Aktivitätsbestimmung an Abfallgebinden

- Probenahme, Abschirmberechnung, γ-Scanning -

Ein Vergleich der Methoden

W. Plank, TÜV Bau und Betrieb GmbH, D-80686 München, Unternehmensgruppe TÜV

Süddeutschland (Tel.: 089 / 5791-2330)

T. Bücherl, Institut für Radiochemie der Technischen Universität München,

D-85748 Garching (Tel.: 089 / 289-14328)

1 Einführung

2 Methoden zur Erfassung des Aktivitätsinventars von Transportbehältern

3 Vergleich der zerstörungsfreien Bestimmungsmethoden an einem 200-L-Faß mit

Bleiabschirmung und bekanntem Inhalt

4 Bestimmung des Aktivitätsinventars von MOSAIK-Behältern

5 Zusammenfassung

6 Literatur

7 Abbildungen

1 Einführung Für die Dokumentation des Abfallflusses gemäß BMU-Abfallkontroll-Richtlinie ist die Erfassung des

Aktivitätsinventars der anfallenden Gebinde erforderlich /1/. Die Konditionierung, der Transport sowie

die Zwischen- und Endlagerung von radioaktivem Abfall, wie beispielsweise Core-Bauteilen oder

Ionenaustauschern erfolgen in Gußbehältern, z. B. des Typs MOSAIK II. Abhängig von der Bauart

weisen diese Behälter unterschiedliche verfügbaren Volumina für den radioaktiven Abfall auf. Sie sind

mit verschiedenen Wanddicken (Guß), Deckelsystemen (Flüssigbefüllung, Unterwasserbeladung) und

Bleieinsätzen (Lining, 20 - 140 mm) für die Aktivitätsabschirmung ausgestattet. Die Methoden des γ-

Scanning und der Dosisleistungsmessung mit Abschirmberechnung sind für Behälter ohne

zusätzliche Bleiinnenabschirmung technisch etabliert. In der vorliegenden Arbeit wurden sie an drei

MOSAIK-Behältern mit 160 mm Wandstärke und 40 mm, 80 mm bzw. 140 mm Blei-Lining zur

Ermittlung des Aktivitätsinventars angewandt und systematisch verglichen. Somit fand erstmalig ein

direkter Vergleich der zerstörungsfreien Methoden (Dosisleistungsmessung mit Abschirmrechnung, γ-

Scanning) auf Basis einer Aktivitätsermittlung durch Probenahme statt.

2 Methoden zur Erfassung des Aktivitätsinventars von Transportbehältern

a) In der Regel werden vor oder bei der Konditionierung repräsentative Proben zur Bestimmung der

Radionuklidverteilung (Nuklidvektor) genommen und für die Ermittlung der α-, β- und γ-Nuklide

verwendet. Für die Bestimmung des Aktivitätsinventars eines Gebindes mit unbekanntem

Nuklidvektor ist der Behälter zu öffnen und eine Probe für eine umfassende radiochemische

Analyse zu entnehmen. Dies erfolgt in der Regel nur an Altabfällen.

Eine Probenahme an einem befüllten Gußbehälter ist schwierig und nur in Ausnahmefällen

möglich. Die Probenahme und anschließende zerstörende Analyse ist eine universell

einsetzbare Methode, die allerdings einen erheblichen Material- und Zeitaufwand erfordert.

b) Segmentiertes γ-Scanning stellt eine Möglichkeit dar, die Aktivität großvolumiger radioaktiver

Quellen zerstörungsfrei zu bestimmen /2/. Mit Hilfe eines externen kollimierten γ-Detektors wird

die vom Gebinde emittierte γ-Strahlung durch die kontinuierliche Rotation des Behälters um die

vertikale Drehachse und die Wiederholung der Messung in äquidistanten vertikalen Abständen

räumlich aufgelöst erfaßt (Abb. 1). Die Korrelation der registrierten nuklidspezifischen

Peakflächen mit der spezifischen Aktivität wird durch eine geeignete Transferfunktion

(Korrelationsfunktion) hergestellt. Abhängig von der Abschirmung des Behälters ermöglicht es

dieses Verfahren, mittel- und hochenergetische Radionuklide simultan und unabhängig von

einander zu erfassen. Ist eine Aussage über das Inventar nicht γ-emittierender Radionuklide,

beispielsweise von α-Strahlern, notwendig, so muß der Nuklidvektor des Abfalls bekannt sein.

c) Die Dosisleistungsmessung ist als weitere zerstörungsfreie Methode zur Bestimmung des

Aktivitätsinventars etabliert. Da die vom Gebinde emittierte γ-Strahlung integral registriert wird,

muß die Zusammensetzung (Material, Dichte, etc.) und der Nuklidvektor des Gebindes bekannt

sein. Mittels Abschirmberechnung kann die Aktivität des Gebindes aufgrund der registrierten

Dosisleistung rechnerisch bestimmt werden. In der vorliegenden Arbeit werden die

Abschirmberechnungen mit den Programmen MicroShield /3/ und ZYLIND /4/ durchgeführt.

3 Vergleich der zerstörungsfreien Bestimmungsmethoden an einem 200-L-Faß mit

Bleiabschirmung und bekanntem Aktivitätsinhalt

Das γ-Scanning und die Dosisleistungsmessungen wurden zunächst an einem mit 150 mm Blei

ausgekleideten 200-L-Faß mit bekanntem Inhalt erprobt /5/. Im Zentrum dieses Behälters befand sich

eine 1-L-Weithalsflasche aus PE mit vier Borsilikat-Absorberstab-Proben aus einem

Druckwasserreaktor. Das Aktivitätsinventar wurde durch zerstörende Analyse ermittelt /6/. Zu diesem

Zweck wurden die Absorberstab-Proben zerschnitten, in ihre Bestandteile Hüllrohr, Borsilikat-Glas

sowie Stützrohr getrennt und radiochemisch untersucht (Abb. 2). Somit stand für diesen Behälter die

Information über das gesamte Aktivitätsinventar und den Nuklidvektor der Absorberstäbe zur

Verfügung. Die Ergebnisse aller verwendeten Methoden sind in Tab. 1 aufgeführt.

Tab. 1: 60Co-Aktivitäten (16.07.96) für das 200-L-Faß mit Bleiabschirmung /5/

Methode 60Co-Aktivität (Bq)

zerstörende Analyse (4,7 ± 1,0) × 1010

γ-Scanning (2,6 ± 1,1) × 1010

ZYLIND 7,1 × 1010

MicroShield (Regel 1) 7,4 × 1010

MicroShield (Regel 2) 6,7 × 1010

Verglichen mit der durch die Probenahme bestimmten 60Co-Aktivität von 4,7 × 1010 Bq hatte die

Messung mittels γ-Scanning (2,6 × 1010 Bq 60Co, Tab. 1) eine Unterschätzung des γ-Gesamtinventars

zur Folge. Demgegenüber wurde durch die Abschirmberechnung das Aktivitätsinventar des 200-L-

Fasses leicht überschätzt. So ergab die Berechnung mittels des Programms ZYLIND auf Basis der

gemessenen Dosisleistung eine Aktivität von 7,1 × 1010 Bq 60Co.

Die Verwendung des Programms MicroShield ermöglicht die Eingabe eines Referenzmaterials zur

Bestimmung des Aufbaufaktors. Wird als Referenzmaterial das letzte Material zwischen Quelle und

Detektor gewählt (Regel 1 in /3/), so ergibt sich eine Aktivität von 7,4 × 1010 Bq 60Co, während bei

Verwendung des Materials mit dem größten Aufbau-Faktor (Regel 2 in /3/) die Aktivität 6,7 × 1010 Bq 60Co beträgt. Bei dieser speziellen Geometrie verursacht die Wahl des Referenzmaterials für die

MicroShield-Berechnung folglich nur geringe Änderungen des Ergebnisses.

4 Bestimmung des Aktivitätsinventars von MOSAIK-Behältern

In dem zweiten Teil des Meßprogramms wurden die Gußbehälter des Typs MOSAIK II mit 40 mm,

80 mm und 140 mm Bleiabschirmung mit Harzen und Corebauteilen untersucht (Abb. 3). Die Analyse

der Herleitung der Auswerteformel für das γ-Scanning fand unter besonderer Berücksichtigung der

Gebindegeometrie und der verwendeten Meßparameter statt. Die eingebrachten Näherungen und ihre

Auswirkungen auf das Ergebnis werden ausführlich bezüglich ihrer Eignung zur Inventarbestimmung

von MOSAIK II-Behältern diskutiert /5/.

Experimentell wurde zunächst ein geeigneter Kollimatordurchmesser und -öffnungswinkel für das γ-

Scanning an den Gußbehältern bestimmt. Durch die Verringerung des Kollimatordurchmessers von

40 mm auf 20 mm und der damit verbundenen Verkleinerung des Kollimatoröffnungswinkels von

11,42 ° auf 5,72 ° wurde die Totzeit auf einen Maximalwert von 10 % reduziert. Die mit diesem

Meßaufbau ermittelten Ergebnisse des γ-Scanning und der Dosisleistungsmessung mit

Abschirmberechnung sind in Tab. 2 aufgeführt. Für alle drei Behälter stehen die durch das γ-Scanning

und die Dosisleistungsmessung mit Abschirmberechnung mittels des Programms ZYLIND ermittelten

Aktivitätsinventare in guter Übereinstimmung.

Demgegenüber weisen die MicroShield-Berechnungen aufgrund der gemessenen Dosisleistung eine

hohe Abhängigkeit von den verwendeten Aufbau-Faktoren auf (Tab. 2). Insbesondere bei dem

MOSAIK-Behälter mit 140 mm Blei-Lining variieren die Ergebnisse um über eine Größenordnung. Für

die Wahl des geeigneten Referenzmaterials werden daher die folgenden behälterabhängigen

Entscheidungshilfen als geeignet angesehen: Für ein Blei-Innenabschirmung von 40 mm ist der

Behältermantel (Guß), für ein Blei-Lining von 80 mm oder 140 mm die Abschirmung (Blei) als

Referenzmaterial zu verwenden.

Tab. 2: Mittels Gamma-Scanning und Abschirmberechnungen ermittelte 60Co-Aktivität (01.01.96) der mit unterschiedlich starkem Blei-Lining ausgekleideten MOSAIK-Behälter /5/

Verfahren Aufbau- Faktor

Aktivität (Bq)

40 mm Blei-Lining 80 mm Blei-Lining 140 mm Blei-Lining

γ-Scanning --- (3,9 ± 1,3) × 1011 (1,7 ± 0,5) × 1013 (5,6 ± 1,9) × 1014

ZYLIND --- 3,6 × 1011 1,0 × 1013 7,7 × 1014

MicroShield Blei 7,1 × 1011 1,6 × 1013 3,3 × 1014

Guß 2,5 × 1011 5,2 × 1012 9,8 × 1013

Luft 1,8 × 1011 3,8 × 1012 7,3 × 1013

ohne 3,0 × 1011 8,1 × 1013 2,0 × 1015

5 Zusammenfassung

An großvolumigen Behältern (1,3 m3) mit unterschiedlich starkem Blei-Lining wurde ein Vergleich der

Methoden γ-Scanning und Abschirmberechnung zur Ermittlung des Aktivitätsinventars unter

Zuhilfenahme der Ergebnisse einer zerstörenden Probenahme durchgeführt und die Ergebnisse

systematisch verglichen. Zunächst wurden die zerstörungsfreien Verfahren γ-Scanning und

Dosisleistungsmessung mit Abschirmberechnung an einem mit 150 mm Blei-Lining ausgestattetem

200-L-Faß verifiziert, dessen Aktivitätsinventar durch eine zerstörende radiochemische Analyse

bestimmt wurde. Das segmentierte γ-Scanning führte innerhalb der Meßunsicherheit zu einer leichten

Unterschätzung, die Abschirmberechnung mittels der Programme ZYLIND und MicroShield zu einer

leichten Überschätzung der Aktivität des Gebindes.

Daraufhin erfolgte die Bestimmung des Aktivitätsinventars dreier Abfallgebinde des Typs MOSAIK II

mit 40 mm, 80 mm und 140 mm Blei-Lining. Die Anwendung der zerstörungsfreien Methoden führte

innerhalb der Meßunsicherheiten zu den gleichen Ergebnissen. Hierbei wurden für die MicroShield-

Berechnungen die ermittelten Entscheidungshilfen angewandt.

Auf Basis der durchgeführten Vergleiche stellen wir fest, daß die zerstörungsfreien Methoden unter

Beachtung der genannten Randbedingungen auch für Gebinde mit starker Bleiabschirmung eine gute

Methode der Ermittlung des Aktivitätsinventars darstellen. Bei bekannter Zusammensetzung der

Radionuklide (Nuklidvektor), weitgehend homogener Matrix und Aktivitätskonzentration ist die

Abschirmberechnung mittels gemessener Dosisleistung für die Bestimmung des Aktivitätsinventars

von MOSAIK II-Behältern geeignet. Liegen keine detaillierten Angaben vor, so ist das zeitlich und

apparativ aufwendigere segmentierte γ-Scanning vorzuziehen, da bei dieser Methode unter anderem

eine Aussage über den Aufbau-Faktor nicht notwendig ist. Die nuklidspezifischen

Aktivitätsverteilungen innerhalb des Gebindes werden dabei ebenfalls ermittelt.

6 Literatur /1/ BMU, Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung,

die nicht an eine Landessammelstelle abgeliefert werden vom 16. Januar 1989,

Bundesanzeiger Nr. 63 a vom16. Januar 1989 mit Ergänzungen vom 26. Juni 1989 im

Bundesanzeiger Nr. 124 vom 7. Juli 1989 und vom 14. Januar 1994 (Beschluß über

Geltungsdauer der Richtlinie)

/2/ P. Filß, Specific activity of large-volume sources determined by a collimated external gamma

detector, Kerntechnik 54 (1989) 198-201

/3/ MicroShield, Version 4, User’s Manual by C. A. Negin, G. Worku, Grove Engineering Inc.,

Rockville, Maryland, USA, 1992.

/4/ H. Geiser, H. Kühl, W. Weyer, ZYLIND, User manual WTI, Germany 1990, NEA 1251/01,

Computer Code Collection CCC 557

/5/ F. Baumgärtner, Aktivitätsbestimmung an Gußbehältern mit Bleiabschirmung, Bericht RCM-

BGT-ALL-1-12/96 Rev. 1.0, Institut für Radiochemie der Technische Universität München,

München 1997

/6/ F. Baumgärtner, Untersuchung von Absorberstab-Proben aus dem Kernkraftwerk

Grafenrheinfeld, Bericht RCM-BGT-KKG-5-10/97, Institut für Radiochemie der Technische

Universität München, München 1997

7 Abbildungen Abb. 1: γ-Scanning eines Gußbehälters in einem Kernkraftwerk; Photo Hr. Lierse (RCM)

Abb. 2: Zerschnittene Absorberstab-Probe aus äußerem Hüllrohr, Borsilikat-Glas und innerem

Stützrohr

Abb. 3: Schematischer Aufbau eines MOSAIK II-15 Behälters mit 140 mm Bleiabschirmung (Maße

in mm)

Abb. 1: γ-Scanning eines Gußbehälters in einem Kernkraftwerk

Abb. 2: Zerschnittene Absorberstab-Probe aus äußerem Hüllrohr, Borsilikat-Glas und innerem

Stützrohr

Abb. 3: Schematischer Aufbau eines MOSAIK II-15 Behälters mit 140 mm Bleiabschirmung (Maße

in mm)

Activity Determination on Waste Packages

- Sampling, Shielding Calculation and γ-Scanning-

A Comparison of the Methods

W. Plank, TÜV Bau und Betrieb GmbH, D-80686 München, Unternehmensgruppe TÜV

Süddeutschland (Tel.: 089 / 5791-2330)

T. Bücherl, Institut für Radiochemie der Technischen Universität München,

D-85748 Garching (Tel.: 089 / 289-14328)

1 Introduction

2 Methods for the assessment of the activity inventory of transport casks

3 Comparison of the results of non-destructive assay methods on a lead shielded 200 l barrel of

known activity inventory

4 Determination of the activity inventory of MOSAIK casks

5 Summary

6 Literature

7 Figure captions

1 Introduction

In Germany the determination of the activity inventory of radioactive waste casks is obligatory for the

documentation of waste streams /1/. For conditioning, transport, interim and final storage of

radioactive waste, e. g. activated components from the core area or ion exchange resigns, cast iron

casks like the MOSAIK II are used. They have different usable volumes according to their type of

construction. The casks are constructed with different wall thicknesses and equipped with different

lid-systems and lead inserts (20 mm - 140 mm) for shielding purposes. The methods of γ-scanning

and dose rate measurement combined with shielding calculation are technically established for casks

without additional lead inserts. In this work these techniques were applied for the determination of the

activity inventory of three different lead shielded MOSAIK casks. They are constructed with 160 mm

cast iron walls and lead inserts of 40 mm, 80 mm respectively 140 mm thickness. To check the non-

destructive assay results the activity inventory of a 200 l barrel was determined by sampling

radiochemical analysis as well. The results are systematically compared and discussed. Thus this

work presents the results of the first comparison of the non-destructive assay methods (γ-scanning,

dose rate and key nuclide measurement) with sapling and radiochemical analysis.

2 Methods for the assessment of the activity inventory of transport casks

a) As a rule representative samples are taken before or during the conditioning process to

determine the ratio and concentration of the relevant radionuclides. To find out the activity

inventory of a waste package of unknown radionuclide contents the cask has to be opened and a

sample for a complete destructive radiochemical analysis has to be taken. This procedure is

generally only applied for old waste packages.

To take a sample from an already filled waste package is difficult and only exceptionally

possible. Sampling and following destructive analysis is a universally usable method, but is

laborious and time consuming.

b) Segmented γ-scanning is one of the possibilities to determine the activity of radioactive sources

of large volumes non-destructively /2/. The γ-radiation emitted by the source is measured by a

collimated γ-detector during continuos rotation of the waste package around its vertical axis. The

measurement is repeated in equidistant vertical positions. By this the emitted γ-radiation is

measured with a high spatial resolution (Fig. 1). The correlation of the radionuclide count rates

with the activity concentration of waste is obtained with the help of a calibrated transfer function.

With this method it is possible to determine the γ-emitters with high and medium energy

simultaneously and independently. If non γ-emitting nuclides, e. g. α-emitters, have to be

certified their activity ratio has to be known.

c) Dose rate measurement is a further accepted method for the determination of the activity

inventory of waste packages. Since the emitted γ-radiation is registered integrally, the physical

composition (material, density, etc.) and the radionuclide ratio of the package have to be known.

By shielding calculation the activity of the waste package can be determined. In this work

shielding calculation is carried out using the programs MicroShield /3/ and ZYLIND /4/.

3 Comparison of the results of non-destructive assay methods on a lead shielded 200 l

barrel of known activity inventory

In a first step of this comparison γ-scanning and dose rate measurement were tested on a 200 l barrel

with 150 mm lead inserts containing a known activity inventory /5/. In the centre of the cask was a 1 L

flask. This was filled with four boronsilicate absorber elements from a pressurized water reactor. The

activity inventory of the absorber elements was determined by destructive chemical analysis /5/. For

this purpose the absorber elements were cut, separated in its components cladding tube,

boronsilicate absorber and support rod and analysed radiochemically (Fig. 2). Thus the activity

inventory and radionuclide concentration of the waste package were known. The results of all

methods tested are listed in table 1.

Tab. 1: 60Co-activity (16.07.96) for a 200 l barrel with lead insert /5/

method 60Co-activity (Bq)

destructive analysis (4,7 ± 1,0) × 1010

γ-scanning (2,6 ± 1,1) × 1010

ZYLIND 7,1 × 1010

MicroShield (rule 1) 7,4 × 1010

MicroShield (rule 2) 6,7 × 1010

By γ-scanning a lower value (2,6 × 1010 Bq 60Co) of the total 60Co-activity was obtained than by

sampling and radiochemical analysis (4,7 × 1010 Bq 60Co). In contrast to this the activity inventory of

the 200 l barrel was overestimated by the shielding calculations. On basis of the measured dose rate

7,1 × 1010 Bq 60Co were calculated with the program ZYLIND.

A reference material has to be selected for the calculation with the program MicroShield to account

for the buildup factor. An activity of 7,4 × 1010 Bq 60Co was derived when cast iron, the last material

between the activity source and detector was chosen as reference material (rule 1 in /3/). Whereas

6,7 × 1010 Bq 60Co was determined when lead, the material with the highest buildup factor (rule 2 in

/3/) was taken as reference material. For this special geometry only minor variations of the

determined activity inventory were observed when the different calculation methods were used.

4 Determination of the activity inventory of MOSAIK casks

In the second part of the measuring program the MOSAIK II cast iron casks with 40 mm, 80 mm

respectively 140 mm lead inserts were examined (Fig. 3). They were filled with ion exchange resigns

and activated components from the core area. The analysis of the derivation of the inventory-

calculation formulas for γ-scanning was carried out under special consideration of the casks

geometries and instrumental set-up. The applied approximations and their effects on the results are

discussed in detail with regard to their suitability for the determination of the activity inventory of

MOSAIK casks /5/.

Tab. 2 60Co-activity (01.01.96) determined by γ-scanning and dose rate measurement of the

MOSAIK-casks with different lead inserts /5/

method builtup factor

activity (Bq)

40 mm lead insert 80 mm lead insert 140 mm lead insert

γ-scanning --- (3,9 ± 1,3) × 1011 (1,7 ± 0,5) × 1013 (5,6 ± 1,9) × 1014

ZYLIND --- 3,6 × 1011 1,0 × 1013 7,7 × 1014

MicroShield lead 7,1 × 1011 1,6 × 1013 3,3 × 1014

cast iron 2,5 × 1011 5,2 × 1012 9,8 × 1013

air 1,8 × 1011 3,8 × 1012 7,3 × 1013

none 3,0 × 1011 8,1 × 1013 2,0 × 1015

At first the suitable collimator diameter and opening angle for the segmented γ-scanning was

determined. The diameter of the collimator was reduced from 40 mm to 20 mm and the opening angle

from 11,42° to 5,72° respectively. This reduced the dead time to a maximum of 10 %. The results

which were obtained with this experimental segmented γ-scanning set-up and by dose rate

measurement and shielding calculations are shown in table 2. The activity inventories calculated with

γ-scanning and dose rate measurement with successive shielding calculation using the program

ZYLIND are in good accordance for the tree casks (Tab. 2).

In contrast to this the results of the dose rate measurement and MicroShield calculations depend

strongly on the buildup factor applied (Tab. 2). Especially the results of the activity calculations of the

cask with 140 mm lead vary by one order of magnitude. To decide which reference material has to be

chosen the cask geometry has to be taken into account. The following guide rules were identified to

be adequate: For lead inserts of 40 mm the casks wall material (cast iron), for 80 mm and 140 mm

the shielding material (lead) has to be selected.

5 Summary

The activity inventory of waste packages was determined non-destructively. By γ-scanning and dose

rate measurement combined with shielding calculation the activity of waste packages was

determined. Waste casks with large volumes (1,3 m3) and different lead inserts were used for the

examination. The results obtained were compared. In the first step the non-destructive methods γ-

scanning and dose rate measurement combined with shielding calculation were tested on a 200 l

barrel clad with a 150 mm lead insert. The activity inventory of this waste package was known by

radiochemical analysis. The segmented γ-scanning resulted in a lower value of the calculated activity

which still was within the measuring uncertainties. A higher value of the activity of the waste package

was derived by dose rate measurement and shielding calculation with the programs ZYLIND and

MicroShield.

In the second part of the comparison the activity inventory of three waste packages of the type

MOSAIK II with 40 mm, 80 mm and 140 mm lead insert was determined. The application of the non-

destructive methods showed within the measuring uncertainties the same results. For the

MicroShield calculations the guide rules assessed in the course of this work were applied.

On basis of the comparison of the tested methods we conclude: Using the non-destructive methods

to determine the activity inventory of shielded casks is adequate as long as the boundary conditions

are taken properly into consideration. With a known ratio of the radionuclides, homogenous physical

composition and activity concentration activity determination by dose rate measurement and shielding

calculation is suitable for the determination of the activity inventory of MOSAIK II casks. If no detailed

information on the prementioned parameters is available the time consuming and instrumentally

sophisticated segmented γ-scanning has to be preferred. This is due to the fact that segmented γ-

scanning needs no information about the buildup factor. The activity concentration of each

radionuclide in the waste package is determined by segmented γ-scanning as well.

6 Literature

/1/ BMU, Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung,

die nicht an eine Landessammelstelle abgeliefert werden vom 16. Januar 1989,

Bundesanzeiger Nr. 63 a vom16. Januar 1989 mit Ergänzungen vom 26. Juni 1989 im

Bundesanzeiger Nr. 124 vom 7. Juli 1989 und vom 14. Januar 1994 (Beschluß über

Geltungsdauer der Richtlinie)

/2/ P. Filß, Specific activity of large-volume sources determined by a collimated external gamma

detector, Kerntechnik 54 (1989) 198-201

/3/ MicroShield, Version 4, User’s Manual by C. A. Negin, G. Worku, Grove Engineering Inc.,

Rockville, Maryland, USA, 1992.

/4/ H. Geiser, H. Kühl, W. Weyer, ZYLIND, User manual WTI, Germany 1990, NEA 1251/01,

Computer Code Collection CCC 557

/5/ F. Baumgärtner, Aktivitätsbestimmung an Gußbehältern mit Bleiabschirmung, Bericht RCM-

BGT-ALL-1-12/96 Rev. 1.0, Institut für Radiochemie der Technische Universität München,

München 1997

/6/ F. Baumgärtner, Untersuchung von Absorberstab-Proben, Bericht RCM-BGT-KKG-5-10/97,

Institut für Radiochemie der Technische Universität München, München 1997

7 Figure captions

Fig. 1: γ-scanning in a nuclear power plant; Picture by Mr. Lierse (RCM).

Fig. 2: Cut absorber elements: Cladding tube, boronsilicate glass and support rod

Fig. 3: Schematic design of a MOSAIK II-15 cask with 140 mm lead insert

Fig. 1: γ-scanning in a nuclear power plant

Fig. 2: Cut absorber elements: Cladding tube, boronsilicate glass and support rod

Fig. 3: Schematic design of a MOSAIK II-15 cask with 140 mm lead insert