EP1831896A1 - Mehrschichtige strahlenschutzwand und strahlenchutzkammer - Google Patents

Mehrschichtige strahlenschutzwand und strahlenchutzkammer

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EP1831896A1
EP1831896A1 EP05819499A EP05819499A EP1831896A1 EP 1831896 A1 EP1831896 A1 EP 1831896A1 EP 05819499 A EP05819499 A EP 05819499A EP 05819499 A EP05819499 A EP 05819499A EP 1831896 A1 EP1831896 A1 EP 1831896A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
radiation protection
layer
protection wall
radiation
layers
Prior art date
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EP05819499A
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English (en)
French (fr)
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EP1831896B1 (de
Inventor
Georg Fehrenbacher
Torsten Radon
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GSI Helmholtzzentrum fuer Schwerionenforschung GmbH
Original Assignee
GSI Gesellschaft fuer Schwerionenforschung mbH
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Publication date
Application filed by GSI Gesellschaft fuer Schwerionenforschung mbH filed Critical GSI Gesellschaft fuer Schwerionenforschung mbH
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Publication of EP1831896A1 publication Critical patent/EP1831896A1/de
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Publication of EP1831896B1 publication Critical patent/EP1831896B1/de
Not-in-force legal-status Critical Current
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F3/00—Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
    • G21F3/04—Bricks; Shields made up therefrom
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/12—Laminated shielding materials
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F3/00—Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F7/00—Shielded cells or rooms

Definitions

  • the invention relates to a multilayer radiation protection wall for shielding gamma and / or particle radiation, in particular for radiation shielding of a reaction site on a high-energy accelerator array and a radiation protection chamber with the radiation protection wall.
  • High-energy accelerators for particle beams are being used more and more frequently worldwide. Here are the
  • accelerators are not only planned for basic research as a neutron source, but are also discussed as nuclear facilities for power generation, with which subcritical arrangements with an additional neutron flux can be brought into a critical state. Furthermore, these systems can also be used for so-called in-cineration, in which durable radioactive material can be transformed into short-lived.
  • a problem in the operation of high energy accelerators is the production of high energy secondary radiation in the target areas (target of the particle beam in which it is deposited) or in beam losses during transport on the path of the beamlines of the high energy or primary beam towards the target.
  • the generated neutron and gamma radiation has a high permeability even by meter-thick shields.
  • pions are also generated, among others, which break down into muons. The latter also have very long ranges and must be stopped in special jet killers.
  • Walls and ceilings can be assembled as individual parts to form an overall shield.
  • the shield can in addition to normal concrete with typical densities in the range of 2.3 g / cm 3 and heavy concrete types with appropriate surcharges such.
  • the production of the radiation depends on the radiation quality, the energy, the intensity and the loss rate.
  • the shielding thickness also depends on the limits to be observed by the national legislation to be observed.
  • the limit values are defined as annual dose limits or related to the dose rate in ⁇ Sv / h.
  • the level of radioactivity generated must be below certain limits in order to comply with national legislation. So z. B. for the unrestricted release of substances in accordance with German radiation protection law, a nuclide-specific release value Ai in Bq / g should be undercut. For multiple radionuclides, the total exhaustion must be determined by applying the sum rule be less than one.
  • the total exhaustion G is defined as:
  • Fi is the actual activity per mass and radionuclide summed over all radionuclides (i).
  • High-energy accelerator systems with regard to the radioactive activation of the materials and their Abkling in need of improvement, based on the operation of several years or decades of high beam energies and intensities and the subsequent ' disposal. This aspect is particularly true on the one hand be of particular importance when natural shielding • use after use of the plant as radioactive activated and but on the other hand are present little experience in dealing with large amounts of these substances.
  • the invention is therefore based on the object to provide a multi-layer radiation protection wall, in particular for shielding high-energy gamma and / or particle radiation from high energy and / or nuclear reactions for a radiation protection chamber, which even after a long period of operation and high beam energies and intensities with respect to the subsequent disposal of the materials used has good manageable ' radioactive activation and whose components are at least partially recyclable. It is still a task, such a task
  • Radiation protection wall for a high-energy accelerator system to provide, in which when decommissioning as little as possible to be disposed of contaminated material and as much material is below the predetermined limits and can be reused.
  • a further object is to provide such a radiation protection wall and radiation protection chamber which avoids or at least reduces the disadvantages of known shields.
  • a multilayer radiation protection wall for shielding high-energy gamma and / or
  • Particle radiation in particular from high energy and / or nuclear reactions, generated by primary radiation in the range above 1 GeV, in particular over 10 GeV or even higher provided.
  • the radiation is shielded or attenuated from a reaction site at a high energy particle accelerator facility.
  • the radiation to be shielded is in most cases secondary radiation, which results from a reaction of the primary beam with a target, but may also be a remainder or part of the primary beam itself.
  • the radiation protection wall has a sandwich-type construction of at least one first and second layer arrangement, wherein the first layer arrangement comprises at least one primary shielding layer and the second layer arrangement comprises at least one secondary shielding layer, which in particular consists of different materials and is functionally different.
  • the primary shield layer is preferably formed as a spallation layer and the secondary shield shield layer is preferably formed as a moderation layer.
  • Layer arrangement particularly preferably both, multiple parts ⁇ formed or subdivided into a plurality of adjacent and already pre-defined in the construction subsections, so that a simple, separate dismantling and a separate and ' selected recycling or disposal of the sections are possible.
  • the subdivision into subsections can be realized by division into a plurality of adjacent separate moderation layers and / or spallation layers and / or by lateral (transversely to the layer plane) division of the moderation layer (s) and / or the spallation layer (s). '
  • the subsections which experience a high activation by the operation are separated from the subsections which, although having a shielding effect and, to a lesser extent, a deactivation, ie lower in their activity level.
  • These layers, the z. B. contain natural substances and are only slightly activated, are soon after the end of use again without restriction or at least released for release and are then available for natural use again.
  • the invention is not limited to the satisfaction of any national limit regulations.
  • the first layer arrangement comprises a plurality of 2, 3 or more spallation layers and / or the second layer arrangement comprises a plurality of 2, 3 or more moderation layers in order to achieve a separability along the layer normal in addition to the lateral separability.
  • the deconstruction planning can be adapted in two dimensions - in polar coordinates azimuthally and radially - to the expected radiation exposure during the design, so that a two-dimensional modular or differentiated dismantling is possible.
  • moderation layer (s) and / or the spallation layer (s) are formed as bulk material layer (s), since a separate deconstruction is particularly easy to accomplish here.
  • Radiation protection wall on both sides of the spallation layer (s) and the moderation layer (s) a solid static concrete support layer. Furthermore, between the spallation and moderation layers or bulk layers (thin) partitions, z. B. concrete, intended to ensure separate disposal. Front side ⁇ laterally adjacent sections of bulk material layers are separated by separating elements. In other words, the separating layers and separating elements form adjacent containers or filling spaces in the
  • Spallation material or the moderation material is filled so as to form the two-dimensionally sectioned radiation protection wall.
  • the invention has the radiation protection wall at least one lateral position, in particular in a central region at least following layer structure downstream of the beam in the following order: a first solid (concrete) base layer,
  • the moderation layers or sections contain (more than 50%) mainly elements with an atomic number less than 30 or consist of such. These elements are particularly suitable for the moderation of light core fragments and nucleons.
  • moderation layers of gypsum or other materials with bound water have proven to be particularly suitable. But also liquid sections or layers, z. B. from water are conceivable.
  • ordinary earth excavation, sand, gravel, feldspar, lime feldspar, potash feldspar or similar natural raw materials can also be used as moderation layer (s).
  • an iron-containing material or a raw ore, in particular iron ore or barite has proven particularly useful. This material is inexpensive to procure and advantageous to dispose of or recycle if necessary.
  • the moderation layer (s) have a density of less than or equal to 3, 5 g / cm 3 and the
  • Spallation layer (s) has a density of greater than or equal to 3, 0 g / cm 3 .
  • the radiation protection wall according to the invention forms, in particular, the downstream wall of the radiation protection chamber a primary high energy beam from a particle accelerator is directed at a reaction site or target.
  • the radiation protection chamber points. that is to say at least the following components: a first radiation protection wall positioned downstream with the above-described sectioned structure, a second positioned upstream of the radiation
  • the first radiation protection wall thus has a central area for attenuating the of the
  • the lateral radiation protection walls may have a different layer structure.
  • Beamdump ⁇ is arranged in the forward direction of the primary high-energy beam or downstream of the reaction place.
  • the jet destroyer preferably adjoins the first radiation protection wall downstream of the radiation protection chamber, or is at least partially integrated in the latter.
  • Fig. 1 shows a schematic cross section through a radiation protection chamber according to a first embodiment of the invention from above
  • FIG. 2 shows the detail A from FIG. , 1
  • FIG. 3 shows a calculated dose profile at the radiation protection chamber according to FIG. 1 ,
  • Fig. 4 shows a calculated radioactivity divided into isotopes of section 8 in FIG. 1 ,
  • Fig. 5 shows a schematic cross section through a radiation protection chamber according to a second
  • Fig. Fig. 1 shows this radiation protection chamber 1 constructed of a first (forward) radiation protection wall 110 positioned downstream, a second radiation shield 210 positioned rearwardly, and two lateral radiation shields 310, 410 which, together with the floor and ceiling, not shown, form a substantially closed cage as a reaction cavity one .
  • the chamber 1 has a labyrinth-shaped entrance area 60.
  • the high-energy primary beam 70 enters the chamber 1 through a jet entry region 80 and strikes. 'To the target 50.
  • the primary beam 70 in this example 10 12 protons / sec at an energy of 30 GeV secondary radiation 90, which is indeed emitted in all directions, but still has a maximum in the forward direction generated.
  • this secondary radiation 90 should be effectively shielded.
  • the radiation protection walls 110, 210, 310, 410 have, j in each case _, .. an inner solid base layer or supporting concrete layer 140, 240, 340, 440 and j each case an outer solid base layer or supporting concrete layer 150, "250, 350, 450
  • the front and side outer concrete layers 150, 350 and 450 are in turn formed in two layers in layers 152, 154, 352, 354 and 452, 454.
  • the radiation protection walls 110, 210, 310, 410 also each have an inner layer arrangement 120, 2.20, 320, 420 of a spallation material such.
  • the front spallation layer arrangement 120 is in turn constructed in two layers in spallation layers 122, 124.
  • the lateral spallation layer arrangements 320, 420 each have only one spallation layer 322, 422.
  • moderation layer arrangements 130, 230, 330, 430 are made of earth.
  • the front moderation layer arrangement 130 is in turn constructed in three layers in moderation layers 132, 134, 136.
  • the lateral moderation layer arrangements 330, 430 each have two moderation layers 332, 334 ' and 432, 434, respectively.
  • the concrete layers 140, 152 serve as inner and outer bearing wall to fill with bulk material ore for the spallation or pourable 'earth for the moderation layers.
  • the earth has a composition that is common at the location of the research facility.
  • Intermediate layers and tie rods (not shown in FIG. 1) are incorporated to meet the static requirements.
  • the spallation layers are made of materials with a higher atomic number than the moderation layers.
  • spallation reactions are triggered mainly by high-energy neutrons, the u. a. result in the production of evaporation neutrons.
  • the evaporation neutrons have smaller energies than the neutrons of the secondary radiation, the generation of further radionuclides is done with less
  • the layer thickness is sufficiently large, then a large part of the neutrons of the secondary radiation is converted into neutrons of the evaporation cores. If this layer thickness is adapted to the primary beam (ion type, energy, intensity) and the target (element, thickness) so that the secondary radiation generated in the target is strongly scattered and weakened, they are downstream following weakly activated layers, the level of radioactivity generated is low.
  • the front radiation protection wall 110 or. their layers are on the one hand lateral, d. H . transverse to the respective layer plane and on the other hand by dividing the layer arrangements 120, 130 into further separate layers 122, 124, resp. 132, 134, 136 divided into sections.
  • the . Subdivision is in this example as seen from the inside out as follows:
  • the inner layer of concrete • 140 has a central part portion 21 and two peripheral sections 20th
  • the first spallation layer 122 has a central partial section 15 and two peripheral partial sections 13. • ' . '
  • the second 'spallation layer 124 has a central part portion 16 and two peripheral sections fourteenth
  • the first moderation layer 132 has a central partial section 10 and two peripheral partial sections 7.
  • the second moderation layer 134 has a central partial section 11 and two peripheral partial sections 8.
  • the third moderation layer 136 has a central one
  • the outer concrete layers 152, 154 are each formed in one piece.
  • the lateral radiation protection walls -310 and 410 ' are also subdivided as follows:
  • the inner concrete layer 340 has a first partial section 22 and a second partial section 23.
  • the single spallation layer 322 has a first partial section 17 and a second partial section 18.
  • the first moderation layer 332 has a first partial section 2 and a second partial section 4.
  • the second moderation layer 334 has only one section 3.
  • the inner concrete layer 440 has only one section 441.
  • the spallation layer 422 has only one section 443.
  • the first moderation layer 432 has a first partial section 6 and a second partial section 433.
  • the second moderation layer 434 has only one section 5.
  • the inner rear concrete layer 240 is integrally formed (section 24). • . • • The spallation layer 222 includes only a portion of the nineteenth
  • the moderation layer 232 has only a section 1.
  • the outer concrete layer 250 is formed in one piece.
  • FIG. 1 Between the spallation layers and moderation layers are shown in FIG. 1 dividing walls, not shown provided. Furthermore, frontally adjacent sections, z. B. the sections 13 and 15, separated at the end faces by separating elements from each other.
  • FIG. 2 shows a section enlargement of the subsections 15, 16 of the spallation layer and FIGS. 10, 11, 12 of FIG Moderation layer as well as the outer supporting concrete layers 152, 154 and the portion 21 of the inner supporting concrete layer 140.
  • the sections of the spallation layer and the moderation layer are bounded by partitions 92 and separating elements 94 and the adjacent supporting concrete layers. This creates closed frames or containers in which the loose or compacted Spallations- or. Moderation material to form the present section.
  • the front radiation protection wall is adapted to the anisotropy of the secondary radiation 90.
  • the inside, d. H . the target . 50 facing, central layer sections 21, 15 and 16 have the strongest • shielding effect and therefore have the strongest activations.
  • the remaining sections are less activated due to their peripheral location or their outermost position. Most of the remaining sections are therefore fully unlockable immediately after use of the system or after a short waiting time.
  • so little material with the necessary layer thickness and unavoidable increased activation and on the other hand, as much natural material as necessary to be installed to receive the dose rate outside the chamber 1 or the building below a certain value.
  • the invention described herein optimizes two quantities: 1. The distribution of radioactivity within the various sections 1-24 of the radiation protection wall 110, 210, 310, 410 and 2. the dose rate to be undershot outside the chamber 1.
  • the spallation layers 122, 124 are separated from the moderation layers 132, 134, 136,
  • the spallation layers 122, 124 and the moderation layers 132, 134, 136 are in each case laterally into, subsections 13-16, resp. 7-12 divided. 5
  • the various layers can be provided as solid layers (concrete support layers) or as bulk material layers (spallation layers, moderation layers) or even as liquid layers (moderation layers). 0 More precisely, the moderation layers contain bulk material as
  • Fig. 3 shows a calculated dose profile for operation with proton beam 70 of energy 30 GeV 'and intensity 10 12 protons / sec.
  • the dose rate is given in the unit ⁇ Sv / h. 0
  • the irradiation chamber has been optimized in two ways:
  • Fig. 3 it can be seen that using natural shielding materials, in this example , iron ore as spallation material . and earth as moderation material, the generated radiation is effectively weakened.
  • the dose rate is very high (1 Sv / h and higher), outside the radiation protection chamber 1 (except immediately in the forward direction) it is at a level between 0, 1 and 1 ⁇ Sv / h. The requirements of the national legal limits can thus be met. '''
  • the activation in the various sections 1 to 24 is calculated for a beam time of 30 years and a mean intensity of 1.00E + 12 protons / sec at 30 GeV.
  • the target causes a reaction rate of the protons of approx. 1% . It generates an intense high-energy secondary radiation (neutrons, protons, pions, muons). This in turn generates radioactivity in the shielding layers as follows.
  • the sections 1 to 12 consist of earth, the sections 13 to 19 of iron ore and the sections 20 to 24 made of concrete. Activation is in units of Total exhaustion for unrestricted release for three different cooldowns, namely 5 years, 1 year and 1 month. ' Values less than 1 mean unrestricted release.
  • the concrete and iron ore layer sections are partly strongly activated.
  • the iron ore sections 15 and 16 are most activated with a value of the exhaustion activity of 275 (section 15) after a 1 month decay phase.
  • the preceding concrete layer is also heavily activated (Section 21) with a value of 142. Even a 5-year waiting period is not sufficient to bring the exhaustion levels below one.
  • These materials are not fully releasable, i. H . they can be used again as shielding material in other installations or, according to national radiation protection regulations, can also be disposed of in landfills.
  • Fig. 4 shows by way of example the distribution of the generated
  • FIG. 5 shows a radiation protection chamber 1 corresponding to that shown in FIG. 1, but with an additional beam destroyer 95 made of iron with a concrete sheathing 96.
  • the jet destroyer 95 is centrally located in the
  • An inlet channel 98 is provided in the layers arranged upstream of the jet destructor and preferably in the inlet region of the jet destructor 95. '
  • the separation of weak and more activated layers represents an optimization with regard to radiation protection, since the total mass of the substances to be disposed of (or reused) is reduced and thus the disposal is simplified.
  • the invention is not only applicable to high-energy accelerators. B. also applicable to installations where neutrons with lower energies or thermalized neutrons are released, such as B. Nuclear reactors for power generation or research reactors (activation by neutron capture with n, ⁇ reactions) or spallation neutron sources. In general, the invention is applicable to types of radiation that cause activation in the radioactive sense of substances and materials. ,

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Description

Mehrschichtige Strahlenschutzwand und Strahlenschutzkammer
Gebiet der Erfindung
Die Erfindung betrifft eine mehrschichtige Strahlenschutzwand zur Abschirmung von Gamma- und/oder Teilchenstrahlung, insbesondere zur Strahlungsabschirmung eines Reaktionsplatzes an einer Hochenergie- Beschleunigerarilage und eine Strahlenschutzkammer mit der Strahlenschutzwand .
Hintergrund der Erfindung
Hochenergiebeschleuniger für Teilchenstrahlen werden weltweit immer häufiger verwendet . Dabei werden die
Intensität und Energie ständig erhöht . So. sind zurzeit Protonen-Beschleuniger mit Energien bis in den Bereich Tera-Elektronvolt (TeV) geplant, und es sind Protonen- ' Beschleuniger mit Energien bis zu einigen Giga-Elektronvolt (GeV) und Intensitäten von bis zu 1016 Protonen/sec z . B . für Spallationsquellen geplant .
Letztere Beschleuniger werden nicht nur für die Grundlagenforschung als Neutronenquelle geplant, sondern auch als kerntechnische Anlagen zur Energieerzeugung diskutiert, mit denen unterkritische Anordnungen mit einem zusätzlichen Neutronenfluss in einen kritischen Zustand gebracht werden können . Weiterhin können diese Anlagen auch zur sogenannten Inzineration verwendet werden, bei denen langlebige radioaktive Stoffe in kurzlebige umgewandelt werden .
Ein Problem beim Betrieb von Hochenergiebeschleunigern ist die Produktion von hochenergetischer Sekundärstrahlung in den Targetbereichen ( Ziel des Teilchenstrahls , in dem er deponiert wird) oder bei StrahlVerlusten während des Transports auf der Strecke der Strahlführungen des Hochenergie- oder Primärstrahls zum Target hin .
Während die in Kernreaktionen erzeugten geladenen Teilchen oft in der Struktur des Beschleunigers gestoppt werden, hat die erzeugte Neutronen- und Gammastrahlung ein hohes Durchdringungsvermögen selbst durch Meter-dicke Abschirmungen . Bei sehr hohen Energien werden ferner unter anderem Pionen erzeugt, die in Myonen zerfallen . Letztere haben ebenfalls sehr hohe Reichweiten und müssen in speziellen Strahlvernichtern gestoppt werden .
Bei Schwerionenbeschleunigern ist die Situation noch schwieriger, da schon bei kleineren Intensitäten ähnliche Produktionsraten für Sekundärstrahlung - entstehen verglichen mit Protonenbeschleunigern .
Die Produktion von Strahlung an derartigen
Beschleunigeranlagen führte bislang zur Installation von zumeist sehr massiven Abschirmungen an den
Strahlverluststellen . Als Abschirmmaterial wurde dabei wie in der Kerntechnik häufig Beton oder Eisen verwendet . Derartige Betonabschirmungen bestehen aus fest gegossenen
Wänden und Decken, aber auch einzelne Abschirmmodule können als Einzelteile zusammengesetzt eine Gesamtabschirmung bilden . Für spezielle Anforderungen an die Abschirmung können neben Normalbeton mit typischen Dichten im Bereich von 2 , 3 g/cm3 auch schwere Betonsorten mit entsprechenden Zuschlägen wie z . B . Magnetit-, Limonit- oder Barytbeton mit Dichten bis zu 3 , 6 g/cm3 verwendet werden ( siehe auch DIN25413 ) . In der Praxis wird j edoch im Sinne der Optimierung von Kosten und dem erzieltem Abschirmergebnis zu meist Normalbeton verwendet .
Die Produktion der Strahlung ist abhängig von der Strahlenar.t , der Energie, der Intensität und der Verlustrate . Die Abschirmdicke ist ferner von den einzuhaltenden Grenzwerten der zu beachtenden nationalen Gesetzgebungen abhängig . Die Grenzwerte werden als Jahresdosisgrenzwerte definiert oder auf die Dosisleistung in μSv/h bezogen .
In jüngster Zeit gab es Vorschläge Abschirmanordnungen mit Schüttgut zu verwenden . Als Schüttgut wurden z . B . Gips oder Eisenerz vorgeschlagen . Natürliche vorkommende Materialien.,, , wurden zwar bisher um diese Anlagen herum als Erde aufgeschüttet , j edoch nicht direkt in die Abschirmung mit einbezogen . Auf der anderen Seite ergibt sich durch die Verwendung von natürlichen Stoffen in der Abschirmanordnung das Problem der Aufaktivierung, da diese Stoffe relativ nahe an den Quellen sind .
Aus den Patentanmeldungen DE 103 12 271 Al (Brüchle et al . ) und DE 10 2004 046 691.2 ( Fehrenbacher, Radon) desselben Anmelders sind Gips bzw. Eisenerz als alternative
Materialien für Abschirmungen von Hochenergiebeschleunigern bekannt, die sich ebenfalls als gut geeignete Abschirmmaterialien erwiesen haben . In der Anmeldung DE 10 2004 046 691.2 wird insbesondere die Möglichkeit diskutiert, z . B . Eisenerz als Schüttgut in Kammern der zu errichtenden Strahlenabschirmwände einzubringen .
Die Verwendung derartiger Abschirmungen, die Schüttgut als Abschirmmaterial nutzen, bringt eine Reihe von
Verbesserungen mit sich, die bisherigen Entwicklungen und Vorschläge zum Aufbau von Abschirmungen für Beschleunigeranlagen sind j edoch zumeist unter besonderer Berücksichtigung der Abschirmwirkung konzipiert worden .
Ein weiterer durch die vorliegende Erfindung adressierter, wichtiger und nach der Erkenntnis der Erfinder bisher zum Teil unzureichend beachteter Effekt ist aber die Aktivierung der Strahlenschutzmaterialien, insbesondere die Erzeugung von Radioaktivität durch die Sekundärstrahlung, die in den Abschirmungen Kernreaktionen auslöst . Bei diesem unerwünschten Nebeneffekt wird die Erzeugung von Radionukliden vor allem in- Spallationsreaktionen durch Protonen und Neutronen in den Abschirmschichten verursacht . Durch Abdampfen von Nukleonen und Clustern kann eine
Vielzahl an Radionukliden erzeugt werden . Dieses Problem wird dadurch noch verschlimmert , dass j e schwerer der Targetkern des verwendeten Abschirmmaterials ist, umso größer die Variabilität der erzeugten Radionuklide wird .
Werden bei den Abschirmungen natürliche Materialien eingesetzt , die nach Beendigung der Nutzung der Anlage wieder einer natürlichen Nutzung zugeführt werden sollen, so muss das Niveau der erzeugten Radioaktivität gewisse Grenzwerte unterschreiten, um die Vorgaben der nationalen Gesetzgebungen zu erfüllen . So ist z . B . für die uneingeschränkte Freigabe von Stoffen nach deutschem Strahlenschutzrecht ein nuklidspezifischer Freigabewert Ai in Bq/g zu unterschreiten . Bei mehreren Radionukliden muss die Gesamt-Ausschöpfung nach Anwendung der Summenregel kleiner als eins sein . Die Gesamtausschöpfung G ist definiert als :
max A
G=Y^-,
wobei Fi die tatsächliche Aktivität pro Masse und Radionuklid ist und über alle Radionuklide (i ) summiert wird .
Zwar existiert nach deutschen Recht neben der uneingeschränkten Freigabe noch ein weiterer Grenzwert zur eingeschränkten Freigabe ( freigabefähig zur Beseitigung) , j edoch ist losgelöst von eventuellen gesetzlichen Grenzwerten eine möglichst geringe Aktivierung wünschenswert .
Berechnungen der Erfinder haben j edoch ergeben, dass beim Betrieb einer Hochenergie-Beschleunigeranlage bei sehr hohen Intensitäten über mehrere Jahrzehnte die eingesetzte-n Abschirmmaterialien so stark aufaktiviert werden, dass sie nach Abschalten der Anlage und in der Rückbauphase nicht , ggf . nicht einmal eingeschränkt freigabefähig sind und unter Umständen erst einige Jahre oder Jahrzehnte gelagert werden müssen, bevor sie freigegeben werden können . Dies gilt auch für natürliche Füllstoffe (Erde, Sand, Wasser etc . ) , welche gerade deshalb eingesetzt werden, um nach Beendigung der Nutzung der Anlage möglichst schnell einer natürlichen Nutzung wieder zugeführt werden sollen . Liegt deren Ausschöpfung j edoch über den gesetzlichen Grenzwerten kann dieses Ziel nicht erreicht werden, da die Materialien entweder über lange Zeit zwischengelagert oder unter enormem Kostenaufwand als radioaktiver Abfall entsorgt werden müssten . Aus der Patentanmeldung DE 103 27 466 Al ist ein in Sandwich-Bauweise hergestellter Baukörper für ein Strahlenschutzbauwerk bekannt . Dieser geht j edoch von Protonenbehandlungsräumen für den medizinischen Bereich aus , deren Anforderungen aufgrund der wesentlich niedrigeren Energien nicht vergleichbar sind .
Zusammenfassend sind insbesondere Mehrschicht- Strahlenschutzanordnungen oder -wände für
Hochenergiebeschleunigeranlagen in Hinblick auf die radioaktive Aktivierung der Materialien und deren Abklingverhalten weiter verbesserungsbedürftig, bezogen auf den Betrieb von mehreren Jahren oder Jahrzehnten mit hohen Strahlenergien und -intensitäten und die nachfolgende ' Entsorgung . Dieser Aspekt ist insbesondere dann von besonderer Wichtigkeit, wenn natürliche Abschirmmaterialien • verwendet werden, die einerseits nach der Nutzung der Anlage als radioaktiv aktiviert vorliegen und anderseits aber wenig Erfahrungen im Umgang mit größeren Mengen von diesen Stoffen vorliegen .
Allgemeine Beschreibung der Erfindung
Die Erfindung hat sich daher die Aufgabe gestellt, eine mehrschichtige Strahlenschutzwand, insbesondere zur Abschirmung von hochenergetischer Gamma- und/oder Teilchenstrahlung aus Hochenergie- und/oder Kernreaktionen für eine Strahlenschutzkammer bereit zu stellen, welche auch nach langer Betriebsdauer und hohen Strahlenergien und -intensitäten eine in Bezug auf die spätere Entsorgung der verwendeten Materialien gut handhabbare ' radioaktive Aktivierung aufweist und deren Bestandteile zumindest teilweise wieder zu verwerten sind . Noch eine Aufgabe ist es , eine derartige
Strahlenschutzwand für eine Hochenergiebeschleunigeranlage bereit zu stellen, bei welcher beim Rückbau möglichst wenig als verstrahlt zu entsorgendes Material anfällt und möglichst viel Material unter den vorbestimmten Grenzwerten liegt und wiederverwendet werden kann .
Insbesondere ist es eine Aufgabe der Erfindung, eine derartige Strahlenschutzwand und eine Strahlenschutzkammer bereit zu stellen, welche kostengünstig und mit geringem Aufwand herzustellen, aufzubauen, rückzubauen und zu entsorgen sind.
Eine weitere Aufgabe ist es , eine derartige Strahlenschutzwand und Strahlenschutzkammer bereit zu stellen, welche die Nachteile bekannter Abschirmungen vermeidet oder zumindest mindert .
Die Aufgabe wird in überraschend einfacher Weise bereits durch den Gegenstand des Patentanspruchs 1 und .19 gelöst . Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung sind in den Unteransprüchen definiert .
Erfindungsgemäß wird eine mehrschichtige Strahlenschutzwand zur Abschirmung von hochenergetischer Gamma- und/oder
Teilchenstrahlung, insbesondere aus Hochenergie- und/oder Kernreaktionen, erzeugt, durch Primärstrahlung im Bereich über 1 GeV, insbesondere über 10 GeV oder noch höher bereit gestellt . Hiermit wird vorzugsweise die Strahlung von einem Reaktionsplatz an einer Hochenergie-Teilchenbeschleunigeranlage abgeschirmt oder abgeschwächt . Die abzuschirmende Strahlung ist in den meisten Anwendungsfällen Sekundärstrahlung, welche aus einer Reaktion des Primärstrahls mit einem Target entsteht, kann aber auch ein Rest oder Teil des Primärstrahles selbst sein . Die Strahlenschutzwand weist einen sandwichartigen Aufbau aus zumindest einer ersten und zweiten Schichtanordnung auf, wobei die erste Schichtanordnung zumindest eine primäre Abschirmschicht und die zweite Schichtanordnung zumindest eine sekundäre Abschirmschicht, welche insbesondere aus unterschiedlichem Material bestehen und funktionell unterschiedlich sind, umfasst .
Um die hochenergetische Strahlung wirkungsvoll abschirmen zu können, ist die primäre Absehirmschicht vorzugsweise als Spallationsschicht und die sekundäre Abschirmschirmschicht vorzugsweise als Moderationsschicht ausgebildet .
Erfindungsgemäß sind die erste oder zweite
Schichtanordnung, besonders bevorzugt beide, mehrteilig ■ ausgebildet oder in eine Mehrzahl von benachbarten und bereits beim Aufbau vordefiniert trennbaren Teilabschnitten unterteilt, so dass ein einfacher, getrennter Rückbau und eine separate und' selektierte Wiederverwertung oder Entsorgung der Teilabschnitte ermöglicht sind . Die Aufteilung in Teilabschnitte kann durch Aufteilung in mehrere benachbarte getrennte Moderationsschichten und/oder Spallationsschichten und/oder durch laterale (quer zur Schichtebene) Aufteilung der Moderationschicht (en) und/oder der Spallationsschicht (en) realisiert sein .'
Dies hat den enormen Vorteil, dass bei der Planung der " Strahlenschutzwand-, bzw . einer Strahlenschutzkammer, sogenanntes „Cave" , welches zumindest teilweise aus derartigen Strahlenschutzwänden aufgebaut wird, bereits nach Teilabschnitten mit vorhersehbar hoher Strahlenbelastung und solchen mit vorhersehbar niedriger Strahlenbelastung unterschieden werden kann und diese Teilabschnitte trennbar oder separierbar aufgebaut werden, um beim Rückbau die höher und weniger hoch verstrahlten Teilabschnitte getrennt entsorgen und/oder wieder verwerten zu können . Dadurch können die Entsorgungskosten erheblich reduziert werden .
Mit anderen Worten werden erfindungsgemäß die Teilabschnitte, die durch den Betrieb eine hohe Aktivierung erfahren, von den Teilabschnitten, die zwar eine Abschirmwirkung und in kleinerem Umfang eine Aufaktivierung erfahren, also in ihrem Aktivitätsniveau niedriger liegen, getrennt . Diese Schichten, die z . B . natürliche Stoffe enthalten können und nur gering aktiviert werden, sind bald nach Beendigung der Nutzung wieder uneingeschränkt oder zumindest zur Beseitigung freigabefähig und stehen dann wieder für eine natürliche Nutzung zur Verfügung . Es ist j edoch ersichtlich, dass die Erfindung nicht auf die Erfüllung irgendwelcher nationaler Grenzwertvorschriften beschränkt ist .
Die stärker aufaktivierten Teilabschnitte werden nach ' „. Stilllegung der Anlage entweder zwischengelagert oder werden in anderen ähnlichen kerntechnischen Einrichtungen weiter verwendet .
Vorzugsweise sind die erste und/oder zweite
Schichtanordnung ihrerseits trennbar mehrschichtig ausgebildet. Mit anderen Worten umfasst die erste Schichtanordnung eine Mehrzahl von 2 , 3 oder mehr Spallationsschichten und/oder die zweite Schichtanordnung eine Mehrzahl von 2 , 3 oder mehr Moderationsschichten um zusätzlich zur lateralen Trennbarkeit noch eine Trennbarkeit entlang der Schichtnormalen zu erreichen . Dadurch kann die Rückbauplanung bei der Konzipierung in zwei Dimensionen - in Polarkoordinaten azimuthal und radial - auf die zu erwartende Strahlenbelastung angepasst werden, so dass ein zweidimensional modularer oder differenzierter Rückbau ermöglicht ist .
Diese Vorteile kommen besonders zum Tragen, wenn die Moderationsschicht ( en) und/oder die Spallationsschicht ( en) als Schüttgutschicht (en) ausgebildet sind, da hier ein getrennter Rückbau besonders einfach zu bewerkstelligen ist .
Um die Schüttgutschichten einzugrenzen, besitzt die
Strahlenschutzwand beidseits der Spallationsschicht ( en) und der Moderationschicht (en) eine feste statikgebende Beton- Tragschicht . Ferner sind zwischen den Spallations- und Moderationsschichten oder Schüttgutschichten (dünne ) Trennwände, z . B . aus Beton, vorgesehen, um die getrennte Entsorgung zu gewährleisten . Stirnseitig ■ sind lateral benachbarte Abschnitte von Schüttgutschichten durch Trennelemente voneinander getrennt . Mit anderen Worten bilden die Trennschichten und Trennelemente aneinander angrenzende Behälter oder Füllräume in die das
Spallationsmaterial bzw. das Moderationsmaterial eingefüllt wird, um so die zweidimensional sektionierte Strahlenschutzwand zu bilden .
Gemäß einer besonders bevorzugten Ausführungform der
Erfindung weist die Strahlenschutzwand an zumindest einer lateralen Position, insbesondere in einem zentralen Bereich zumindest folgenden Schichtaufbau strahlabwärts in folgender Reihenfolge auf : - eine erste feste (Beton-) Tragschicht,
- eine Spallationsschicht
- eine erste Trennwand
- eine erste Moderationschicht
- eine zweite Trennwand - eine zweite Moderationschicht
- eine zweite feste (Beton- ) Tragschicht .
Vorzugsweise enthalten mehrere oder alle Moderationschichten oder -Sektionen hauptsächlich ( zu mehr als 50%) Elemente mit einer Kernladungszahl von kleiner als 30 oder bestehen aus solchen . Diese Elemente sind insbesondere zur Moderation von leichten Kernfragmenten und Nukleonen geeignet . Zur Moderation, insbesondere von Neutronen, haben sich Moderationsschichten aus Gips oder anderen Materialien mit gebundenem Wasser, als besonders geeignet erwiesen . Aber auch flüssige Sektionen oder Schichten, z . B . aus Wasser sind denkbar . Darüber hinaus hat sich gezeigt, dass als Moderationsschicht (en) auch gewöhnlicher Erdaushub, Sand, Kies , Feldspat, Kalkfeldspat, Kalifeldspat oder ähnliche natürliche Rohmaterialien verwendet werden können .
Die auf der strahlaufwärts der Moderationsschicht (en) angeordnete (n) Spallationsschicht (en) hingegen enthält bzw_... enthalten hauptsächlich ( zu mehr als 50%) Elemente mit einer Kernladungszahl von größer als 20 oder 25 oder bestehen aus solchen . Als Spallationsmaterial hat sich ein eisenhaltiges Material oder ein Roherz, insbesondere Eisenerz oder Schwerspat besonders bewährt . Dieses Material ist kostengünstig zu beschaffen und vorteilhaft zu entsorgen oder gegebenenfalls wieder zu verwerten .
Vorzugsweise weist bzw . weisen die Moderationsschicht (en) eine Dichte von kleiner oder gleich 3 , 5 g/cm3 und die
Spallationsschicht (en) eine Dichte von größer oder gleich 3 , 0 g/cm3 auf .
Die erfindungsgemäße Strahlenschutzwand bildet insbesondere die strahlabwärts gelegene Wand der Strahlenschutzkammer in die ein primärer Hochenergiestrahl aus einem Teilchenbeschleuniger auf einen Reaktionsplatz oder ein Target gerichtet wird .
Die Strahlenschutzkammer weist . also zumindest folgende Bestandteile auf : eine strahlabwärts positionierte erste Strahlenschutzwand mit dem vorstehend beschriebenen sektionierten Aufbau, eine strahlaufwärts positionierte zweite
Strahlenschutzwand- mit einem Eintrittsbereich für den Hochenergiestrahl , seitliche Strahlenschutzwände sowie einen Boden und eine Decke, wobei die Strahlenschutzwände, der Boden und die Decke1 gemeinsam einen um den Reaktionsplatz im Wesentlichen geschlossenen Strahlenschutzkäfig bilden . .
Dabei weist die erste Strahlenschutzwand also einen zentralen Bereich zum Abschwächen der von dem
Reaktionsplatz in einem vorbestimmten Raumwinkel um die Vorwärtsrichtung des Hochenergiestrahls austretenden Strahlung und einen peripheren Bereich um den zentralen Bereich auf und ist derart aus getrennten Teilabschnitten aufgebaut , dass beim Rückbau Teilabschnitte aus dem zentralen Bereich und Teilabschnitte aus dem peripheren Bereich getrennt voneinander ab- oder rückbaubar und widerverwertbar oder entsorgbar sind .
Die seitlichen Strahlenschutzwände können einen hiervon unterschiedlichen Schichtaufbau aufweisen .
Bei besonders hohen Strahlenergien kann es vorteilhaft sein, wenn in Vorwärtsrichtung des primären Hochenergiestrahls oder strahlabwärts des Reaktionsplatzes ein zusätzlicher Strahlvernichter, sogenannter „Beamdumpλλ angeordnet ist . Der Strahlvernichter schließt sich vorzugsweise außerhalb der Strahlenschutzkammer strahlabwärts an die erste Strahlenschutzwand an oder ist zumindest teilweise in diese integriert .
Im Folgenden wird die Erfindung anhand von Ausführungsbeispielen und unter ' Bezugnahme auf die Zeichnungen näher erläutert, wobei gleiche und ähnliche Elemente teilweise mit gleichen Bezugszeichen versehen sind und die Merkmale der verschiedenen Ausführungsbeispiele miteinander kombiniert werden können .
Kurzbeschreibung der Figuren Es zeigen :
Fig . 1 einen schematischen Querschnitt durch eine Strahlenschutzkammer gemäß einer ersten Ausführungsform der Erfindung von oben,
Fig . 2 den Ausschnitt A aus Fig ..1 , F Fiigg .. 3 3 ein berechnetes Dosisprofil an der Strahlenschutzkammer nach Fig . 1 ,
Fig . 4 eine berechnete Radioaktivität aufgeteilt nach Isotopen des Abschnitts 8 in Fig . 1 ,
Fig . 5 einen schematischen Querschnitt durch eine Strahlenschutzkammer gemäß einer zweiten
Ausführungsform der Erfindung von oben .
Detaillierte Beschreibung der Erfindung Als Beispiel für die erfindungsgemäße Strahlenschutzwand, bzw . -kammer dient hier die Bestrahlungskammer für Kernkollisionen, die zurzeit bei der Anmelderin im Rahmen des Proj ekts FAIR (=Facility for Antiproton and Ion Research) geplant wird . Fig . 1 zeigt diese Strahlenschutzkammer 1 aufgebaut aus einer ersten strahlabwärts positionierten (vorderen) Strahlenschutzwand 110, einer zweiten strahlaufwärts positionierten (hinteren) Strahlenschutzwand 210 und zwei seitlichen Strahlenschutzwänden 310, 410, welche zusammen mit nicht dargestellten Boden und Decke einen im Wesentlichen geschlossen Käfig als Reationscave um ein . Target 50 bilden . Die Kammer 1 weist einen labyrinthförmigen Eingangsbereich 60 auf .
Der Hochenergie-Primärstrahl 70 tritt durch einen Strahleintrittsbereich 80 in die Kammer 1 ein und trifft .'auf das Target 50. Dabei erzeugt der Primärstrahl 70, in diesem Beispiel 1012 Protonen/sec bei einer Energie von 30 GeV Sekundärstrahlung 90, welche zwar in alle Richtungen emittiert wird, aber dennoch ein Maximum in Vorwärtsrichtung aufweist . Insbesondere diese Sekundärstrahlung 90 soll effektiv- abgeschirmt werden .
• Die Strahlenschutzwände 110 , 210 , 310 , 410 weisen, j eweils _,.. eine innere feste Tragschicht oder tragende Betonschicht 140 , 240 , 340, 440 und j eweils eine äußere feste Tragschicht oder tragende Betonschicht 150 , "250, 350 , 450 auf . Die vordere und seitlichen äußeren Betonschichten 150 , 350 und 450 sind ihrerseits zweischichtig in Schichten 152 , 154 ; 352 , 354 bzw . 452 , 454 ausgebildet .
Die Strahlenschutzwände 110 , 210 , 310 , 410 weisen ferner j eweils eine innere Schichtanordnung 120 , 2.20 , 320 , 420 aus einem Spallationsmaterial wie z . B . Eisen, Eisengranulat oder Eisenerz auf . Die vordere Spallations-Schichtanordnung 120 ist ihrerseits zweischichtig in Spallationsschichten 122 , 124 aufgebaut . Die seitlichen Spallations- Schichtanordnungen 320 , 420 weisen nur j eweils eine Spallationsschicht 322 , 422 auf . Außen angrenzend an die Spallations-Schichtanordnungen 120 , 220, 320 , 420 befinden sich j eweils Moderations- Schichtanordnungen 130, 230 , 330 , 430 aus Erde . Die vordere Moderations-Schichtanordnung 130 ist ihrerseits dreischichtig in Moderationsschichten 132 , 134 , 136 aufgebaut . Die seitlichen Moderations-Schichtanordnungen 330 , 430 weisen j eweils zwei Moderationschichten 332 , 334 ' bzw. 432 , 434 auf .
Die Betonschichten 140, 152 dienen als innere und äußere tragende Wand zur Auffüllung mit Eisenerz-Schüttgut für die Spallationsschichten bzw. schüttbare' Erde für die Moderationschichten . Die Erde hat eine Zusammensetzung, wie sie am Standort der Forschungseinrichtung üblich ist . Zwischenschichten und Zuganker ( in Fig . 1 nicht dargestellt ) werden eingebaut um den statischen • Erfordernissen zu genügen .
Die Spallationsschichten bestehen aus Materialien, mit höherer Kernladungszahl als die Moderationschichten . In den Spallationsschichten werden vor allem durch hochenergetische Neutronen Spallationsreaktionen ausgelöst, die u . a . die Produktion von Verdampfungsneutronen zur Folge haben . Die Verdampfungsneutronen haben kleinere Energien als die Neutronen der Sekundärstrahlung, die Erzeugung- von ■ weiteren Radionukliden erfolgt mit geringerer
Wahrscheinlichkeit . Ist die Schichtdicke ausreichend groß , so wird ein Großteil der Neutronen der Sekundärstrahlung, in Neutronen der Verdampfungskerne umgesetzt . Ist diese Schichtdicke dem Primärstrahl ( Ionenart, Energie, Intensität) und dem Target (Element, Dicke) so angepasst , dass die im Target erzeugte Sekundärstrahlung stark gestreut und geschwächt wird, so sind die strahlabwärts folgenden Schichten nur schwach aktiviert, das Niveau der erzeugten Radioaktivität ist niedrig .
Insbesondere die vordere Strahlenschutzwand 110 bzw . deren Schichten sind einerseits lateral, d. h . - quer zur j eweiligen Schichtebene und andererseits durch Aufteilung der Schichtanordnungen 120, 130 in weiter getrennte Schichten 122 , 124 , bzw . 132 , 134 , 136 in Teilabschnitte unterteilt . Die . Unterteilung ist in diesem Beispiel von innen nach außen gesehen wie folgt ausgeführt :
• Die innere Betonschicht • 140 weist einen zentralen Teilabschnitt 21 und zwei periphere Teilabschnitte 20 auf . • Die erste- Spallationsschicht 122 weist einen zentralen Teilabschnitt 15 und zwei periphere Teilabschnitte 13 auf . • ' . '
• Die zweite ' Spallationsschicht 124 weist einen zentralen Teilabschnitt 16 und zwei periphere Teilabschnitte 14 auf .
• Die erste Moderationsschicht 132 weist einen zentralen Teilabschnitt 10 und zwei periphere Teilabschnitte 7 auf .
• Die zweite Moderationsschicht 134 w.eist einen zentralen Teilabschnitt 11 und zwei periphere Teilabschnitte 8 auf . • Die dritte Moderationsschicht 136 weist einen zentralen
Teilabschnitt 12 und 'zwei periphere Teilabschnitte 9 auf .
• Die äußeren Betonschichten 152 , 154 sind j eweils einteilig ausgebildet .
- Auch die seitlichen Strahlenschutzwände -310 und 410' sind wie folgt in Teilabschnitte unterteilt :
• Die innere Betonschicht 340 weist einen ersten Teilabschnitt 22 und einen zweiten Teilabschnitt 23 auf . • Die einzige Spallationsschicht 322 weist einen ersten Teilabschnitt 17 und einen zweiten Teilabschnitt 18 auf .
• Die erste Moderationsschicht 332 weist einen ersten Teilabschnitt 2 und einen zweiten Teilabschnitt 4 auf . • Die zweite Moderationsschicht 334 weist nur einen Abschnitt 3 auf .
• Die innere Betonschicht 440 weist nur einen Abschnitt 441 auf .
• Die Spallationsschicht 422 weist nur einen Abschnitt 443 auf .
• Die erste Moderationsschicht 432 weist einen ersten Teilabschnitt 6 und einen zweiten Teilabschnitt 433 auf .
• Die zweite Moderationsschicht 434 weist nur einen Abschnitt 5 auf .
Weiter gilt bezüglich der hinteren Strahlenschutzwand 210 :
• Die innere hintere Betonschicht 240 einteilig ausgebildet (Abschnitt 24 ) . • . • • Die Spallationsschicht 222 weist nur einen Abschnitt 19 auf .
• Die Moderationsschicht 232 weist nur einen Abschnitt 1 auf .
• Die äußere Betonschicht 250 ist einteilig ausgebildet .
Zwischen den Spallationsschichten und Moderationsschichten sind in der Fig . 1 nicht dargestellte Trennwände vorgesehen . Ferner sind stirnseitig aneinander grenzende Teilabschnitte, z . B . die Abschnitte 13 und 15, an deren Stirnseiten durch Trennelemente voneinander separiert .
Fig . 2 zeigt eine Ausschnittvergrößerung der Teilabschnitte 15 , 16 der Spallationsschicht und 10 , 11 , 12 der Moderationsschicht sowie die äußeren tragenden Betonschichten 152 , 154 und den Teilabschnitt 21 der inneren tragende Betonschicht 140. Die Teilabschnitte der Spallationsschicht und der Moderationschicht werden von Trennwänden 92 und Trennelementen 94 sowie den angrenzenden tragenden Betonschichten begrenzt . Dadurch entstehen geschlossene Rahmen oder Behälter in denen das lose oder verdichtete Spallations- bzw . Moderationsmaterial eingebracht ist, um den j eweiligen Abschnitt zu bilden .
Durch die erfindungsgemäße abschnittsweise Untergliederung ist insbesondere die vordere Strahlenschutzwand an die Anisotropie der Sekundärstrahlung 90 angepasst .
Die .inneren, d . h . dem Target .50 zugewandten, zentralen Schichtabschnitte 21 , 15 und 16 haben die stärkste • Abschirmwirkung zu leisten und weisen daher auch die stärksten Aktivierungen auf . Die übrigen Abschnitte werden aufgrund ihrer peripheren Anordnung oder ihrer weiter außen liegenden Position weniger stark aktiviert . Die meisten de.r übrigen Teilabschnitte sind daher sofort nach Nutzung der Anlage oder nach einer kurzen Wartezeit uneingeschränkt freigabefähig . Vorteilhafter Weise kann also einerseits so wenig Material mit der notwendigen Schichtdicke und unvermeidbarer erhöhter Aufaktivierung und andererseits soviel natürliches Material wie notwendig eingebaut werden, um die Dosisleistung außerhalb der Kammer 1 oder des Gebäudes unter einem bestimmten Wert zu erhalten .
Die hier beschriebene Erfindung optimiert demnach zwei Größen : 1. Die Verteilung von Radioaktivität innerhalb der verschiedenen Teilabschnitte 1-24 der Strahlenschutzwand 110 , 210 , 310 , 410 und 2. die zu unterschreitende Dosisleistung außerhalb der Kammer 1.
Insbesondere bei der erfindungsgemäßen vorderen ■ 5 Strahlenschutzwand 110 sind ferner
• die Spallationsschichten 122 , 124 von den Moderationschichten 132 , 134 , 136 getrennt,
• mehrere Spallationsschichten 122 , 124 voneinander getrennt, 0 • mehrere Moderationsschichten 132 , 134 , 136 voneinander getrennt und
• die Spallationsschichten 122 , 124 und die Moderations.schichten 132 , 134 , 136 j eweils lateral in, Teilabschnitte 13-16 bzw . 7-12 unterteilt . 5
Die verschiedenen Schichten können als feste Schichten (Betontragschichten) oder als Schüttgutschichten (Spallationsschichten, Moderationsschichten) oder sogar als flüssige Schichten (Moderationsschichten) vorgesehen sein . 0 Genauer enthalten die Moderationschichten Schüttgut als
Abschirmmaterialien z . B . natürliche Stoffe wie Gips , Erde , Sand etc . und die inneren und äußeren Tragschichten 140, - 152 , 154 sind Stahlbetonschichten die zur statischen Strukturierung der Kammer dienen . 5
Fig . 3 zeigt ein berechnetes Dosisprofil für den Betrieb mit dem Protonenstrahl 70 der Energie 30 GeV ' und der Intensität 1012 Protonen/sec . Die Dosisleistung ist in der Einheit μSv/h angegeben . 0
Die Bestrahlungskammer wurde in doppelter Hinsicht optimiert :
1. Es werden niedrige Strahlenpegel außerhalb des Gebäudes während des Strahlbetriebs erzielt . 2. Die räumliche Aktivierung innerhalb der Strahlenschutzwände ist auf das natürliche Abschirmmedium Erde angepasst .
In Fig . 3 ist zu erkennen, dass unter Nutzung von natürlichen Abschirmmaterialien, in diesem Beispiel , Eisenerz als Spallationsmaterial .und Erde als Moderationsmaterial , die erzeugte Strahlung wirksam geschwächt wird . In der Nähe des Targets 50 ist die Dosisleistung sehr hoch ( 1 Sv/h und höher) , außerhalb der Strahlenschutzkammer 1 (außer unmittelbar in Vorwärtsrichtung) liegt sie auf einem Niveau zwischen 0 , 1 und 1 μSv/h . Die Vorgaben der nationalen gesetzlichen Grenzwerte können somit erfüllt werden . ' '
Die Berechnungen wurden mit dem Strahlungstransportprogramm FLUKA (A . Fasso, A. Ferrari , J. Ranft , P . R . SaIa : New developments in FLUKA, modelling .hadronic and EM interactions Proc . 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments , KEK, Tsukuba (Japan) 7-9 May 1997._,. Ed . H . Hirayama, KEK . Proceedings 97-5 ( 1997 ) , p . 32-43 ) durchgeführt .
In der Tabelle 1 ist die Aktivierung in den verschiedenen Teilabschnitten 1 bis 24 für eine Strahlzeit von 30 Jahren und einer mittleren Intensität von 1.00E+12 Protonen/sec bei 30 GeV berechnet . Das Target verursacht eine Reaktionsrate der Protonen von ca . 1% . Es wird dadurch eine intensive hochenergetische Sekundärstrahlung erzeugt (Neutronen, Protonen, Pionen, Myonen) . Diese erzeugt wiederum in den Abschirmschichten Radioaktivität wie folgt .
Die Abschnitte 1 bis 12 bestehen dabei aus Erde , die Abschnitte 13 bis 19 aus Eisenerz und die Abschnitte 20 bis 24 aus Beton . Die Aktivierung ist in Einheiten der Gesamtausschöpfung für die uneingeschränkte Freigabe für drei unterschiedliche Abklingzeiten, nämlich 5 Jahre, 1 Jahr und 1 Monat angegeben . ' Werte kleiner als 1 bedeuten darin uneingeschränkte Freigabe .
Tabelle 1 :
Es ist ersichtlich, dass fast alle Abschnitte, die Erde enthalten, nach einem Monat Abklingzeit bereits uneingeschränkt freigabefähig sind. Lediglich der Abschnitt 10 liegt nach einem Monat mit einem Ausschöpfungsgrad von 3, 83 deutlich über dem Freigabewert . Ein fünf-jähriges Warten bringt diese Schicht auf einen Wert von etwa Eins . Alternativ kann aber auch die Eisenerzschichtdicke der Abschnitte 15 und/oder 16 vergrößert werden, um auch nach einer 1-monatigen Abklingzeit die Ausschöpfung der Erdaktivierung auf einen Wert kleiner als Eins zu bringen .
Die Beton- und Eisenerzschichtabschnitte sind zum Teil stark aktiviert . So sind in Vorwärtsrichtung die Eisenerzabschnitte 15 und 16 am stärksten aktiviert mit einem Wert der .Ausschöpfung der Freigabeaktivität von 275 (Abschnitt 15 ) nach einer 1-monatigen Abklingphase .
Entsprechend ist die davor liegende Betonschicht auch stark aktiviert (Abschnitt 21 ) mit' einem Wert von 142. Auch eine 5-jährige Wartezeit reicht nicht aus die Ausschöpfungsgrade unter eins zu bringen . Diese Materialien sind nicht uneingeschränkt freigabefähig, d. h . sie können wieder als Abschirmmaterial in anderen Anlagen eingesetzt werden oder j e nach nationaler strahlenschutzrechtlicher Regelung auch in Deponien entsorgt werden .
Fig . 4 zeigt beispielhaft die Verteilung der erzeugten
Radioaktivität für den aus Erde bestehenden Teilabschnitt 8 aus Fig . 1. ' -
Es sind die wichtigsten erzeugten Radionuklide angegeben . Der Grad der Ausschöpfung des Freigabewerts ' • (uneingeschränkte Freigabe) nach' der deutschen Strahlenschutzverordnung ist dargestellt für einen 30- j ährigen Betrieb mit 1012 Protonen/sec und einer 1-monatigen Abklingzeit .
Die höchste relative Aus'schöpfung hat hier das Radionuklid Na-22 (Halbwertszeit 2 , 6 Jahre) . Weitere Radionuklide die entstehen sind H-3 , Be-7 , Mn-52 , 54 , • Sc-46, V-48 , Cr-51 , Fe- 55 , 59 und die Kobaltisotope Co-56, 58 , 60. Fig . 5 zeigt eine Strahlenschutzkammer 1 entsprechend der in Fig . 1 gezeigten, aber mit einem zusätzlichen Strahlvernichter 95 aus Eisen mit einer Betonummantelungen 96. Der Strahlvernichter 95 ist zentral in die
Moderationsschichten • 132 , 134 , 136, genauer in die Abschnitte 10, 11 , 12 eingelassen und bewirkt damit eine weiter verminderte Aktivierung dieser Abschnitte . In den strahlaufwärts des Strahlvernichters angeordnete Schichten und vorzugsweise im Eintrittsbereich des Strahlvernichters 95 ist ein Eintrittskanal 98 vorgesehen . '
Zusammenfassend kann festgehalten werden, dass die Berücksichtigung der entstehenden Radioaktivität bei der - Konstruktion des Abschirmgebäudes in den verschiedenen Teilabschnitten die folgenden Vorteile mit sich bringt :
1. Konzentration des radioaktiven Inventars auf Abschirmschichten, die später leichter getrennt werden können von den Schichten, die nur leicht aktiviert sind . _.
2. Die Trennung von schwach und stärker aktivierten Schichten stellt eine Optimierung hinsichtlich des Strahlenschutzes dar, da die Gesamtmasse der zu entsorgenden (oder wieder zu verwendenden) Stoffe reduziert " wird und damit die Entsorgung vereinfacht wird .
3. Bei Verwendung von natürlichen Abschirmmaterialien (Erde, Sand, Schluf, Gips etc . ) , die nur schwach aktiviert sind, besteht ein doppelter Vorteil : Diese Stoffe sind meist einfach in der Beschaffung und im Transport zu organisieren und in der Abbauphase sind sie aus den gleichen Gründen einfach zu entsorgen (unter der Voraussetzung, dass sie nur schwach radioaktiv sind und zumindest unter den gesetzlichen Grenzwerten für die Ausschöpfung liegen) .
4. An- und Abtransport von Stoffen, die zum Teil notwendigerweise von weit her erfolgen müssen (Eisenerz etc . ) wird auf ein Minimum dessen reduziert was wirklich gebraucht wird; die natürlichen Abschirmmaterialien können meist in der Nähe oder am gleichen Ort der . zu errichtenden Beschleunigeranlage besorgt werden . Somit werden der Transportaufwand und die eingesetzte Energie reduziert .
5. Nach einem mehrj ährigen Betrieb der Anlage , wenn die Entscheidung für den Rückbau der Anlage zu treffen ist , wird oft so verfahren, dass unter Nutzung der Kenntnisse des Betriebspersonals die Anlage möglichst schnell abgebaut werden soll . Dies wird dadurch vereinfacht , dass eine klare Trennung zwischen den Abschnitten, die radioaktiv belastet sind und denen die uneingeschränkt und/oder eingeschränkt freigabefähig sind, existiert . Denn beim Rückbauverfahren können die Abbauphasen unter denen mit radioaktiver Kontaminationsgefahr und direkter möglicher
Strahlenexposition gearbeitet werden soll und der Phase mit rein konventionellen Abbauverfahren besser getrennt werden . Der Aufwand zur Verhinderung von Kontaminationsausbreitungen und dem vorzunehmenden Arbeitsund Strahlenschutzmaßnahmen des involvierten Personals kann besser auf die genannten Abbauphasen angepasst werden .
6. Ein Großteil der Abschirmungsmassen kann sofort nach einer langj ährigen Nutzung der Anlage uneingeschränkt freigegeben werden .
7. Die hier vorgeschlagene Optimierung der Anordnung von stark und schwach aktivierten Abschirmschichten, lässt sich in ergänzender Weise mit den in der hiermit durch Referenz zum Gegenstand der vorliegenden Offenbarung gemachten
DE 10 -2004 046 691.2 beschriebenen Schüttgutabschirmungen kombinieren .
Die Erfindung ist j edoch nicht nur für Hochenergie- Beschleunig.eranlagen anwendbar, sondern z . B . auch auf Anlagen übertragbar, bei denen Neutronen mit kleineren Energien oder thermalisierte Neutronen freigesetzt werden wie z . B . Kernreaktoren für die Energieerzeugung oder Forschungsreaktoren (Aktivierung durch Neutroneneinfang mit n,γ-Reaktionen) oder Spallationsneutronenquellen . Ganz allgemein ist die Erfindung auf Strahlenarten anzuwenden, die eine Aktivierung im radioaktiven Sinne von Stoffen und Materialien bewirken . .
Es ist dem Fachmann ersichtlich, dass die vorstehend beschriebenen Ausführungsformen beispielhaft zu verstehen sind, und die Erfindung nicht auf diese beschränkt ist , sondern in vielfältiger Weise variiert werden kann, ohne den Bereich und Geist der Erfindung zu verlassen . -

Claims

Patentansprüche :
1. Mehrschichtige Strahlenschutzwand ( 110) zur
Abschirmung von Gamma- und/oder Teilchenstrahlung, insbesondere zur Strahlungsabschirmung eines Reaktionsplatzes an einer Beschleunigeranlage, wobei die Strahlenschutzwand ( 110 ) einen sandwichartigen Aufbau aus zumindest einer ersten und zweiten Schichtanordnung ( 120, 130 ) umfasst, wobei die ' erste Schichtanordnung ( 120 ) zumindest eine primäre Abschirmschicht ( 122 , 124 ) und die zweite •Schichtanordnung zumindest eine sekundäre Abschirmschicht (132, 134 , 136) umfasst/ wobei zumindest eine der ersten und zweiten Schichtanordnungen ( 120, 130 ) in eine Mehrzahl von Teilabschnitten ( 7-12 ; .13-16) unterteilt ist .
2. ■ Strahlenschutzwand ( 110) nach Anspruch 1 , wobei die sekundäre Abschirmschicht ( 132 , 134 , 136) als lateral mehrteilige Moderationschicht ausgebildet ist .
3. Strahlenschutzwand (.110 ) nach Anspruch 2 , wobei die Moderationsschicht ( 132 , 1.34 , 136) als in getrennte Teilabschnitte unterteilte Schüttgutschicht ausgebildet ist .
4. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden
Ansprüche , wobei die" primäre Abschirmschirmschicht ( 122 , 124 ) als lateral mehrteilige Spallationsschicht ausgebildet ist . 5. Strahlenschutzwand ( 110) nach Anspruch 4 , wobei die Spallationsschicht ( 122 , 124 ) als in getrennte. Teilabschnitte unterteilte Schüttgutschicht ausgebildet ist .
β . Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die zweite Schichtanordnung ( 130 ) mehrschichtig aufgebaut ist und mehrere voneinander trennbare ■ Moderationschichten ( 132 , 134 , 36 ) umfasst .
7. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche , wobei die erste Schichtanordnung mehrschichtig aufgebaut ist und mehrere voneinander trennbare Spallationsschichten ( 122 , 124 ) umfasst .
8". Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche , wobei die Strahlenschutzwand ( HO') beidseits . von j eweils zumindest einer festen Tragschicht ( 140 , 152 , 154 ) begrenzt Ist, derart dass zumindest einige der übrigen Schichten als Schüttgutschichten zwischen den Tragschichten ( 140 , 152 , 154 ) eingebracht sind und von den Tragschichten statisch gehalten werden .
9. Strahlenschutzwand (110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Strahlenschutzwand (110 ) zumindest folgenden Schichtaufbau aufweist :
- eine erste feste Tragschicht ( 140) , -
- eine Spallationsschicht ( 122 )
- eine erste Trennwand ( 92 )
- eine erste Moderationschicht ( 132 ) - eine zweite Trennwand ( 92 ) - eine zweite Moderationschicht ( 134 )
- eine zweite feste Tragschicht ( 152 ) .
10. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei benachbarte Teilabschnitte mittels Trennwänden ( 92 ) oder Trennelementen ( 94 ) voneinander getrennt sind .
11. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche,
. wobei die Strahlenschutzwand ( 110) in ihrer Betriebsposition von oben gesehen einen zweidimensional modular unterteilten Aufbau aufweist .
12. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach Anspruch 11, wobei die einzelnen Module als um einen j eweiligen Innenraum allseitig geschlossene Behälter aus Trennwänden ( 92 ) und Trennelementen ( 94.) ausgebildet ' sind, derart dass Abschirmmaterial in die j eweiligen Behälter einfüllbar ist .
13.. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden
Ansprüche, wobei die Moderationsschicht ( 132 , 134 , 136) hauptsächlich Elemente mit einer Kernladungszahl von kleiner als 30 enthält .
14. • Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Spallationsschicht ( 122 , 124 ) hauptsächlich Elemente mit einer Kernladungszahl von größer als 20 enthält .
15. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Moderationsschicht ( 132 , 134 , 136) eine Dichte von kleiner oder gleich 3 , 5 g/cm3 aufweist . " 5
16. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Spallationsschicht ( 122 ,- 124 ) eine Dichte von größer oder gleich 3, 0 g/cm3 aufweist . 0 ■ . . .
17. Strahlenschutzwand ( 110 ) nach .einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Moderationsschicht ( 132 , 134 , 136) Erdaushub, Sand, Kies , Feldspat, Kalkfeldspat, 5 Kalifeldspat und/oder Gips enthält .
18. Strahlenschutzwand ' ( 110) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei die Spallationsschicht ( 122 , 124 ) Erz, 0- insbesondere Eisenerz , oder Schwerspat enthält .
19. Strahlenschutzkammer ( 1) für einen Reaktionsplatz an einem Teilchenbeschleuniger aus welchem ein primärer Hochenergiestrah.1 (70 ) in die Strahlenschutzkammer ( 1 ) 5 richtbar ist , wobei die Strahlenschutzkammer zumindest eine strahlabwärts positionierte erste Strahlenschutzwand ( 110 ) , insbesondere nach einem der vorstehenden Ansprüche, eine strahlaufwärts positionierte zweite 0 ■ Strahlenschutzwand (210 ) mit .einem Eintrittsbereich ■ für den Hochenergiestrahl , seitliche Strahlenschutzwände ( 310 , 410 ) sowie einen Boden und eine Decke aufweist , wobei die Strahlenschutzwände , der Boden und die 5 Decke gemeinsam einen um den Reaktionsplatz im Wesentlichen geschlossenen Strahlenschutzkäfig bilden, wobei die erste Strahlenschutzwand ( 110 ) einen zentralen Bereich ( 10-12 , 15, 16, 21) zum Abschwächen der von dem Reaktionsplatz in einem vorbestimmten ■ Raumwinkel um die Vorwärtsrichtung des
Hochenergiestrahls ( 70) austretenden Strahlung und einen peripheren Bereich ( 7-9, 13, 14 , 20) um den zentralen Bereich aufweist, wobei die erste Strahlenschutzwand (110) aus getrennten Teilabschnitten ( 7-12 , 13-16, 20 , 21 )
I aufgebaut ist, derart dass beim Rückbau Teilabschnitte aus dem zentralen Bereich und Teilabschnitte aus- dem ' peripheren Bereich getrennt voneinander rückbaubar sind .
20. Strahlenschutzkammer ( 1 ) nach Anspruch 19 , wobei die erste Strahlenschutzwand ( 110) und die seitlichen Strahlenschutzwände ( 310 , 410 ) einen unterschiedlichen Aufbau aufweisen .
21. Strahlenschutzkammer ( 1 ) nach einem der vorstehenden Ansprüche, wobei in Vorwärtsrichtung ein Strahlvernichter ( 95 ) angeordnet ist .
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