Kernbrennstoffbestimmung in radioaktiven Abfällen - Vergleich verschiedener Meßmethoden

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1 Kernbrennstoffbestimmung in radioaktiven Abfällen - Vergleich verschiedener Meßmethoden C. Schauer, TÜV Süddeutschland Bau und Betrieb GmbH Westendstr. 199, D München, FRG (Tel.: , Fax: -2607) Ch. Lierse, Institut für Radiochemie der Technischen Universität München Walther Meißnerstr. 3, D Garching, FRG (Tel.: ) 1 Einleitung Die Kernbrennstoffbestimmung in radioaktiven Abfällen spielt im Rahmen der Produktkontrolle zur Überprüfung der Einhaltung von Zwischen- und Endlagerbedingungen eine wichtige Rolle. Darüber hinaus ist der Kernbrennstoffgehalt radioaktiver Abfälle ein wesentliches Kriterium für die sicherheitstechnischen und genehmigungsrechtlichen Anforderungen bei Handhabung und Transport sowie die Erfassung und Überwachung der Abfälle. Radioaktive Abfälle, die Kernbrennstoff (U-233,, Pu-239, Pu-241) enthalten, fallen in allen Bereichen des nuklearen Brennstoffkreislaufes, bei der Stillegung und dem Abbau kerntechnischer Anlagen sowie im Bereich von Forschungs- und Entwicklungsarbeiten an. Sie können große Unterschiede hinsichtlich chemisch-physikalischer Zusammensetzung, Aktvitätsinventar und Verpackung aufweisen. Die Meßmethoden, die zur Kernbrennstoffbestimmung in radioaktiven Abfällen zur Verfügung stehen, lassen sich in zerstörungsfreie und zerstörende Untersuchungsverfahren unterteilen. Dieser Artikel soll einen Überblick über die verschiedenen Meßmethoden geben. Die Anwendungsgebiete und -grenzen der einzelnen Verfahren werden anhand von Untersuchungen an realen Abfallgebinden aufgezeigt, die in Kooperation mit dem Institut für Radiochemie der TU München durchgeführt wurden. 2 Zerstörungsfreie Untersuchung Zerstörungsfreie Untersuchungsmethoden sind im Vergleich zur zerstörenden Prüfung weniger zeitaufwendig und ermöglichen daher einen hohen Durchsatz an Messungen. Darüber hinaus haben sie den Vorteil, daß sich das insbesondere bei inhomogenen Abfällen wichtige Problem der repräsentativen Probennahme nicht stellt und kein Sekundärabfall anfällt. Zur zerstörungsfreien Kernbrennstoffbestimmung in Abfällen werden vor allem passive und aktive Verfahren zur Messung der Gamma- oder Neutronen-Strahlung eingesetzt.

2 2.1 Gamma-Messung Die Messung der emittierten Gamma-Strahlung an der Behälteroberfläche zählt zu den am häufigsten genutzten zerstörungsfreien Prüfmethoden für radioaktive Abfallgebinde. Sie wird vor allem zur Bestimmung des Gehalts an Aktivierungs- und Spaltprodukten herangezogen. Für die Kernbrennstoffbestimmung besitzt diese Meßmethode allerdings den entscheidenden Nachteil, daß sich die charakteristische Gamma-Strahlung der relevanten Uran- und Plutonium-Isotope aus relativ schwachen, niederenergetischen Linien zusammensetzt. Gamma-Messungen eignen sich daher in erster Linie für den nuklidspezifischen Nachweis des Kernbrennstoffgehalts in Abfallgebinden mit niedriger Matrixdichte und geringen Mengen an höherenergetischen Gamma-Strahlern. In der Praxis wird die zerstörungsfreie Gamma-Messung hauptsächlich für die Kernbrennstoffbestimmung in Abfällen aus der Brennelementfabrikation und in Aschen aus der Verbrennung von Mischabfällen eingesetzt. Für die Gamma-Messung von Abfallgebinden werden zwei Meßvarianten eingesetzt: das segmentierte Gamma-Scanning und die Messung in offener Geometrie (s. Abb. 1). Beim segmentierten Gamma-Scanning wird das Gebinde mit einem kollimierten, hochauflösenden Halbleiter-Detektor aus Reinstgermanium (HPGe-Detektor) systematisch abgetastet. Dabei werden für eine vorwählbare Anzahl von Segmenten vollständige Gamma-Spektren aufgenommen, aus denen nach Abschluß der Messung ein Summenspektrum erzeugt wird. Durch die Aufnahme der Einzelspektren pro Segment erhält man Informationen über die Spaltstoffverteilung und das Gesamtinventar im Abfallgebinde. Es können verschiedene Scan-Modi angewandt werden; in der Praxis wird meist der Multi-Rotations-Scan eingesetzt, bei dem das rotierende Abfallfaß in unterschiedlichen Höhenpositionen vermessen wird /1/. Abb. 2 zeigt das visualisierte Ergebnis eines Multi-Rotations- Scans für in einem 200-l-Faß mit Asche aus der Verbrennung von Mischabfällen. Die Zählraten des charakteristischen -Peaks bei ca. 186 kev sind als Funktion der Winkel- und Höhenposition dargestellt. Bei der Messung in offener Geometrie erfaßt der Detektor die Gamma-Strahlung des gesamten Abfallgebindes (s. Abb. 1). Mit dieser Technik erhält man zwar keine Informationen über die Verteilung des Kernbrennstoffs im Abfallgebinde, im Vergleich zum segmentierten Gamma-Scanning sind aber niedrigere Nachweisgrenzen erreichbar. Abb. 3 zeigt als Beispiel das Gamma-Spektrum eines mit Asche gefüllten 200-l-Fasses, das mit einem sog. Low-Energy-Germanium-Detektor (LEGe-Detektor), der sich besonders für die Messung niederenergetischer Gamma-Strahler eignet, in offener Geometrie aufgenommen wurde. Mit diesem Detektortyp gemessene Spektren können zur Bestimmung der Uran- oder Plutonium-Isotopenzusammensetzung mit der Multi-Group- Analysis (MGA)-Methode ausgewertet werden. Diese Methode wurde ursprünglich für Messungen im Rahmen der Kernmaterialüberwachung entwickelt und kann für radioaktive Abfälle eingesetzt werden, die oder Pu-239 in der Größenordnung von einigen Gramm pro Faß enthalten. Die MGA-Methode verwendet bei der Spektrenauswertung für Uran Peaks in einem engen Energiebereich um 100 kev (s. Abb. 3), während für Plutonium die Röntgen- und Gamma-Strahlung unterhalb von 200 kev genutzt wird /2, 3/.

3 3, Impulse pro Kanal 2, , , , X-rays In (Detektor) X-rays Ba (Beton) X-rays Pb (Abschirmung) Th X-rays U 5, Gamma-Energie in kev Abb. 3: Gamma-Spektrum eines 200-l-Fasses mit Asche, gemessen mit einem LEGe-Detektor in offener Geometrie (Energiebereich, der für die Berechnung der Uran-Isotopenzusammensetzung mit der MGA-Methode herangezogen wird, ist gekennzeichnet) 2.2 Neutronen-Messung Bei radioaktiven Abfällen, die eine höhere Dichte aufweisen und/oder Spalt- und Aktivierungsprodukte enthalten, müssen für die zerstörungsfreie Kernbrennstoffbestimmung Neutronen- Meßverfahren angewandt werden. Bei der passiven Neutronen-Messung wird die Neutronen- Eigenstrahlung von radioaktiven Abfällen erfaßt. Die hierbei gemessenen Neutronen entstehen bei der Spontanspaltung von Isotopen höherer Ordnungszahl (z. B. Pu-238, Pu-240, Pu-242, Cm-242, Cm-244, Cf-252) und durch Kernreaktionen von Alpha-Teilchen mit Isotopen leichter Elemente z. B. des Sauerstoffs oder des Fluors (sog. (α,n)-reaktionen). Die passive Neutronen-Messung ermöglicht in der Regel einen schnellen und zuverlässigen qualitativen Nachweis von Plutonium sowie evtl. vorhandener weiterer Spontanspalter und Alpha- Strahler. Uran kann in den normalerweise in Abfallgebinden vorliegenden Mengen nicht nachgewiesen werden. Da Neutronen mit einem Energiespektrum emittiert werden, das nicht isotopenoder elementspezifisch ist, kann zwischen den einzelnen neutronenemittierenden Nukliden allerdings nicht unterschieden werden. Für eine quantitative Kernbrennstoffbestimmung muß daher der Nuklidvektor des Abfall entweder aus der Dokumentation oder aus alphaspektrometrischen Untersuchungen bekannt sein /4/.

4 Abb. 4: Mobiler passiver Neutronen-Meßplatz SANDRA des Instituts für Radiochemie der TU München Die Matrixdichte des Abfalls spielt bei Neutronen-Messungen eine wesentlich geringere Rolle als bei Gamma-Messungen, da Neutronen sogar dicke Abschirmungen aus Blei oder Stahl durchdringen. Neutronen werden aber von Stoffen mit hohem Wasserstoffgehalt (z. B. Kunststoffe, Beton, Bitumen) absorbiert. Deshalb muß bei betonierten Abfällen oder bei Abfällen in Betonbehältern mit einer erheblichen Erhöhung der Nachweisgrenzen gerechnet werden. Bei unserem Kooperationspartner, dem Institut für Radiochemie der TU München, wird für die passive Neutronen-Messung der mobile Meßplatz SANDRA (Spezielle Anordnung zur Detektion von Neutronen in Radioaktiven Abfällen; s. Abb. 4) eingesetzt, der für radioaktive Abfallgebinde bis zu 400 l Volumen und 2000 kg Gewicht ausgelegt ist /5/. Dieses Meßsystem besteht aus einer Meßkammer und einem separaten Bedienungsraum, die in einem handelsüblichen 20 -Container untergebracht sind. Die Meßkammer ist mit 36 He-3-Zählrohren ausgestattet, die vertikal und horizontal in Polyethylenbänken angeordnet sind (s. Abb. 4). Durch diese Anordnung der Detektoren ist es möglich, die Lage von Neutronen-Quellen innerhalb des Abfallgebindes zu bestimmen. Die Nachweisgrenzen, die bei der passiven Neutronen-Messung üblicherweise in Pu-240-Äquivalenten ausgedrückt werden, liegen für SANDRA in Abhängigkeit von der Matrix bei 5-15 mg pro 200-l- Faß. Der Einsatz der Zeitkorrelationstechnik ermöglicht die Unterscheidung zwischen Neutronen aus Spontanspaltungen und (α,n)-reaktionen. Zur Matrixkorrektur kann eine externe Neutronenquelle eingesetzt werden ( Add-a-source -Technik).

5 Soll neben Plutonium auch Uran mit Hilfe einer Neutronen-Messung bestimmt werden, ist die aktive Neutronen-Messung einzusetzen. Hierbei werden durch externe Strahlungsquellen Spaltungen im Abfallgebinde induziert und die dabei entstehenden prompten bzw. verzögerten Spaltneutronen gemessen, deren Anzahl proportional zur Menge des spaltbaren Materials ist. Hinsichtlich der Art der Anregung und der Meßtechnik gibt es verschiedene Verfahrensvarianten. Auch bei dieser Methode ist eine Unterscheidung zwischen einzelnen Nukliden nicht möglich. Der Einfluß der Abfallmatrix und der räumlichen Kernbrennstoffverteilung auf Nachweisempfindlichkeit und Meßgenauigkeit sind größer als bei der passiven Neutronen-Messung. In der Praxis ist die aktive Neutronen- Messung wegen des höheren apparativen Aufwands weniger verbreitet. 3 Zerstörende Untersuchung Die aufgeführten zerstörungsfreien Meßverfahren reichen allerdings nicht in allen Fällen für eine Kernbrennstoffbestimmung aus. Vor allem bei radioaktiven Abfällen mit niedrigem Kernbrennstoffgehalt ist eine arbeits- und zeitintensive zerstörende Prüfung erforderlich, die sich aus folgenden Einzelschritten zusammensetzt: zerstörende Probennahme (z. B. durch Bohren, Schneiden) Probenvorbehandlung (Trocknen, Brechen, Mahlen) Radionuklid-Analytik (Aufschluß, chemische Abtrennung, Alpha/Flüssigszintillations-Spektrometrie) Bei der zerstörenden Prüfung stellt sich immer das insbesondere bei inhomogenen Abfällen wichtige Problem der repräsentativen Probennahme. In vielen Fällen reicht eine einzelne Probe pro Abfallgebinde für ein belastbares Ergebnis nicht aus. Die Ergebnisse von zerstörungsfreien Untersuchungen können wichtige Informationen für die Festlegung der Probennahmepositionen liefern. Unsere Vorgehensweise bei der Planung einer zerstörenden Probennahme läßt sich wie folgt zusammenfassen /6/: Identifikation von Zonen ähnlicher Matrixzusammensetzung: Hierfür werden Ergebnisse aus Transmissionsverfahren wie der digitalen Radiographie und der Transmissions-Computer-Tomographie sowie Informationen aus der Dokumentation des Abfallgebindes herangezogen. Identifikation von Zonen ähnlicher Radionuklidzusammensetzung: Gamma-Scanning und passive Neutronen-Messung in Kombination mit den o. g. Transmissionsverfahren können Informationen über die Verteilung der relevanten Radionuklide liefern. Festlegung von Zahl und Position der zu entnehmenden Proben

6 Die eigentliche Beprobung erfolgt in der Regel in einer Alpha-dichten Handschuhbox. Am Institut für Radiochemie steht hierfür eine Handschuhbox mit Diamant-Bohreinrichtung zur Verfügung, die eine vertikale Beprobung von 200-l- und 400-l-Fässern mit zementiertem Abfall ermöglicht (s. Abb. 5). Die Bohreinrichtung wird mit Preßluft gekühlt, so daß Wasser oder andere Kühlflüssigkeiten, die die Abfallmatrix verändern könnten, nicht erforderlich sind. Andere Probennahmeverfahren werden der jeweils vorliegenden Abfallmatrix angepaßt. So werden Pellets mit kompaktierten Abfällen mit Hilfe eines Spezial-Hebezeugs aus dem Faß entnommen und anschließend mit verschiedenen Schneidewerkzeugen beprobt. Abb. 5: Handschuhbox mit Bohreinrichtung zur Beprobung von 200-l- und 400-l-Fässern Vor der eigentlichen Radionuklid-Analytik ist es in nahezu allen Fällen erforderlich, die aus den Abfallgebinden entnommenen Proben vorzubehandeln. Die Proben werden ggf. getrocknet und meist durch Brechen und Mahlen mit Geräten aus Wolframcarbid homogenisiert. Für die nachfolgende Kernbrennstoffbestimmung mit Hilfe der Alpha-Spektrometrie sind ein Aufschluß der homogenisierten Probe (z. B. Mikrowellenaufschluß) sowie ein Trennungsgang erforderlich, der mehrere Fällungs-, Extraktions-, und Ionenaustauschschritte umfaßt. Die Probenpräparation für die Alpha- Spektrometrie erfolgt anschließend durch Elektrodeposition. Um die chemische Ausbeute beim Trennungsgang und die Zähleffektvität bei der Alpha-Spektrometrie zu bestimmen, werden beim Aufschluß Tracer (U-232, Pu-236) zugesetzt /2/. Die Abb. 6 zeigt als Beispiel das Alpha-Spektrum einer Ascheprobe. Neben Uran-234, -235 und -238 sind geringe Mengen an Plutonium-Isotopen zu erkennen. Der Beta-Strahler Pu-241 wird mit Hilfe der Flüssigszintillations-Spektrometrie bestimmt.

7 1200 U Impulse pro Kanal U-238 Pu-239/240 U -232 (Tracer) Pu-238 Pu -236 (Tracer) 0 4,0 4,5 5,0 5,5 6,0 Alpha-Energie in MeV Abb. 6: Alpha-Spektrum einer Ascheprobe nach Aufschluß und radiochemischen Trennungsgang 4 Zusammenfassung Für die Kernbrennstoffbestimmung in radioaktiven Abfallgebinden sind abhängig von der Abfallmatrix und dem Aktivitätsinventar verschiedene Verfahren einzusetzen. Für Abfallgebinde mit niedriger Matrixdichte und geringen Gehalt an Aktivierungs- und Spaltprodukten ist die zerstörungsfreie Gamma-Messung (segmentiertes Gamma-Scanning oder Messung in offener Geometrie mit MGA- Methode zur Bestimmung Uran- und Plutonium-Isotopenzusammensetzung) die Methode der Wahl. Die passive Neutronen-Messung ermöglicht einen zuverlässigen Nachweis von Plutonium auch in Abfällen, die eine höhere Dichte aufweisen und weitere Gamma-Strahler enthalten. Für eine quantitative Bestimmung muß allerdings der Nuklidvektor des Abfalls bekannt sein. Mit der apparativ aufwendigeren aktiven Neutronen-Messung kann neben Plutonium auch Uran bestimmt werden. Bei Abfällen mit niedrigem Kernbrennstoffgehalt ist in der Regel eine zeitaufwendige zerstörende Prüfung (Probennahme, Probenbehandlung, Trennungsgang, Alpha/Flüssigszintillations- Spektrometrie) erforderlich. Die Ergebnisse zerstörungsfreier Untersuchungen können dazu herangezogen, um möglichst repräsentative Proben zu erhalten.

8 5 Literatur /1/ Th. Bücherl, Ch. Lierse, E. Kaciniel, T. Neukel, K. Krebs, Determination of Gamma Emitters in Radioactive Waste Containers by Advanced Gamma Scanning, Radioactive Waste Management and Environmental Remediation, ASME 1995, /2/ Ch. Lierse, T. Neukel, E. Kaciniel, W. Stöwer, H. Erntl, R. Lindner, Determination of U- 235 in Incinerated Radioactive Waste, Proceedings of the 3rd Seminar on Radioactive Waste Products, June 1997, Würzburg, /3/ J. Verplancke, D. Davidson, B. Gillespie, M. Koselo, F. Bronson, R. Gunnik, J.-L. Ma, J. Romeyer-Dherbey, S. Abousahl, M. Bickel, Applying MGA for Waste Characterization, WM 95 Symposium, Tucson, Arizona, 26 Frb. - 2 Mar /4/ M. Küchle, H. Ottmar, H. Würz, Die Bestimmung von Plutonium in Abfallfässern, Atomwirtschaft, April 1988, /5/ T. Bücherl, K. Krebs, Ch. Lierse, The Mobile Waste Inspection System SANDRA, Proceedings of the 3rd Seminar on Radioactive Waste Products, June 1997, Würzburg, /6/ Ch. Lierse, W. Stöwer, E. Kaciniel, T. Neukel, Representative Sampling of Waste Packages on the Basis of Non-Destructive Inspection Results, Proceedings of the 3rd Seminar on Radioactive Waste Products, June 1997, Würzburg,