Die charakteristischen Grenzen von Methoden der Kernstrahlungsmessung gemäß DIN ENISO 11929 (Erkennungs- und Nachweisgrenze, Grenzen des Überdeckungsintervalls) sind eine bedeutende Information dafür, die Eignung einer Methode und die Zuverlässigkeit der Messergebnisse für die jeweilige Aufgabenstellung zu bewerten. Für die verschiedenen Anwender*innen von Computer-Software zur Auswertung ist es daher wichtig zu wissen, inwieweit sie sich auf die berechneten Werte der charakteristischen Grenzen verlassen können und ob sie vergleichbare und valide Ergebnisse liefern. Im Rahmen dieses Vorhabens wurde die Berechnung der charakteristischen Grenzen in Computerprogrammen, die für die Auswertung von Inkorporationsmessungen in Deutschland am meisten verwendet werden, überprüft. Die Ergebnisse der Softwareprodukte wurden dabei mit denen der vom Thünen-Institut entwickelten Software UncertRadio sowie einer eigenen Berechnung nach DIN EN ISO11929 verglichen. Betrachtet wurden die Messverfahren Alphaspektrometrie, Flüssigszintillationsspektrometrie und Gammaspektrometrie. Je Verfahren wurden UncertRadio und zwei unterschiedliche Produkte je Methode in diesem Vorhaben untersucht. Für jedes Verfahren wurden dafür bis zu 20 verschiedene realistische Messszenarien formuliert. Diese Szenarien deckten sowohl einfache (z. B: einzelne, getrennte Peaks im Spektrum) als auch komplexe Messaufgaben (z. B. Peaküberlappungen bzw. Multipletts und kontaminierter Spike) ab. Darüber hinaus wurden alle relevanten Unsicherheitsbeiträge berücksichtigt und variiert. Es stellte sich heraus, dass die untersuchten Programme sowie UncertRadio die charakteristischen Grenzen im Wesentlichen konform zu DIN EN ISO 11929 berechneten. Allerdings wurden bei allen Methoden speziellere Szenarien identifiziert, bei denen es durchaus zu bedeutenden Abweichungen kommt. Die Ergebnisse dieses Vorhabens können den Softwareherstellern zur Verbesserung ihrer Produkte dienen und darüber hinaus einen Beitrag zur deutschlandweiteinheitlichen Berechnung von Messergebnissen von Personen- und Ringversuchsmessungen in der Inkorporationsüberwachung leisten, wie sie in einer neuen „Richtlinie für die physikalische Strahlenschutzkontrolle zur Ermittlung der Körperdosen Teil 2“ (Riphyko) unter Berücksichtigung der DIN EN ISO 11929 vorgesehen sein könnte.
Das Projekt "Teilprojekt H" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Bremen, Institut für Umweltphysik, Abteilung Terrestrische Umweltphysik, Radioactivity Measurements Laboratory durchgeführt. AP 1.1 Nutzung von natürlichen und künstlichen Radionukliden als Tracer in fluvialen Systemen AP 4.1 Bestimmung und Modellierung der Partitionierung von künstlichen und natürlichen Radionukliden in Klärschlamm und Abwasser In AP 1.1 sollen für die wichtigsten Nuklide experimentelle Daten für den Verlauf eines größeren Flusses, vorzugsweise der Weser, gewonnen werden (vorwiegend Sediment, daneben auch Wasser und Schwebstoff). Aufbauend auf den Messdaten soll für jedes Isotop ein fluviales Transportmodell (Eintrag, Ausbreitung, Deposition im Sediment) erstellt und verifiziert werden. In AP 4.1 soll ein Modell für die Partitionierung und Speziation von natürlichen und künstlichen Radionukliden in und außerhalb von Kläranlagen entwickelt werden. Zur Validierung und Verfeinerung des Modells sollen die Nuklidkonzentrationen in den einzelnen Anlagenkompartments experimentell bestimmt werden. Die Aktivitätsbestimmung erfolgt in beiden Arbeitspaketen gammaspektroskopisch.
Das Projekt "Nuclear waste forms characterisation, 1988-1991" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To characterize vitrified high-level waste forms and unprocessed spent fuel with respect to properties relevant to their behaviour under conditions of long-term storage, i.e. radioactive nuclide inventory, thermal conductivity, thermal and mechanical stability, redistribution of actinides and fission products within waste materials, radiation damage, resistance to corrosive agents, and to investigate leaching of waste forms with various leachant compositions. General Information: Progress to end 1990. Leach tests on active glasses showed no noticeable differences in comparison with non-active specimens subject to the same treatment except for the behaviour of the actinides which needs further study. Leaching tests on high burn-up spent fuel samples were initiated. Tests on the characterization of cement matrix for solidification of ILLW were concluded, and new analytical methods were applied (Inductively coupled plasma mass spectrometry). A prototype of an autoclave for the leaching under realistic resitory conditions was developed. A parametric study ( determination of Eh, pH, T, (O2), (CO3)), of UO2 oxidation by leaching was initiated. Scouting experiments with irradiated UO2 were carried out. A neutron counting system is being developed for passive neutron interrogation of individual fuel rods. Gamma-spectroscopy is performed using an existing facility. Interpretation of the measured signatures is achieved through isotopic correlations. A micro-gamma scanning device to measure the distribution ofamma emitters in waste forms went into operation. A study of the mechanical state and of radiation damage on matrix dissolution was launched. Results obtained in this context were published in a EUR report and presented at 4 occasions at international conferences. Detailed description of work foreseen in 1991 (expected results). New autoclaves for spent fuel and glass leaching experiments will be tested and used. Leach tests on selected active samples with fully characterized structures will continue, as well as tests with SIM fuel and, to a limited extent, ceramic waste forms. A laser cutting device for the machining of controlled flaws in fuel pins will be installed. R7T7-glasses and spent fuels will be characterized in a cooperation with CEA-Marcoule and KfK-INE Karlsruhe. High burn-up pins from BR-3 will be leached at pre-termined oxygen potentials A Community exercise for the selection and standardization of waste characterization procedures will be launched. New analytical methods will be applied to Np speciation. NDA will be applied to pins of spent fuel. Neutron counting equipment will be calibrated using a Cf-252 source. Gamma/neutron emission tomography will be installed for the characterisation of spent fuel cross sections. Radiation damage studies will continue. Short description of evolution of work in 1992 Leach testing of glasses and spent fuel samples will continue. Characterization techniques will be refined. ...
Das Projekt "Teilprojekt H" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Bremen, Institut für Umweltphysik durchgeführt. Ziel des Projekts ist die Erfassung und Modellierung des Transports nuklearmedizinisch angewandter Radioisotope im städtischen Abwassersystem und im daraus beaufschlagten Fließgewässer in hoher zeitlicher und räumlicher Auflösung. Vorgesehenes Untersuchungsgebiet ist die Stadt Bremen mit dem Fluss Weser. Die Ergebnisse sind für die Prognose der Radionuklidausbreitung nach einem Eintrag im städtischen Bereich und möglicherweise auch für Emissionen aus kerntechnischen Anlagen anwendbar. Zu- und Ablauf der größten städtischen Kläranlage sollen in einer mehrwöchigen Kampagne kontinuierlich beprobt und Zeitreihen der Radionuklidkonzentrationen gammaspektroskopisch ermittelt werden. Gleichzeitig soll der Eintrag der Isotope anhand von mittleren Untersuchungszahlen (Diagnostik) bzw. individuellen, anonymisierten Patientendaten (Therapie) erhoben werden. Hieraus soll ein räumliches und zeitliches Modell des Abwasserpfades und der Kläranlage erstellt werden. In einer zweiten Kampagne sollen Sedimentproben aus der Weser (Längs- und Querprofile) entnommen und gammaspektroskopisch untersucht werden. Anhand der Daten soll ein lokales Ausbreitungsmodell erstellt werden. In einem dritten Schritt sollen die Ergebnisse auf andere Regionen erweitert und mit vorhandenen Modellen verglichen werden.
Das Projekt "Testung neuer Verfahren bei der Ausserbetriebnahme einer Anlage zur Kraftstofferzeugung (U, TH)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von NUKEM Alzenau durchgeführt. Objective: this research work is aimed at the assessment of new procedures in the framework of the decommissioning of a plant for the production of material test reactor (mtr) and thorium high temperature reactor (thtr) fuel elements. Important issues in this work are the preparation of detailed uranium and thorium contamination distribution maps in walls and floors, the execution of various dismantling and decontamination operations under health physics control, the large-scale treatment of arising primary waste and the minimisation of secondary waste. The work will be concluded with an assessment of gained experience, with possible recommendations for future work on similar facilities. In a supplementary agreement, the initial work programme was modified, accompanied by a reduction of the ec funding of 48 kecu. General information: b.1.- preparation of a map of the distribution of the contamination within different parts of the fuel fabrication plant. B.2.- determination, by analyses of representative samples, of the penetration depth of uranium and thorium in various parts of the facility. B.3.- controlled decontamination and dismantling of the internal components and of all auxiliary equipment of the plant. B.4.- assessment of appropriate conditions for the removal of contamination from the walls of the facility. B.5.- decontamination of the floors and their removal. B.6.- testing of new decontamination procedures for less accessible parts. B.7.- determination of the residual activity of metallic scrap. B.8.- development of a large scale facility for free release by gamma-detection of waste from a fuel element fabrication facility. B.9.- development of methods for large-scale decontamination of demolition rubble. B.10.- evaluation of obtained results. Achievements: new procedures have been tested for use in the decommissioning of a plant used for producing material test reactor (mtr) and thorium high temperature reactor (thtr) elements.
Das Projekt "Development and performence assessment of measurement systems for nuclear materials, 1992-1994" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To develop methods for the destructive analysis of the samples taken from the open fuel cycle and, in particular, from reprocessing plants. General Information: Progress to end 1991. The analytical tools for safeguards analysis were further refined and progress was made in achieving the set goal of an overall error of less than 0.1 per cent . A set-up to accelerate plutonium dissolution by applying a high frequency field (microwave) was successfully tested. The titration program was modified and extended. The data transfer between the mass spectrometer and the PDP computer was improved. Progress was made in the development of an expert system for quality assurance and error detection. An expert system for the programming of robotized sample dissolution was developed. The results of this work were summarised in 5 conference papers. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Investigations will be made to reach the goal of 0.1 per cent accuracy in critical safeguards measurements and the application of these methods to an on-site laboratory. The processes of dissolution and titration of product samples of U and Pu will be robotized for the onsite laboratory. Investigations of the error sources of the measurement of U and Pu concentrations by isotope dilution will be carried out and the results incorporated in the quality assurance program. The measurement of Pu by isotope dilution gamma spectrometry for safeguards purposes will be investigated for potential application at reprocessing plants. A portable K-edge absorption device using an isotope source for uranium products samples will be tested for its application on- site at reprocessing plants. Short description of evolution of work in 1993. Further improvement of techniques for the destructive analysis of fissile materials.
Das Projekt "Teilprojekt F: Mittlere Infrarot- und Gamma- Spektroskopie" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Rheinische Friedrich-Wilhelms-Universität Bonn, Institut für Nutzpflanzenwissenschaften und Ressourcenschutz (INRES), Bereich Bodenwissenschaften, Allgemeine Bodenkunde und Bodenökologie durchgeführt. Für die optimierte und teilflächenspezifische landwirtschaftliche Bodennutzung werden Daten benötigt, die in der erforderlichen Dichte bei vertretbarem Aufwand nur unter Einsatz von Sensoren gewonnen werden können. Von zentraler Bedeutung sind dabei die Parameter Textur, Humus, Nährstoffe und Kalkbedarf. In den ersten beiden Projektphasen wurden mittels Mittelinfrarot- (MIR-) und Gammaspektroskopie gute Ergebnisse erzielt und publiziert. Das in der zweiten Projektphase beschaffte portable MIR-Gerät hat im ATR-Modus mit Bodenpasten bzw. -Suspensionen vielversprechende Daten geliefert. Dieser Ansatz soll mit einer größeren Probenzahl von verschiedenen Standorten (d.h. variablen geologisch-pedologischen Bedingungen) weiterverfolgt und in die Datenbank eingeschleust werden. Nach Ermittlung der optimalen Randbedingungen wird das portable MIR-Gerät in die mobile Plattform RapidMapper integriert. Auch in der Gamma-Spektroskopie werden weitere Standorte je nach geologisch-pedologischen Bedingungen untersucht werden, um die Datenbasis zu einem universellen Vorhersagemodell zu entwickeln. Dazu gehört auch die Aufklärung von möglichen Störgrößen sowie die Untersuchung von bestehenden bzw. im Rahmen von I4S angelegten Feldversuchen. Schließlich sollen MIR- und Gammaspektroskopie mittels machine learning-Ansätzen zur universell gültigen Vorhersage von Bodeneigenschaften verknüpft werden. Mit den Projektpartnern werden die Ergebnisse geteilt, validiert und in die Datenbank eingegeben.
Das Projekt "Berechnung charakteristischer Grenzen nach DIN ISO 11929 in verbreiteter Spektrometrie-Software" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von IAF Radioökologie GmbH durchgeführt. Die charakteristischen Grenzen von Messverfahren (Erkennungs- und Nachweisgrenze, Unsicherheit) sind wichtige Kennwerte zur Beurteilung der Qualität von Messungen. Immer mehr Richtlinien schreiben eine Berechnung gemäß der Norm DIN ISO 11929 vor, derzeit neu z.B. die novellierte Richtlinie zur Inkorporationsüberwachung. Hersteller von Mess-Software geben an, dass ihre Programme Berechnungen nach dieser Norm durchführen können. Aufgrund der Komplexität der in der Norm beschriebenen Berechnungen ist jedoch unklar, ob diese Berechnungen tatsächlich richtig sind. Ziel des Vorhabens ist es, einen Überblick über die Richtigkeit der Berechnung der charakteristischen Grenzen in gängigen Programmen zur Auswertung von Messergebnissen zu erhalten. Die Auftragnehmer sollen in diesen verschiedenen Programmen verschiedene Szenarien der Messung und der Parameter, die die charakteristischen Grenzen beeinflussen, einstellen und die von den Programmen ausgegebenen Ergebnisse mit den Ergebnissen eigener Berechnungen vergleichen. Die Auswahl der Messsoftware erfolgt nach Vorgaben durch die Fachbegleitung in Abstimmung mit den Auftragnehmern. Es soll Software für die Verfahren Gammaspektrometrie, Alphaspektrometrie und Flüssigszintillationszählung berücksichtigt werden. Die Ergebnisse des Vorhabens sollen es den Messstellen in Deutschland (Inkorporationsmessstellen und Messstellen der Umweltradioaktivität) ermöglichen, richtlinienkonforme Software auszuwählen. Sie sollen es im Fall einer festgestellten unzureichenden Berechnung außerdem ermöglichen, die Hersteller von Software zu Nachbesserungen zu bewegen.
Das Projekt "Teilprojekt I: Messung und Modellierung der Verteilung und des Transportes von Radiocäsium in einem eutrophen Seesystem" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Hochschule Ravensburg-Weingarten, Institut für Angewandte Forschung durchgeführt. Ziel des Arbeitspaketes 1.4 ist, den Transport von Cs-137 aus dem Einzugsgebiet des Vorsees, einem kleinen nährstoffreichen See Oberschwabens, in den See hinein und die Verteilung des Cs-137 in Wasser, Schwebstoffen, Fischen, Wasserpflanzen und Sediment über mehrere Jahre hinweg mit Hilfe von Messungen experimentell zu untersuchen und mit Hilfe von Modellen so weit wie möglich zu verstehen. Nachdem vom Vorsee schon Messdaten vorliegen, die zeigen, dass die Aktivitätskonzentration deutlich höher als bei nährstoffärmeren Seen ist, soll nun das Langzeitverhalten des Vorsees 28 bis 31 Jahre nach dem Unfall von Tschernobyl analysiert werden. Der Vorsee und viele ähnliche Seen werden sehr intensiv von Fischern genutzt und haben daher einen deutlichen Beitrag zur Strahlendosis einer bestimmten Bevölkerungsgruppe. Im Rahmen des geplanten Projektes sollen Proben der folgenden Compartments entnommen und gamma-spektrometrisch auf die Cs-137 Aktivitätskonzentration untersucht werden: Bodenproben aus dem Einzugsgebiet des Vorsees (einschließlich Tiefenverteilung), Wasser und Schwebstoffe, Fische, Wasserpflanzen und Sediment. Zu jeder Wasserbeprobung gehört die Bestimmung von Temperatur, Sauerstoff-Konzentration und pH-Wert. Die Bestimmung der Konkurrenzionen des Cs-137 (Ammonium und Kalium) soll mit Hilfe der Ionen-Chromatographie erfolgen. Compartment-Modelle sollen helfen, das Langzeitverhalten flacher eutropher Seen zu beschreiben und zu verstehen.
Das Projekt "Teilvorhaben: Analytik für die Beprobung von Beton" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Strahlenschutz, Analytik & Entsorgung Roßendorf e.V. durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden. Im Verbundvorhaben werden Mess- und Analyseverfahren entwickelt, mit denen es möglich ist, in-situ das Vorhandensein von Kontaminationen, deren Lage im Beton, deren Nuklidvektor, lokale Feuchte und Porosität der Betonmatrix sowie die Präsenz von Borverbindungen zu ermitteln. Für die hydraulische Permeabilität zwischen den Bohrungen werden Modellierungswerkzeuge entwickelt und angewendet. Weiterhin wird ein Konzept zur elektronischen Dokumentation von Daten aus Rückbauprojekten erarbeitet, welches für zukünftige Rückbauprojekte nutzbar ist. Die Ziele des VKTA innerhalb dieses Projektes sind die Herstellung relevanter radioaktiv kontaminierter Betonprobenkörper für die Validierung des Messsystems sowie die konzeptionelle Entwicklung eines automatisierten Bandfiltersystems für gammaspektroskopische Messung. Gleichzeitig sollen auch vergleichende Messungen mit herkömmlichen Analysemethoden gegenüber gestellt werden.