Unsicherheiten bei der Berechnung von Dosisleistungen an Transport- und Lagerbehältern

Schlömer, Luc Laurent Alexander; Allelein, Hans-Josef; Macián-Juan, Rafael

doi:urn:nbn:de:hbz:82-rwth-2015-013311

Unsicherheiten bei der Berechnung von Dosisleistungen an Transport- und Lagerbehältern = Determination of uncertainties in the calculation of dose rates at transport and storage casks

Schlömer, Luc Laurent Alexander

2015

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Luc Laurent Alexander Schlömer

ImpressumAachen : Publikationsserver der RWTH Aachen University 2015

UmfangXIV, 251 S. : Ill., graph. Darst.

Aachen, Techn. Hochsch., Diss., 2015

Prüfungsjahr: 2014. - Publikationsjahr: 2015

Genehmigende Fakultät
Fak04

Hauptberichter/Gutachter
Allelein, Hans-Josef (Thesis advisor) ; Macián-Juan, Rafael (Thesis advisor)

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2014-12-17

Online
URN: urn:nbn:de:hbz:82-rwth-2015-013311
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/464503/files/464503.pdf

Einrichtungen

Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und -technik (413110)

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
Ingenieurwissenschaften (frei) ; MCNP (frei) ; MAVRIC (frei) ; Dosisleistung (frei) ; Unsicherheit (frei) ; Transport- und Lagerbehälter (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 620

Kurzfassung
Der rechnerische Nachweis der Einhaltung der Dosisleistungsgrenzwerte an Transport- und Lagerbehältern (TLB) für abgebrannte Brennelemente aus Druckwasserreaktoren beinhaltet die Bestimmung der Strahlenquellen und die Analyse der Abschirmwirkung des Behälters. In dieser Arbeit werden die gesamte Rechenkette von der Quelltermbestimmung bis hin zur Abschirmrechnung mittels Monte-Carlo-Methoden analysiert und die auftretenden Unsicherheiten sowohl über Nachrechnungen von Experimenten (Benchmarks) als auch durch Variationsrechnungen quantifiziert. Anlass dieser Untersuchungen ist, dass der Vergleich mit an den TLB gemessenen Dosisleistungen (DL) eine Überschätzung durch die Rechenwerte zeigt. Auf Basis der Analysen wird dargelegt, dass diese Überschätzung bei der Neutronen-DL auf die Charakteristik der verwendeten Messgeräte und bei der Gamma-DL zusätzlich auf die bei der Berechnung zu Grunde liegende Energiegruppenstruktur zurückzuführen ist. Zudem wird gezeigt, dass der Einbezug von Unsicherheiten in die Rechenkette zu noch größeren Überschätzungen führen kann. Bezogen auf die Dosisleistungsberechnung wird bei Bewaldungen mit abgebrannten Uran-Brennelementen für die Gesamt-Gamma-DL eine Unsicherheit von ((+21/-28) ± 2) % (rel.) und für die Gesamt-Neutronen-DL von ((+28 ± 23)/(-55 ± 4)) % (rel.) ermittelt. Bei Mischbeladungen mit abgebrannten Uran- und MOX-Brennelementen wird für die Berechnung eine Unsicherheit von ((+24 ± 3)/(-27 ± 2)) % (rel.) für die Gesamt-Gamma- und von ((+28 ± 23)/(-55 ± 4)) % (rel.) für die Gesamt-Neutronen-DL quantifiziert. Insgesamt zeigen die Ergebnisse, dass trotz der durch die Messverfahren hervorgerufene große Unsicherheit bei der Neutronen-DL-Messung eine unveränderte Beibehaltung der Rechenkette zur Vorausberechnung der Dosisleistung am TLB zu konservativen Vorhersagen führt. Daher ist zum Abbau der Überschätzungen der vorausberechneten DL zunächst eine Reduktion der Unsicherheiten bei der Neutronen-DL-Messung notwendig. Wie groß sich die Abweichung von Mess- und Rechenwert bei der expliziten Abbildung einer detailliert bekannten Beladung einstellt, konnte im Rahmen der vorliegenden Arbeit nicht ermittelt werden. Hier könnte ein mit speziell qualifizierten Komponenten durchgeführtes Messprogramm, das je nach beabsichtigter oder erforderlicher Detailtiefe gestaffelt wird, weitere Klarheit schaffen.

The compliance with the dose rate limits for transport and storage casks (TLB) for spent nuclear fuel from pressurised water reactors can be proved by calculation. This includes the determination of the radioactive sources and the shielding-capability of the cask. In this thesis the entire computational chain, which extends from the determination of the source terms to the final Monte-Carlo-transport-calculation is analysed and the arising uncertainties are quantified not only by benchmarks but also by variational calculi. The background of these analyses is that the comparison with measured dose rates at different TLBs shows an overestimation by the values calculated. Regarding the studies performed, the overestimation can be mainly explained by the detector characteristics for the measurement of the neutron dose rate and additionally in case of the gamma dose rates by the energy group structure, which the calculation is based on. It turns out that the consideration of the uncertainties occurring along the computational chain can lead to even greater overestimation. Concerning the dose rate calculation at cask loadings with spent uranium fuel assemblies an uncertainty of ((+21/-28) ± 2) % (rel.) for the total gamma dose rate and of ((+28 ± 23)/(-55 ± 4)) % (rel.) for the total neutron dose rate are estimated. For mixed-loadings with spent uranium and MOX fuel assemblies an uncertainty of ((+24 ± 3)/(-27 ± 2)) % (rel.) for the total gamma dose rate and of ((+28 ± 23)/(-55 ± 4)) % (rel.) for the total neutron dose rate are quantified. The results show that the computational chain has not to be modified, because the calculations performed lead to conservative dose rate predictions, even if high uncertainties at neutron dose rate measurements arise. Thus at first the uncertainties of the neutron dose rate measurement have to be decreased to enable a reduction of the overestimation of the calculated dose rate afterwards. In the present thesis the deviation of the measured and calculated dose rates at an explicitly modeled cask loading under well known boundary conditions could not be determined. In this context an experimental program, which is carried out with specially qualified components and set up according to the intended or required level of detail, can provide more clarity.

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