Operatiivinen säteilysuojelu Posivan kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella

Olkiluodon ja Loviisan ydinvoimalaitoksilla syntyvä käytetty ydinpolttoaine tullaan kapseloimaan ja loppusijoittamaan Posiva Oy:n kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella, joka rakennetaan Olkiluotoon. Käytetyn polttoaineen käsittelyssä on huomioitava säteilytyöhön liittyviä säteilysuojelunäkökohtia. Kapseloinnissa ja loppusijoituksessa käsitellään vaarallisia säteilylähteitä, joista merkittävimmät ovat käytetty ydinpolttoaine ja täyden loppusijoituskapselin röntgentarkastuslaitteisto. Posivan laitosten käyttötoiminnalle muodostetaan tässä diplomityössä säteilysuojelun vaatimusmäärittely. Kapseloinnin ja loppusijoituksen säteilytyövaiheet käsitellään yksitellen säteilysuojelun näkökulmasta. Työvaiheille määritetään tarpeelliset säteilysuojelutoimenpiteet ja työvaiheiden suorittamisen säteilysuojeluvaatimukset. Molempien laitosten valvonta-aluejärjestelyjä ja säteilyolosuhteiden vyöhykejakoa tarkennetaan. Työssä määritetään vyöhyke- ja aluerajoilla vaadittavat säteilysuojelutoiminnot sekä kontaminaationhallinnan laatuvaatimukset. Työssä käsitellään myös operatiivisen säteilysuojelun toimenpiteiden laatuvaatimuksia ja tarvittavaa säteilysuojelun sisäistä ohjeistoa. Työn tuloksena on kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttötoiminnan operatiivisten säteilysuojelutoimenpiteiden kuvaus. Kapselointi- ja loppusijoituslaitosten säteilysuojelua toteutetaan käyttövaiheen työnsuunnittelulla, operatiivisilla säteilysuojelutoimilla ja rakenteellisin keinoin. Työntekijöiden säteilyannokset minimoidaan välttämällä oleskelua kohonneen säteilytason alueilla. Kapselin röntgentarkastuslaitteiston käytön säteilyturvallisuus on varmistettava ja laitosten käyttötoiminta ei saa aiheuttaa työntekijöille sisäistä säteilyannosta. Useista työvaiheista ja käyttötoiminnan poikkeustilanteista on tehtävä jatkoanalyyseja työntekijöiden säteilysuojelun näkökulmasta.

Encapsulation and final disposal of spent nuclear fuel from nuclear power plants in Loviisa and Olkiluoto will be carried out at an encapsulation plant and a final disposal facility. The plant and the facility will be built in Olkiluoto by Posiva Oy. Several radiation protection aspects need to be taken into account during the encapsulation and final disposal of spent nuclear fuel. High levels of ionizing radiation are emitted by spent nuclear fuel. A high-intensity x-ray inspection device is operated during the encapsulation process. The aim of this Master's Thesis is to determine the operative radiation protection measures that are required during the operational cycle of Posiva's facilities. A radiation protection evaluation is carried out for each sub-process of the encapsulation and final disposal process, and relevant auxiliary processes. The radiation protection requirements and necessary radiation protection measures of each sub-process are determined. Radiation controlled area borders, radiation level zones and contamination zones are re-iterated. Radiation protection related exit protocols of the radiation controlled area and the contamination zones are determined. Quality standards are outlined for several radiation protection measures and radiation protection related documentation. As a result of this study, the outline of operative radiation protection at Posiva's facilities is established. During plant operation design, structural radiation protection and optimization of task planning are also required. The radiation doses of the personnel are minimized by eliminating unnecessary stay in the high level radiation zones. Radiation safety during the x-ray inspections of the canister is crucial for personnel safety. Operating the facilities must not cause internal contamination to the employees. Further analysis of several sub-processes and abnormal operation conditions needs to be carried out. The analyses need further attention on personnel radiation protection.