Neutronisäteilylle altistuminen käytetyn polttoaineen siirrossa Olkiluodon voimalaitoksella

Tässä työssä on tutkittu OL1/OL2-ydinvoimalaitosten käytetyn polttoaineen siirrossa aiheutuvaa altistusta neutronisäteilylle. Käytetty polttoaine siirretään vedellä täytetyssä käytetyn polttoaineen siirtosäiliössä Castor TVO:ssa OL1/OL2-laitoksilta käytetyn polttoaineen varastolle. Siirtotyön aikana useat eri ammattiryhmiin kuuluvat henkilöt työskentelevät siirtosäiliön välittömässä läheisyydessä, altistuen käytetystä polttoaineesta emittoituvalle fotoni- ja neutronisäteilylle. Aikaisemmista neutronisäteilyannosten mittauksista on todettu, ettei jatkuvalle altistuksen seurannalle ole ollut tarvetta. Tämän työn tarkoitus on selvittää teoreettisilla laskelmilla siirtotyöhön osallistuvan henkilön mahdollisuus saada kirjausrajan ylittävä annos neutronisäteilyä. Neutronisäteilyn annosnopeudet siirtosäiliötä ympäröivässä tilassa on laskettu yhdysvaltalaisella Monte Carlo-menetelmään perustuvalla MCNP-ohjelmalla. MCNP:llä mallinnettiin siirtosäiliö, siirtosäiliön sisältämä polttoaine ja ympäröivä tila kolmella jäähtymisajalla ja kolmella keskimääräisellä maksimipoistopalamalla. Polttoainenippujen isotooppikonsentraatiot ja säteilylähteiden voimakkuudet on laskettu Studsvik SNF-ohjelmalla. Simuloinnin perusteella voidaan todeta, ettei neutronisäteilyannosten jatkuvalle seurannalle ole tarvetta käytetyn polttoaineen siirrossa. Vaikka neutronisäteilyn annosnopeudet voivat nousta siirtosäiliön läheisyydessä suhteellisen suuriksi, ovat siirtosäiliön lähellä tehtävät työt niin lyhytaikaisia, että kirjausrajan ylitystä voidaan pitää hyvin epätodennäköisenä. Johtopäätökset varmistetaan työssä suunnitellulla mittausjärjestelyllä.

This master's thesis examines the exposure to neutron radiation during the transfer of spent nuclear fuel in OL1/OL2 nuclear power plant units. Spent nuclear fuel is transferred to the interim storage for spent nuclear fuel in a water-filled transfer cask Castor TVO from units OL1 and OL2. During the transfer multiple people of various professions work in the immediate vicinity of the transfer cask, therefore being exposed to photon and neutron radiation emitting from the spent nuclear fuel. Previous studies on the exposure have concluded that continuing measurement of neutron radiation doses is unnecessary. The goal of this thesis is to examine the possibility for a person participating in the transfer task to receive neutron radiation dose exceeding the recording level using theoretical calculations. Neutron radiation dose rates in the surrounding space of the transfer cask have been calculated using the Monte Carlo method utilizing American MCNP code. Using MCNP, the transfer cask, the spent nuclear fuel and the surrounding space have been modeled with three different cooling times and three different average maximum exit burnups. The isotopic concentrations and radiation source strengths have been calculated with the Studsvik SNF software. According to the simulation it can be concluded that continuing measurement of neutron radiation doses is still unnecessary during the transfer of the spent nuclear fuel. Although relatively high dose rates of neutron radiation exist near the transfer cask, the assignments in close proximity are so brief that the event of exceeding the recording level can be considered highly improbable. The conclusions are to be confirmed with a live measurement arrangement designed in this thesis.