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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