Das Projekt "Bindungsform von Cm(III) und Eu(III) in menschlichen Biofluiden (Speichel, Urin)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Helmholtz-Zentrum Dresden-Roßendorf e.V., Institut für Ressourcenökologie durchgeführt.
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 "Behaviour of actinides and other radionuclides that are difficult to measure, in melting of steel" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kraftwerk Union AG durchgeführt. Objective: various types of contaminated piping, valves, heat exchangers and vessels are removed from nuclear facilities in the course of decommissioning. Depending on their origin, these components are contaminated with various radio nuclides, e.g. alpha-emitters, pure beta-emitters, and gamma-emitters. Unrestricted or otherwise non-hazardous reuse of these components is possible if the residual activity concentrations are below the limits authorised. To achieve this goal, decontamination processes have to be used in general. In many cases, chemical decontamination of large components with complex surface geometry cannot be performed economically. Recycling can be achieved in many cases using melting processes. Thus the non-hazardous reuse of beta-, gamma-contaminated material which accumulated in the course of repairs and refittings of nuclear power plants has been demonstrated by the contractor in co-operation with Siempelkamp Giesserei GmbH und Co, Krefeld. The aim of this research programme is to extend the melt decontamination process to materials which are contaminated with actinides and radio nuclides that are difficult to measure. The distribution of these radio nuclides in the metal and the slag will be determined and direct measuring techniques or representative sampling techniques will be developed. General information: b.1. Literature review related to radio nuclide deposition on components, chemical separation procedures for iron and nickel, basic radio nuclide data and evaluation of authorised activity limits. B.2. Sampling of material and test melts at laboratory scale using well known activity quantities and accompanied by an appropriate measurement programme for original material, metal, slag and off-gas. B.3. Development of direct measuring techniques for alpha emitters in melt and slag, taking into account the alpha-energy of the emitting nuclides and the sample geometry. B.4. Development of measuring techniques for pure beta-emitters, such as c-14 and sr-90, expected to be found in metal and off-gas, and in slag, respectively. B.5. Development of a sampling technique and simple chemical separation procedures for nuclides decaying by electron capture, such as fe-55 and ni-59, emitting weak x-rays which cannot be measured directly. B.6. Large-scale melt in a commercial foundry of alpha-contaminated material to demonstrate the transferability of the laboratory results to industrial scale. B.7. Evaluation of results from both laboratory tests and large-scale tests with respect to alpha-activity distribution in metal, slag and off-gas, the most suitable measuring technique and costs. Achievements: the research work carried out confirmed the expected homogeneous distribution of the radio nuclides selected for the experiments (iron-55 and nickel-63) in the metal ingot, as was already known from the behaviour of cobalt-60. Cobalt-60 radio nuclide may be used as an indicator nuclide for iron-55 and nickel-63 which are both ...
Das Projekt "Teilvorhaben: Test der ActiFind Sonde in realer Umgebung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Sicherheitsmanagement - Analytische Labore durchgeführt. Eine Gefährdung des Trinkwassersystems durch radioaktive Stoffe mit Folgen für die öffentliche Gesundheit kann durch Unfälle in Kernkraftwerken oder durch terroristische Anschläge erfolgen. Schon sehr geringe Mengen an alphastrahlenden Radionukliden im Trinkwasser können zu nennenswerten Dosen bei der Bevölkerung führen. Das Ziel des Projektverbunds ActiFind liegt in der Entwicklung eines Messsensorsystems, mit dem bestimmte radioaktive Elemente, nämlich die alphastrahlenden Radionuklide, in der aquatischen Phase deutlich rascher nachgewiesen werden sollen, als es bisher möglich ist. Dadurch soll eine potentielle Gefährdung durch Radionuklide schneller identifiziert werden, was wiederum die mögliche Einleitung von Gegenmaßnahmen beschleunigt. Dies erhöht letztlich den Schutz der Bevölkerung vor kontaminiertem Trinkwasser. Der generelle Prozess zur Messung der Alphateilchen besteht darin, dass diese am Sensor durch Komplexbildung angereichert und nach der Messung wieder abgeschieden werden. Nun ist allerdings das Problem, dass die Radionuklide nur in sehr geringen Mengen im Trinkwasser vorkommen, womit die Bestimmung der Alphateilchen mit der Suche nach der Nadel im Heuhaufen vergleichbar ist. Zusätzlich kommt erschwerend hinzu, dass andere Elemente oder Verbindungen, die ebenfalls im Trinkwasser enthalten sind, die Messung stören könnten. All diese generellen Probleme sollen über das neue Messsensorsystem eliminiert werden. Die teilnehmenden Projektpartner bringen ihre jeweiligen Kompetenzen in die ihnen zugewiesenen Arbeitspakete ein. Diese sind grob unterteilt in 'Geräte Setup', 'elektrochemische Methodik', 'Reinigung der aquatischen Lösung' sowie den 'Tests in realer Umgebung'. Dies bedeutet, dass nachdem ein Prototyp des neuen Sensors nebst Methode zur elektrochemischen Abscheidung der Alphateilchen sowie ein Verfahren zur Elimination störender Matrixkomponenten entwickelt wurde, dieser Sensor unter realen Bedingungen getestet werden soll, um mögliche Beeinträchtigungen der Messung zu identifizieren. Die Validierungen in allen Teilpaketen erfolgen entweder durch die Verwendung von Simulaten mit zertifizierten Standards oder Proben mit zertifizierter Aktivität. Wenn bei Einsatz von realen Proben die Aktivitätskonzentration unbekannt ist, werden zur Validierung der Messungen mit dem Sensor Vergleichsanalysen mit akkreditierten Methoden durchgeführt. Durch dieses neue Messverfahren wird eine schnelle und online einsatzbare Messmethode bereitgestellt, die gegenüber den aktuellen Überwachungsverfahren erhebliche Zeitersparnis erbringt. Dieses Verbundprojekt hat das Ziel nachzuweisen, dass eine Online-Überwachung mit dem System des im Verbund entwickelten Sensors im Trinkwasser möglich ist und die gewünschten Schutzziele für die Bevölkerung erreichen kann.
Das Projekt "Unfallablauf- und Quelltermanalysen: Untersuchungen zu den Ereignissen in Fukushima im Rahmen des OECD/ NEA BSAF Projektes, Phase II" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Mit den vorgeschlagenen Arbeiten möchte sich die GRS an Phase II des OECD/NEA Projektes BSAF als deutsche TSO beteiligen und damit die Arbeiten aus Phase I fortsetzen und inhaltlich erweitern. Ziel ist es, das Spaltproduktverhalten in den Blöcken 1 bis 3 in Fukushima Daiichi und den Quellterm aus den Anlagen für die ersten ca. 3 Wochen des Unfallablaufes bis Ende März 2011 zu ermitteln. Mit den Analysen sollen das Inventar an radioaktiven Stoffen im verbliebenen Kernmaterial im Reaktor sowie im Containment ermittelt werden, sowie Aussagen zur Rückhaltung von Spaltprodukten im Wasser in der Kondensationskammer, zu Ablagerungsvorgängen auf wesentlichen Strukturen und Komponenten in Reaktor, Containment und umgebendem Reaktorgebäude und zum Quellterm in die Umgebung erarbeitet werden. Diese Ergebnisse werden für die Unterstützung der Rückbauarbeiten am Standort benötigt. Von der Teilnahme am OECD BSAF Projekt profitieren auch die Vorhaben RS1505, RS1514 und RS1532 bzw. deren Nachfolger. In der Weiterentwicklung und Validierung der genannten Rechenprogramme werden die neuen Erkenntnisse aus den Analysen zu den Unfallabläufen in Fukushima und zur Ermittlung des Quellterms und dessen Absicherung durch Ausbreitungsrechnungen von Spaltprodukten auf dem Anlagengelände Berücksichtigung finden. Die Verfahren zur Evaluierung des Quellterms mittels Ausbreitungsrechnungen und dem Vergleich mit Messdaten sind darüber hinaus grundsätzlich auch zur Analyse anderer radiologischer Ereignisse sowie zur Quelltermabschätzung in Notfällen geeignet. Zur Erfüllung der Zielsetzung sind die folgenden Arbeitspakete vorgesehen. AP1: Detaillierte Bewertung der Analyseergebnisse aus Phase I. AP2: Unfallanalysen und Ermittlung des Quellterms. AP3: Evaluierung der Freisetzung von Spaltprodukten aus der Anlage und Vergleich mit radiologischen Messdaten. AP 4 Querschnittsaufgaben und Gremienarbeit. AP 5: Projektmanagement, und Dokumentation der Endergebnisse.
Das Projekt "Stillegung und Rueckbau: Direktmessung alpha-aktiver Nuklide in Bauschutt zur Freigabeentscheidung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Roßendorf e.V., Institut für Radiochemie durchgeführt. Beim Rueckbau von Nuklearanlagen fallen grosse Mengen Betonstrukturen an, die 'freigemessen' werden muessen. Dabei ist die Bestimmung alphastrahlender Nuklide auf Grund der geringen Reichweite der Alphastrahlung problematisch. Im Vergleich zur Alpha-Messung mit anschliessender chemischer Trennung ist die Direktmessung von Duennschichtmesspraeparaten mittels Alpha-Spektrometrie eine wenig aufwendige Methode, die eine 'Freimessung' in kurzer Zeit ermoeglicht. Die Vervollkommnung dieser Methode, deren grundsaetzliche Eignung im BMFT-Projekt 02 S 7442 2 gezeigt wurde, erfordert eine neue Strategie der Probenpraeparation. Durch Verringerung der Teilchengroesse der Suspension und Verspruehung der Betonsuspension sollen gleichmaessigere, duennere (kleiner 5 mym) Messpraeparate erhalten werden. Zur besseren Auswertung der Spektren soll die rechnerische Ermittlung der Selbstadsorption mit der Spektrenauswertung verknuepft werden.
Das Projekt "Rückbau kerntechnischer Anlagen - Eindringen von Radionukliden in Betonoberflächen und Freisetzung eingedrungener Aktivität aus Bauschutt und Beton" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Karlsruhe (TH), Institut für Massivbau und Baustofftechnologie durchgeführt. Die Bauschutt- bzw. Gebäudemassen kerntechnischer Anlagen stellen den größten Anteil an Reststoffen dar, die bei Stilllegung und Rückbau anfallen. Noch nicht hinreichend untersucht ist dabei die Wechselwirkung zwischen den Radionukliden beim Eindringen in reale, im Kernkraftwerksbau übliche Betone - also der Kontaminationsprozess - sowie der spätere Austritt der Radionuklide aus Beton, wenn er als Bauschutt abgelagert oder rezykliert wird - also der Freisetzungsprozess. Eine genauere Kenntnis beider Prozesse ist aber sehr wichtig für die Rückbauplanung und das Reststoffmanagement bei kerntechnischen Anlagen. Innerhalb des Forschungsprojektes werden experimentelle Untersuchungen zum Eindringverhalten der Radionuklide unter Ermittlung ihrer Transportkenngrößen in Laborbetonen durchgeführt, die in ihrer Güte denen üblicher im Kernkraftwerksbau eingesetzter Betone entsprechen. Im Anschluss daran werden Freisetzungsexperimente mit den radionuklidkontaminierten Laborbetonen beim Angriff wässriger Medien vorgenommen. In einem weiteren Arbeitsschwerpunkt wurde überprüft, inwieweit durch eine Rezyklierung des kontaminierten Betons mit Auftrennung in die in der Betontechnologie üblicherweise verwendeten Korngruppen, eine Anreicherung der Nuklide in der Brechsandfraktion erreicht werden kann. Damit könnte mit einer rein mechanischen Aufbereitung des Betons bereits eine Freimessung einer Korngruppe erreicht werden.
Das Projekt "Teilvorhaben: Herstellung und Nutzung von Aktinidentargets" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Mainz, Institut für Kernchemie durchgeführt. Im Rahmen des hier vorgeschlagenen (Teil-)Projekts sollen effiziente Detektoren für den Nachweis der neutronen-induzierten Spaltung von Uran- und Plutoniumisotopen entwickelt werden. Dazu soll an der Johannes Gutenberg-Universität Mainz ein Nachwuchswissenschaftler isotopenreine dünne Schichten (Targets) mit U-235,238 bzw. Pu-239,242 herstellen, die ein zentrales Bauteil für schnelle Ionisationskammern (Spaltkammern) darstellen, wie sie am FZD aufgebaut und getestet werden sollen. U-235 soll zur Kalibrierung der Spaltkammern verwendet werden. Mit Pu-239 sollen Messungen zur Photodisintegration durchgeführt werden und an Pu-242 soll der neutroneninduzierte Spaltquerschnitt gemessen werden. Mit Targets aus Neodym soll zudem der Zerfall des Alpha-Emitters Nd-144 untersucht werden Zunächst sollen die Parameter für die effiziente elektrochemische Abscheidung von Neodym (Nd) auf einer Fläche von bis zu 40 qcm mit Massenbelegungen von 500 myg/qcm systematisch untersucht und optimiert werden. Erst wenn das Verfahren mit Nd als Modellelement ausgearbeitet worden und ein geeignetes Backingmaterial gefunden worden ist, sollen Uran- und Plutonium-Targets hergestellt werden. U-235 dient hier als Standardmaterial für die Kalibrierung der Spaltkammern. Die Abscheidung von U wird zuvor mit U-238 getestet. Wenn die Abscheidung von U sicher gelingt, sollen Pu-Targets hergestellt werden. Das Verfahren wird zunächst mit Pu-239 erprobt, bevor das wertvolle Pu-242 eingesetzt wird.
Das Projekt "Ueberwachung der Dosisbelastung in der Umgebung von kerntechnischen Anlagen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kraftwerk Union, Mülheim durchgeführt. Zur praezisen und schnellen Bestimmung der Dosisbelastung in der Umgebung von kerntechnischen Anlagen wurden a) die Methoden zur nuklidspezifischen Erfassung der ueber den Fortluftkamin abgegebenen radioaktiven Nuklide, insbesondere fuer Aerosole, weiterentwickelt und deren radiologische Bedeutung analysiert, b) die fuer die Umgebungsbelastung relevanten meteorologischen Daten bestimmt, c) Rechnerprogramme entwickelt, mit denen aufgrund der in a) und b) ermittelten Daten die Umgebungsbelastung zuverlaessig und betriebsorientiert berechnet werden kann.
Das Projekt "Altersbestimmung von Wasser mit atomoptischem Einzelatomnachweis 39Ar" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Heidelberg, Institut für Umweltphysik durchgeführt. Die Messung seltener Radioisotope ist ein wichtiges Werkzeug in vielen Gebieten der Erdund Umweltforschung. Zur Datierung in der Ozeanographie und Hydrologie sind die Edelgasisotope 39Ar, 81Kr und 85Kr aufgrund ihrer konservativen geochemischen Eigenschaften besonders geeignet. Der Nachweis der Edelgastracer erweist sich aber als sehr schwierig, was vor allem durch die Seltenheit der Isotope begründet ist (z.B.40Ar:39Ar = 1015:1). In jüngerer Zeit wurde eine neue Methode zur Messung von seltenen Kr-Isotopen demonstriert: Atom Trap Trace Analysis (ATTA). Das Grundprinzip von ATTA besteht im isotopenselektiven Einfang von Atomen durch Laserkühlung in einer magneto-optischen Falle (MOT), in der einzelne Atome durch das Fluoreszenzlicht nachgewiesen und gezählt werden können. Im Gegensatz zu der alternativen Beschleunigermassenspektrometrie (AMS), die große Beschleunigeranlagen einsetzt, sind MOTs tabletop Laborgeräte, die heute von vielen atomphysikalischen Arbeitsgruppen betrieben werden. Neben den bereits demonstrierten Anwendungen von ATTA zur Messung von 41Ca und 81Kr hat die Methode ein unabsehbares Potential in der allgemeinen Spuren-Isotopenanalytik. Insbesondere eröffnet die hier geplante Implementierung für das Isotop 39Ar das für die Altersdatierung von Wasser äußerst interessante Zeitfenster der letzten 1000 Jahre - eine typische Zeitskala von Grundwasser- und Meeresströmungen in der kein alternativer Tracer existiert. Durch Kombination von 39Ar Datierung mittels ATTA und Edelgastemperaturen aus Grundwasser wird eine präzise Temperaturrekonstruktion für diesen Zeitraum angestrebt.
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