17

18 2.1 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! 2.2 Plasmaeinschluss (1) Plasma im gerichteten Magnetfeld eingeschlossen Schraubenförmige Teilchenbewegungen um die Feldlinien Toroidale Spulenanordnung: TOKAMAK Seite 18

19 2.3 Plasmaeinschluss (2) Plasmaeinschluss (3) Plasmagefäß: Vollständige Luft- Brennstofftrennung Gering leitendes Material Vakuumdichte Öffnungen für Handhabungen Seite 19

20 2.5 TOKAMAK Aufbau Magnetischer Plasmaeinschluss Transformator Plasmaheizung 10 8 K (Sonnentemperatur) A 700 kwatt Zusatzheizung für Zündung 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 Seite 20

21 2.7 Das Fusionskraftwerk Forschungsbedarf Materialforschung Plasma-Wand Wechselwirkungen Energie- und Teilchenabfuhr Verteilung des Stroms im Plasma Teilchentransport 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 Seite 21

22 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 Sicherheit im KKW Volkmer, Basiswissen Seite 22

23 4.1 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) Passive Sicherheitsbarrieren Einschluss von Radionukliden in jedem Betriebszustand, auch bei Störfällen Grafik: E:ON Kernkraft Sicherheitsbroschüre 2009 Seite 23

24 4.1.2 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 Redundante Sicherheitseinrichtungen Volkmer, Basiswissen Seite 24

25 4.1.4 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 Hypothetische Unfälle im DWR Volkmer, Basiswissen Seite 25

26 4.1.6 Hypothetische Unfälle im SWR Volkmer, Basiswissen 4.2 Strahlenschutz in Kernkraftwerken Kontroll & Überwachungsbereiche Sperrbereiche Zugangsbeschränkungen Kontrollen Belehrungen ALARA Prinzip Arbeitsplanung Schutzkleidung Einhaltung von Grenzwerten Seite 26

27 4.2.2 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 27

28 4.3.1 Die INES-Skala International Nuclear Event Scale Graphik Quelle: Die INES-Einstufung Umfangreicher Kriterienkatalog zur Einordnung eines Ereignisses als Handbuch der IAEO Radiologische Auswirkungen außerhalb der Anlage (Ist es infolge des Ereignisses zu einer Erhöhung der Strahlungsdosis gekommen, die über den jeweiligen nationalen Grenzwerten liegt?) Radiologische Auswirkungen innerhalb der Anlage (Ist es innerhalb der Anlage ungeplant zu erhöhten Strahlungswerten und/oder zu einer Ausbreitung signifikanter Mengen radioaktiven Materials gekommen?) Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen der Anlage (Ist es zu einer Beeinträchtigung der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen der Anlage gekommen?) Seite 28

29 5.0 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 Brennelementzyklus In Leichtwasserreaktoren Volkmer Basiswissen Seite 29

30 5.2 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 5.3 Transmutation Umwandlung von langlebigen Radionukliden in kurzlebige Np-237, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Am-243, Cm-243, 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 Seite 30

31 6.0 Radioaktive Abfälle Entstehung Klassifizierung nach Aktivität Klassifizierung nach Wärmeentwicklung Zwischenlagerung Endlagerung Wiederaufbereitung von Kernbrennstoff Entstehung Nukleare Prozesse Aktivierung Spaltprodukte Medizin, Forschung, Industrie Prüfstrahler Kontaminierte Gegenstände Uranbergbau Militär Seite 31

32 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 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. Seite 32

33 6.4 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 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) Seite 33

34 6.5.1 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 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. Seite 34

35 6.5.3 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 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. Seite 35

36 6.6 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 Offene & geschlossene Radioaktivität Geschlossene Radioaktivität feste Strahler (umschlossen oder nicht umschlossen) Offene Radioaktivität Radioaktive Stäube Radioaktive Flüssigkeiten Radioaktive Gase Seite 36

37 7.1 Aktivierung in Kernreaktoren Aktivierung von O, Fe und Co 8.0 Nullleistungsreaktor SUR 100 Kern Neutronenquelle Steuerstab Moderator Gamma-Abschirmung Neutronen-Abschirmung Neutronendetektor Seite 37

38 9.0 Neutronenaktivierung mit anschließendem β-zerfall Masse = M + 1 Ordnungszahl = Z 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 Seite 38

39 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 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 15,5 Seite 39

40 9.2.2 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, 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 0,3 Seite 40

41 9.2.4 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 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 Seite 41

42 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/ 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 Seite 42

43 9.5 Messmethoden Messungen Einkanalmessungen Dosisleistungsmessungen Mehrkanalmessungen Gammaenergiespektren γ - Spektrometrie Halbleiterdetektor (Ge) Szintillationszähler NaI(Tl ) Nachweisgrenzen g Co g Mn g As 9.6 γ - Spektrometer Probe Detektor Vorverstärker Bildschirm Kryostat Hauptverstärker Impulshöhenanalysator Drucker Oszilloskop Seite 43

44 9.6.1 Datenaufnahme AD - Wandler Impulshöhenhistogramm MCA Seite 44

45 9.6.3 NIM Elektronik von ORTEC Hochspannungsversorgung Hauptverstärker für Ortec Ge Detectors Analog Digital - Wandler NIM Elektronik von CANBERRA Signalhöhe CANBERRA Research Amplifier Mod 2025 AFT A/D Wandler Seite 45

46 9.6.5 Detektor mit Bleiabschirmung Detektor Dewar mit flüssigem Stickstoff Bleiabschirmung (Abschirmung gegen Umgebungsstrahlung) Spektrometerkomponenten Seite 46

47 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 % 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 Seite 47

48 9.8.1 Na-24 Gammaspektrum Spektrenvergleich Photonenintensität [cps] Ge: NaI(Tl) höhere Auflösung höhere Anschaffungskosten technisch anfälliger höhere Empfindlichkeit besser für mobile Einsätze Photonenenergie [MeV] Seite 48

49 9.8.3 Ge vs. NaI(Tl) Detektor Cs Peak Halbwertsbreite Seite 49

50 9.8.5 Gestreckte Peaks Spektrum der Energiekalibrierstrahler Seite 50

51 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 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 2,0000 Seite 51

52 9.8.9 Euro - Spektrum nach Neutronenaktivierung 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=0 Seite 52

53 9.9.1 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) 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] Seite 53

54 9.9.3 Aktivitätsberechnung Energiekalibrierung Effizienzkalibrierung Aktivität einer unbekannten Probe N u 100 Au = Tu ε p 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? Seite 54

55 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 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 Arbeitsintensität stimulierend wirken... Marie Curie um 1900 Seite 55

56 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 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, Seite 56

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58 @ CURS Information Server designed by S. Prys 2011 ;-) Seite 58