Beschleuniger-Strahlenschutz

Präsentation zum Thema: "Beschleuniger-Strahlenschutz"—  Präsentation transkript:

1 Beschleuniger-Strahlenschutz
Operateursschulung Torsten Radon (ST) SSB SIS, stellvertr. SSB UNILAC Inhalt: „Bekanntes“ aus der allgemeinen Strahlenschutzunterweisung Genehmigte Strahlparameter für den Beschleunigerbetrieb Dosisleistungen in und an den Beschleunigeranlagen Prompte Dosis Remanente Dosis Aktivierung von Strahlkomponenten, Abschirmung verschiedene Primärenergien, N-Spektren, Abkühlzeiten Vergleich von Stählen Kühlwasser Aktivitäten, Dosisleistungen der Kühlwässer Aktivität der Harze aus den Mischbettfiltern System zur Erkennung von Kühlwasserlecks NE-Bereiche von FAIR

2 Wiederholungen aus allg. StrlSch-Unterweisung 1/3
Aktivität ist ein Maß für die Menge einer radioaktiven Substanz Dosisbegriffe stellen ein quantitatives Maß für Veränderungen in Materie dar, die durch ionisierende Strahlung ausgelöst wurden Man erhält dadurch eine Abschätzung für die Gefährdung Berufliche Strahlenexposition Kategorie A: mSv ( jährliche Untersuchung, vor Antritt ) Kategorie B: mSv ( Untersuchung nur nach Behördenanordnung ) Jugendliche: mSv Berufslebensdosis: mSv Arbeitszeit pro Jahr: h ( = 50 Wochen * 40 Stunden/Woche) Ab Dosisleistung 3 mSv/h -> Kontrollbereich (= 6 mSv / 2000 h) obere Dosisleistungsgrenze in einem Überwachungsbereich

3 Wiederholungen aus allg. StrlSch-Unterweisung 2/3
ALARA Prinzip "As Low As Reasonably Achievable" Die drei A des Strahlenschutzes: Abstand halten Aufenthaltsdauer beschränken Abschirmung verwenden

4 Wiederholungen aus allg. StrlSch-Unterweisung 3/3

5 Genehmigte Strahl-Intensitäten
Auszug aus dem Behördenschreiben: Für extrahierte Strahlen an HTA,HTM, HHT, HADES und FRS (S2-S4) gilt: Int. <= 1E9 Teilchen pro Sekunde Für HTC gilt: Int <= 9E9 T/s für A=4 Int <= 3E9 T/s für 5<=A<20 Int <= 1E9 T/s für A>= 20

6 Genehmigte Strahl-Intensitäten

7 Dosisleistungen beim Beschleunigerbetrieb
Dosisleistung [Sv/h] Überwachungsbereich 1000 100 10 1 0.1 0.01 1E-3 1E-4 1E-5 1E-6 1E-7 1E-8 Sperrbereich Kontrollbereich FAIR 3 mSv/h 3 mSv/h 0.5 mSv/h 45 nSv/h 100 Sv/h mSv/h nSv/h Abschrimung Dosislimit für die Öffentlichkeit durch „direkte“ Bestrahlung bei Beschleunigerbetrieb: 45 nSv/h = (1mSv - 2*300mSv) / (365 Tage * 24 Stunden/Tag) 1 mSv: Gesamtdosislimit für die öffentlichkeit 300 mSv: Inkorporationslimit (jeweils durch Luft und Wasser)

8 Prompte (N-)Dosisleistung im Beschleunigertunnel
Messungen im SIS18

9 Simulation: Prompte DL im Beschleunigertunnel
Die Dosisleistungen variieren über mehr als 3 Größenordnungen im Beschleunigertunnel Für Punktquellen gilt: Dosisleistung fällt mit 1/ r2 Für Linienquellen gilt: Dosisleistung fällt mit 1/r Calc. by G.Freml

10 Prompte gemessene (Neutronen-)Dosisleistung

11 Jahresdosis durch SIS-Betrieb 2014

12 Aktivierungsmessung entlang Hochstromstrecke NE5
wenige Stunden nach Strahlunterbrechung

13 Aktivierungsmessungen im SIS 18

14

15 Aktivierungsmessungen im SIS 2006-2015

16 Aktivierung Die Aktivierung einer Beschleunigerkomponente/Abschirmung ist abhängig von: der Nähe zum Primärstrahlverlust der „Abschirmung“ der Primärstrahlverluste durch andere Komponenten Bestrahlungszeit Kühlzeit Material der Komponente (elementweise oder sogar isotopenweise Zusammensetzung) Strahl Intensität Energie Protonenzahl Reichweite

17 MC-Simul.-Geom. zum Vergleich untersch. N-Spekten
Primärstrahlen: 1 GeV/u, 100 MeV/u, 10 MeV/u Target: Cu Abschirmung: a) „Mat1“, „Mat2“, Stahl (Fe, Cr, Ni) b) Normalbeton Sim.: A. Sokolov

18 Residuen 1/3 Verschiedene Energien Residuen Protonenzahl Neutronenzahl
Anzahl produzierter Isotope pro Primärteilchen Residuen Protonenzahl Neutronenzahl

19 Residuen 2/3 Verschiedene Energien Residuen Protonenzahl Neutronenzahl
Anzahl produzierter Isotope pro Primärteilchen Residuen Protonenzahl Neutronenzahl

20 Residuen 3/3 Verschiedene Neutronenspektren Residuen Protonenzahl
Anzahl produzierter Isotope pro Primärteilchen Residuen Protonenzahl Neutronenzahl

21 Aktivität 1/4 Verschiedene Primärenergien Bq Protonenzahl
Neutronenzahl

22 Aktivität 2/4 Verschiedene Primärenergien Bq Protonenzahl
Neutronenzahl

23 Aktivität 3/4 Verschiedene Abkühlzeiten Bq Protonenzahl Neutronenzahl

24 Aktivität 4/4 Verschiedene Abkühlzeiten Bq Neutronenzahl kien
kein g-Emitter kein g-Emitter Neutronenzahl

25 Ausschöpfungen 1/4 Verschiedene Primärenergien Protonenzahl
Quotient aus ermittelter massenspezifischen Aktivität und entsprechendem Grenzwert nach StrlSchV Protonenzahl Neutronenzahl

26 Ausschöpfungen 2/4 Verschiedene Primärenergien Protonenzahl
Quotient aus ermittelter massenspezifischen Aktivität und entsprechendem Grenzwert nach StrlSchV Protonenzahl Neutronenzahl

27 Ausschöpfungen 3/4 Verschiedene Abkühlzeiten Protonenzahl
Quotient aus ermittelter massenspezifischen Aktivität und entsprechendem Grenzwert nach StrlSchV Protonenzahl Neutronenzahl

28 Ausschöpfungen 4/4 Verschiedene Abkühlzeiten Protonenzahl
Quotient aus ermittelter massenspezifischen Aktivität und entsprechendem Grenzwert nach StrlSchV Protonenzahl Neutronenzahl

29 Studie zu den von Firma Siempelkamp lieferbaren Stählen
hinsichtlich ihrer Aktivierungseigenschaften Zusammensetzung und Verfügbarkeit der Stähle Verfügbarkeit: hoch mittel niedrig Z El Massen % 5 B 0.0013 6 C 2.9521 3.20 3.584 7 N 0.0202 0.014 12 Mg 0.0092 0.001 13 Al 0.0155 14 Si 0.6121 2.20 0.300 15 P 0.0481 0.07 0.018 16 S 0.0770 0.05 0.081 20 Ca 0.0001 22 Ti 0.0557 0.002 23 V 0.0150 24 Cr 3.5653 3.50 0.034 25 Mn 0.5702 0.60 0.210 26 Fe 87.95 95.491 Verfügbarkeit: hoch mittel niedrig 27 Co 0.0394 0.018 28 Ni 3.4769 2.00 0.078 29 Cu 0.2457 0.30 0.101 30 Zn 0.0411 0.005 33 As 0.0265 0.038 40 Zr 0.0022 0.001 41 Nb 0.0252 42 Mo 0.2464 0.10 0.009 50 Sn 0.0109 0.010 51 Sb 0.0053 0.002 58 Ce 0.0035 82 Pb 0.0463 83 Bi 0.0002 Summe 99.97

30 Simulationsgeometrie

31 Remanente Dosisleistung nach 27 Jahren Bestrahlung
Die remanenten Dosen der verschiedenen Stähle unterscheiden sich nach kurzen Bestrahlungszeiten (<2 Jahre) nur marginal.

32 Auschöpfungen nach StrlSchV

33 Vergl. mit StrlSchV Anl. III Tab.1 Spalte X
Uneingeschränkte Freigabe und Metallschrott zur Rezyklierung Verfüg-barkeit Stahl- Abschir-mungs-block Vergl. mit StrlSchV Anl. III Tab.1 Spalte X Verhältnis Fehler hoch erster 5 5.00E+06 +- 5.60E+04 mittlerer 1.20E+05 1.20E+03 letzter 2.50E+02 2.90E+00 mittel 7.40E+04 1.30E+03 2.90E+02 3.30E+00 1.10E+00 1.50E-02 niedrig 2.70E+06 1.70E+04 6.00E+04 5.90E+02 1.30E+02 2.10E+00 10a 8.50E+05 9.30E+03 2.00E+04 2.10E+02 4.10E+01 4.70E-01 3.80E+04 6.20E+02 1.20E+02 1.80E+00 6.40E-03 4.50E+05 2.90E+03 1.00E+04 9.70E+01 2.10E+01 3.50E-01 uneingeschränkte Freigabe Metallschrott-Recyklierung 27 Jahre Bestrahlung 10 Jahre Kühlung

34 Remanente Dosisleistung pro Isotop
Strahlrohnahe Stahl-Komponente S Bestrahlung: 12 Jahre lang 4 * 1.5 Monate pro Jahr 1E9 Teilchen pro Sek. 1 GeV/u Mn-54 dominiert über eine lange Zeit bevor Co-60 die Rolle des Leitnuklids übernimmt. remanente DL [Sv/n] im Abstand von 1m Stunden 1 Tag 1 Jahr 100 Jahre Abkühlzeit

35 Kühlwasser-Aktivitäten
Aktivierungsnuklide in Kühlwässern der GSI Beschleuniger- und Experimentieranlagen Im Wasser selber H-3 (Halbwertzeit T1/2 12 Jahre) Be-7 (T1/2  50 Tage) C-11 (T1/2  20 Minuten) C-14 (T1/2  5700 Jahre) O-15 (T1/2  2 min) Durch Beimengungen von Stahl, Kupfer, Beton ... Mn-54 (T1/2  310 Tage) Co-60 (T1/2  5 Jahre) Na-22 (T1/2  2.6 Jahre ) ...

36 Kühlwasser-Aktivitäten
Gemessene (typische) Aktivitäten an KS01, KS02 ... Be-7: 5E2 Bq/m3 H-3: 2.3E3 Bq/m3 (Messung 2012 von HLUG nach Hochstromstrahlzeit) Strahlenschutzverordnung, Anlage VII, Tabelle 4, Spalte 4 (Wasser) „Aktivitätskonzentrationen aus Strahlenschutzbereichen im Jahresdurchschnitt“ H-3: 1E7 Bq/m3 Be-7: 5E6 Bq/m3 Ausschöpfungen H-3: % Be-7: 0.01%

37 Kühlwasser-Dosis / Dosisleistung
Inkorporation von je einem Liter Wasser mit 100% Ausschöpfung nach Anl. VII, Tab. 4, StrlSchV Inhalation H-3: 1E4 Bq  4.1E-11 Sv/Bq = 0.41 µSv Be-7: 5E3 Bq  4.6E-11 Sv/Bq = 0.23 µSv C-11: 3E6 Bq  3.2E-12 Sv/Bq = 9.6 µSv (*) Ingestion H-3: 1E4 Bq  4.2E-11 Sv/Bq = 0.42 µSv Be-7: 5E3 Bq  2.8E-11 Sv/Bq = 0.14 µSv C-11: 3E6 Bq  2.4E-11 Sv/Bq = 72 µSv (*) Direktstrahlung des o.g. Wassers in 1 m Abstand, Punktquellennäherung, Aufenthaltsdauer 1 h H-3: 1E4 Bq  6.91E-21 Svh-1/Bq 1 h = 6.91E-17 Sv = 0.07 fSv Be-7: 5E3 Bq  7.76E-15 Svh-1/Bq 1 h =3.88E-11 Sv= 40 pSv C-11: 3E6 Bq  1.60E-13 Svh-1/Bq 1 h = 0.5 µSv (*) (*) bei laufendem Beschleuniger in unmittelbarer Nähe stromabwärts zu einem Verlustpunkt) Liegt H-3 als Gas vor ist der Konversionsfaktor für Inhalation noch einmal 4 Größenordnungen geringer und für Ingestion nicht existent Aus Simulationsrechnungen wissen wir, dass Produktionsraten für C-11 ähnlich zu Be-7 sind

38 Harz-Aktivitäten Gemessene Aktivitäten
In dem Sammelbehälter gefundene relevante Nuklide Be E+01 Bq/g Mn E-02 Bq/g Co E-03 Bq/g Co E-02 Bq/g Co E-02 Bq/g Die Aktivitäten der Harze sind deutlich höher als die des Kühlwassers selber... ...und das muss natürlich so sein! Strahlenschutzverordnung, Anlage III, Tabelle 1, Spalte 5 „uneingeschränkte Freigabe von festen und flüssigen Stoffen“ Be-7 3E+01 Bq/g Ausschöpfung: 63 % Mn-54 4E-01 Bq/g Ausschöpfung: 4 % Co-56 2E-01 Bq/g Ausschöpfung: 4 % Co-58 9E+01 Bq/g Ausschöpfung: 3 % Co-60 1E-01 Bq/g, Ausschöpfung: 21 % <=100%

39 Nach dem Melden eines Kühlwasser-Lecks ...
(und dem vorherigen Finden) nimmt ST eine Probe des ausgetreten Wassers übergibt diese an SE zum Ausmessen schließt die Großmontage das Leck wird versucht so viel wie möglich des ausgetretenen Wassers (in einem Fass) aufzubewahren Wird das Ergebnis der Messung abgewartet im Falle von deutlicher Grenzwertunterschreitung kann das Wasser von der Behörde freigegeben werden Nachdem dies geschehen ist kann das Wasser im Namen des SSBs konventionell in einen Abfluss, Toilette, Waschbecken ... entsorgt werden. im Falle von Grenzwertüberschreitung (kam bisher noch nicht vor) Lagerung des Wassers zum Abklingen Eingeschränkte Freigaben / „Radioaktiv“-Entsorgung ... so auch beschrieben in der Arbeitsplatz-bezogenen Unterweisung für das SIS „Sicherheitshinweise für Arbeiten und Aufenthalte im SIS18 Ringtunnel“

40 Nach dem Ansprechen der KW-Nachspeisung ...
(bei 150 Liter? und es wurde kein Leck vom Operating oder von Usern etc. gemeldet) meldet VT dies schnellstmöglich (automatisch?) an das Operating sofortiger Strahlstopp Absuchen aller in Frage kommenden Bereiche bis zum Auffinden des Lecks Möglicher Aufbau eines Kühlwasserleckage-Detektionssystem Netz von Sonden Positionsempfindlich Mini-Prototyp im SIS18 bzw im CRYRING muss abgestimmt werden mit Beschleuniger, Operating,

41 Persönliche Schutzausrüstung und Verhalten
PSA Handschuhe, P3 Atemmaske, Kittel, Overall Überschuhe Verhalten Vorsicht an „sammelnden“ Anlagen Lüfter Ionentauscher (Kontaminations-)Verschleppung vermeiden Alle Verbote die im Kontrollbereich gelten sind ebenso gültig beim Arbeiten mit abgeleitetem Material aus dem Kontrollbereich Essen & Trinken Rauchen (offene) Wunden ...

42 Beschleuniger- und Experimentierbereiche @ GSI
14 „NE“-Bereiche ... und bitte fragt mich nicht was „NE“ heißt!

43 Anordnung bei FAIR Ähnlich zu GSI: Aufteilung in NE-Bereiche
keine Beschleuniger/Experimentier- kontrollbereiche außerhalb der NE-Bereiche