Radiological characterization and elimination path definition of dismantled biological shielding parts of the DIORIT reactor by gamma spectrometry method

The research nuclear reactor DIORIT at Paul Scherrer Institut (PSI) was shut down in 1977. One of the last steps in decommissioning project was the dismantling of the biological shielding, which was sliced into several concrete parts. The obtained waste components were temporary stored for radioactive decay. The present work deals with the radiological characterization of five shielding parts of the reactor in order to establish their elimination path. This includes determination of the nuclide vector and specific activity values of the radionuclides present in the activated material. Two measurement methods were employed and compared: In-Situ gamma spectrometry on the entire shielding parts and In-Lab gamma spectrometry performed on material samples. Both techniques employed High Purity Germanium Detectors (HPGe). Preparation for the In-Situ measurements and the sampling procedure required the assessment of the surface dose rate distribution for each shielding part. The portable HPGe detector Canberra FALCON 5000 was employed for In-Situ spectrometry. The efficiency calibration was performed with the help of the In-Situ Object Counting System (ISOCS) software. More than twenty geometrical models of the objects under investigation were developed and used for the analysis of the spectra. For the In-Lab spectroscopy, the sampling positions were defined according to the dose rate measurements. The gamma spectrometry analysis was performed on the samples, using a stationary HPGe located in a laboratory at PSI. The results were compared with the ones obtained for the same samples in the reference radioanalytical laboratory. In the end a comparison is done between the two methods, pointing out the main advantages and issues of both. The last step is the determination of the Clearance Indexes for the shielding parts, complying with the constraints from the Swiss Radiation Protection Ordinance. Investigation of possible elim- ination path for this waste is currently ongoing. The results show that release of this material would be possible with the present legislation, after special permission from the authority. Since regulations will be changed from 2018, different possible solutions for the future are discussed.

Il reattore di ricerca DIORIT presso il Paul Scherrer Institut (PSI) fu spento nel 1977 e dal 1982 iniziò la fase di decommissioning. Uno degli ultimi passaggi dal lavoro di smantellamento fu la rimozione dello scudo biologico di cemento. Lo scudo fu tagliato in circa 90 blocchi di cemento, che vennero decontaminati e risposti in un deposito per il decadimento radioattivo. Tali oggetti avevano infatti subito attivazione neutronica, pertanto non potevano essere immediatamente smaltiti come rifiuti convenzionali. Oggi è verosimile pensare che alcuni di questi blocchi siano rilasciabili. Il lavoro descritto in questo documento riguarda proprio la caratterizzazione radiologica, più precisamente la determinazione dei radionuclidi contenuti e della loro attività, di cinque di questi componenti, con l’obiettivo di definire il loro possibile percorso di eliminazione. Per eseguire la caratterizzazione sono state utilizzate due diverse tecniche di spettrometria gamma, i cui risultati sono stati confrontati e commentati per metterne in evidenza i rispettivi vantaggi e per definire una procedura di misura per il rilascio di questo tipo di materiale. Il primo metodo utilizzato è la spettrometria gamma In-Situ, eseguita con il rivelatore portatile HPGe FALCON 5000 sull’intero oggetto di misura. Questo metodo permette di avere con relativa rapidità dei risultati sul comportamento generale della sorgente misurata. La calibrazione in efficienza è stata effettuata utilizzando il software In-Situ Object Counting System (ISOCS). Più di venti modelli geometrici degli oggetti misurati sono stati sviluppati e usati per l'analisi. L’altro metodo utilizzato è la spettrometria gamma In-Lab, che consiste nel campionamento dai blocchi di cemento e nell’analisi in laboratorio dei campioni ottenuti. Dopo aver attentamente scelto le posizioni di campionamento, i campioni sono stati analizzati in laboratorio con un HPGe. I risultati sono poi stati paragonati con quelli ottenuti sugli stessi campioni dal laboratorio di radioanalitica del PSI. Infine, la decisione circa la possibilità di smaltire i rifiuti radioattivi precedentemente citati è vincolata dal confronto con i requisiti legislativi imposti dall’ordinanza sulla radioprotezione emessa dal Consiglio Federale Svizzero. I risultati mostrano che il rilascio sarebbe possibile al momento con speciali permessi da parte dell'autorità. Dal momento che tale legge ha subito importanti cambiamenti più restrittivi che entreranno in vigore dal 1 gennaio 2018, diventa necessario pensare al confronto con la futura regolamentazione e predisporre un piano di eliminazione immediatamente operativo che tenga conto di entrambi i testi.