Aktivitätsbestimmung auf Basis validierter Neutronenspektren an deutschen Druckwasserreaktoren

Beim Rückbau eines Kernkraftwerkes ist die genaue Kenntnis über die spezifischen Aktivitäten des Reaktordruckbehälters (RDB) und deren Einbauten für eine optimale Planung der Entsorgung dieser Großkomponenten und damit die Minimierung der anfallenden radioaktiven Abfälle unabdingbar. Diese kann auf Basis von Rechnungen vor dem beginnenden Rückbau gewonnen werden. Eine wesentliche Voraussetzung für die exakte Bestimmung der Aktivitäten ist dabei eine sehr gute Berechnung der akkumulierten Neutronenfluenzen in den Komponenten, denn die beim Betreiben des Kraftwerks entstehenden Radionuklide werden primär durch die dort herrschende Neutronenstrahlung verursacht. Damit ist eine frühzeitige radiologische Charakterisierung der Komponenten möglich, ohne Proben zur Analyse entnehmen zu müssen.
In diesem Zusammenhang wurde eine Methode entwickelt, die auf dem kombinierten Einsatz von zwei Monte-Carlo-Codes basiert (MCNP6 [1] und FLUKA2021 [2]) und die Bewertung der Aktivierung in den kernnahen Komponenten in einem frühen Stadium der Planung, d.h. noch während des Betriebs, ermöglicht. Die Methode ist anhand eines deutschen Druckwasserreaktors (DWR) verifiziert worden.
Der MCNP6 Code wurde verwendet, um die Neutronenfluenzen im RDB und dessen Einbauten zu berechnen. Dafür wurde ein sehr detailliertes 3D-Modell eines DWR entwickelt, das auch die biologische Abschirmung und das Trageschild miteinschließt. In dieses Modell sind alle zur Verfügung stehenden Informationen eingeflossen. Die verwendete Neutronenquelle basiert auf Abbrandberechnungen des Betreibers und wurde brennstabweise modelliert. Um die Zuverlässigkeit der Ergebnisse zu überprüfen, wurde das MCNP6-Modell und die benutzte Neutronenquelle auf Basis von Neutronenfluenzmessungen validiert. In zwei deutschen DWR wurden entsprechende Monitore installiert, während eines Zyklus bestrahlt und anschließend deren Aktivierung gammaspektrometrisch bestimmt. Die Vergleiche zwischen den berechneten und gemessenen Aktivitäten haben gezeigt, dass die MCNP6-Berechnungen die realen Bedingungen im Reaktor widerspiegeln und für die folgenden Aktivierungsberechnungen verwendet werden können.
Für die anschließenden Aktivierungsberechnungen wurde der FLUKA2021-Code verwendet. Die Grundlage der 3D-Modelle bildete das MCNP Modell. Dabei wurden Teilabschnitte von Komponenten moduliert und für diese, auf Basis der berechneten Neutronenfluenzspektren, entsprechende Oberflächenquellen generiert. Mit diesem Verfahren konnten die spezifischen Aktivitäten in den einzelnen Komponenten sowohl in einem feinen Netz als auch mit großer Genauigkeit berechnet werden. Sie können als Grundlage für die Charakterisierung der Reaktorkomponenten verwendet werden, das wiederum als Basis einer optimalen Planung der verschiedenen Entsorgungswege und deren Lagerung dient.
Diese Arbeit wird im Rahmen des Forschungsprogramms FORKA (Forschung für den Rückbau kerntechnischer Anlagen) vom Bundesministerium für Forschung und Bildung (BMBF, Förderkennzeichen 15S9409A) gefördert und zusätzlich von PreussenElektra unterstützt.