Beteiligte Einrichtung:

Leibniz-Universität Hannover – Institut für Radioökologie und Strahlenschutz

Untersuchung der Strahlenschutz- und Entsorgungsfragen

• Einarbeiten in Software zu Strahlentransportrechnungen, Identifizieren der am besten geeigneten Codes.
• Strahlentransportrechnungen außerhalb des Targets und Wechselwirkung mit Strukturmaterialien.
• Abschätzung der zu erwartenden Aktivierungen und der daraus resultierenden Ortsdosisleistungen.

Aufbauend auf den Ergebnissen des Teilprojekts 2 sollen für die jeweils vorgeschlagenen Bedingungen iterativ Strahlentransportrechnungen durchgeführt werden, um die auftreten­den Ortsdosisleistungen während des Betriebs bestimmen zu können. Dies soll bei Vorliegen von Messungen zu den auftretenden Neutronenfeldern mehrfach validiert werden. Sollte MCNP hierfür nicht ausreichend sein, ist ein alternativer Code zu erproben.

Darüber hinaus soll auch eine Abschätzung der zu erwartenden Aktivierungen im Struktur­ma­te­rial berechnet werden. Dies ist sowohl beim kurzfristigen Abschalten der Anlage, wenn diese betreten werden muss, insbesondere aber auch für den Rückbau nach Beendi­gung des Betriebs von Bedeutung.

Schon in der Planungsphase soll, wenn möglich, durch Verwendung geeigneter Materialien die Menge später anfallender radioaktiver Abfälle minimiert werden. Ein besonderes Augen­merk wird auf die Erzeugung langlebiger Nuklide im Bulk der Materialien gelegt, die durch eine oberflächliche Dekontamination nicht beseitigt werden können und eine spätere Frei­gabe des Materials eventuell unmöglich machen.

In der Produktion von ⁹⁹Mo stellen Reaktor-basierte Systeme – allen voran die zuvor er­wähnte Spaltung aus hochangereicherten ²³⁵U-Targets – nach wie vor den Goldstandard dar, an denen sich Alternativmethoden werden messen lassenmüssen. Es gilt, die Vorteile der dezentra­lisierten Beschleuniger-basierten Produktion (mit dem potentiellen Nachteil des reduzierten Produktionsvolumens) mit den Vor- und Nachteilen der derzeitigen Produktions­situation abzuwägen. Ein wesentliches Erfolgskriterium für Molybdän-basierte Verfahren (natürliche Isotopen­zusammensetzung oder angereichertes ⁹⁸Mo) ist die Handhabung der großen Trägermen­ge von stabilem Mo, verglichen mit non-carrier-added ⁹⁹Mo aus der Kernspalt­ung.

Aus diesem Grund soll in diesem Teil des Projekts die Effizienz von neuen Produktionsmetho­den für ⁹⁹Mo mit etablierten, reaktorbasierten Systemen ver­glichen werden. Hierzu ist zunächst eine detaillierte Recherche und Auswertung der vorhandenen umfangreichen Literatur geplant. 

Konkret werden Produktionseffizienz und Strahlenschutzaspekte (Anfall von radioaktivem Abfall) bei der Prozessierung von Naturmolybdän sowie angereichertem ⁹⁸Mo untersucht und radiochemische Aspekte bei der Sorption großer Mengen stabilen Molybdäns in den Fokus gerückt.