ISO 12807:2018
(Main)Safe transport of radioactive materials — Leakage testing on packages
Safe transport of radioactive materials — Leakage testing on packages
This document specifies gas leakage test criteria and test methods for demonstrating that packages used to transport radioactive materials comply with the package containment requirements defined in the International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material for: — design verification; — fabrication verification; — preshipment verification; — periodic verification; — maintenance verification. This document describes a method for relating permissible activity release of the radioactive contents carried within a containment system to equivalent gas leakage rates under specified test conditions. This approach is called gas leakage test methodology. However, in this document it is recognized that other methodologies might be acceptable, provided that they demonstrate that any release of the radioactive contents will not exceed the regulatory requirements, and subject to agreement with the competent authority. This document provides both overall and detailed guidance on the complex relationships between an equivalent gas leakage test and a permissible activity release rate. Whereas the overall guidance is universally agreed upon, the use of the detailed guidance shall be agreed upon with the competent authority during the Type B(U), Type B(M) or Type C packages certification process. It should be noted that, for a given package, demonstration of compliance is not limited to a single methodology. While this document does not require particular gas leakage test procedures, it does present minimum requirements for any test that is to be used. It is the responsibility of the package designer or consignor to estimate or determine the maximum permissible release rate of radioactivity to the environment and to select appropriate leakage test procedures that have adequate sensitivity. This document pertains specifically to Type B(U), Type B(M) or Type C packages for which the regulatory containment requirements are specified explicitly.
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle de l'étanchéité des colis
Le présent document donne les critères applicables aux essais d'étanchéité au gaz et les méthodes de contrôle permettant de vérifier que les colis utilisés pour transporter les matières radioactives sont conformes aux exigences pour le confinement définies dans le Règlement de transport des matières radioactives de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), du point de vue des: — contrôles à la conception; — contrôles en cours de fabrication; — contrôles avant expédition; — contrôles périodiques; — contrôles de maintenance. Le présent document décrit une méthodologie qui permet d'établir une relation entre le relâchement d'activité admissible du contenu radioactif transporté dans une enveloppe de confinement et les flux de fuite équivalents d'un gaz, dans des conditions d'essai données. II s'agit de la méthodologie de contrôle d'étanchéité au gaz. Cependant, le présent document admet que d'autres méthodologies puissent être suivies, avec l'accord de l'autorité compétente, à condition qu'elles démontrent que toute perte de contenu radioactif n'excédera pas les exigences réglementaires. Le présent document fournit des lignes directrices à la fois générales et détaillées sur les relations complexes entre un essai de flux de fuite équivalent et le taux admissible de relâchement d'activité. Étant donné que les lignes directrices générales sont reconnues universellement, l'utilisation des lignes directrices détaillées doit faire l'objet d'un accord avec l'autorité compétente lors de la certification des colis de type B(U), B(M) ou C. II convient de noter que la démonstration de la conformité d'un colis donné n'est pas limitée à la mise en œuvre d'une seule méthodologie. Bien que le présent document n'impose pas de méthode spécifique d'essai d'étanchéité au gaz, il indique des exigences minimales pour toute méthode susceptible d'être utilisée. II incombe au concepteur, ou à l'expéditeur du colis, d'estimer ou de déterminer, le taux de relâchement maximal admissible de matière radioactive dans l'environnement et de choisir des procédures d'essai d'étanchéité appropriées qui présentent la sensibilité requise. Le présent document s'applique tout particulièrement aux colis de type B(U), B(M) ou C pour lesquels les exigences réglementaires pour le confinement sont spécifiées explicitement.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 12807
Second edition
2018-09
Safe transport of radioactive
materials — Leakage testing on
packages
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle de
l'étanchéité des colis
Reference number
©
ISO 2018
© ISO 2018
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Published in Switzerland
ii © ISO 2018 – All rights reserved
Contents Page
Foreword .v
Introduction .vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Symbols and units . 4
5 Regulatory requirements . 7
5.1 Relevant regulations. 7
5.2 Regulatory containment requirements . 7
6 Procedure for meeting the requirements of this document . 7
6.1 General . 7
6.2 Quality management system . 8
6.3 Procedure . 8
6.3.1 General. 8
6.3.2 Determination of permissible activity release rates . 9
6.3.3 Determination of standardized leakage rates.10
6.3.4 Determination of permissible test leakage rates for each verification stage .10
6.3.5 Selection of appropriate test methods .10
6.3.6 Performance of test and record of results . .10
7 Determination of permissible activity release rates .10
7.1 Step 1: List the radioactive contents, A .
i 10
7.2 Step 2: Determine the total releasable activity, RI .
T 10
7.3 Step 3: Determine the maximum permissible activity release rates, R . 11
8 Determination of standardized leakage rates .11
8.1 General .11
8.2 Step 4: Determine the activity release rate due to permeation, RP . 12
8.3 Step 5: Determine the maximum permissible activity release rate due to leakage, RG . 12
8.4 Step 6: Determine the activity per unit volume of the containment system medium, C . 12
8.5 Step 7: Determine the maximum permissible volumetric leakage rate of the medium, L . 12
8.6 Step 8: Determine the maximum permissible equivalent capillary leak diameter, D . 12
8.7 Step 9: Determine the permissible standardized leakage rate, Q .
SLR 13
9 Containment-system verification requirements .13
9.1 Containment-system verification stages .13
9.1.1 General.13
9.1.2 Design verification .14
9.1.3 Fabrication verification .14
9.1.4 Preshipment verification .14
9.1.5 Periodic verification .15
9.1.6 Maintenance verification .15
9.2 Verification requirements .15
9.2.1 General.15
9.2.2 Step 10: Determine permissible test leakage rate for each verification
stage, Q , Q , Q Q Q and Q .
TDA TDN TF, TS, TP TM 15
9.2.3 Step 11: Select appropriate test methods .15
10 Leakage test procedure requirements .16
10.1 General .16
10.2 Step 12: Perform tests and record results .16
10.3 Test sensitivity .16
10.4 Test procedure requirements .16
10.4.1 General.16
10.4.2 Testing .16
Annex A (informative) Preferred leakage test methods .17
Annex B (informative) Methods of calculation.31
Annex C (informative) Conversion tables .36
Annex D (informative) Worked examples .37
Annex E (informative) Rationale .72
Bibliography .85
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Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the
different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www .iso .org/directives).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or
on the ISO list of patent declarations received (see www .iso .org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the
World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following
URL: www .iso .org/iso/foreword .html.
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear installations, processes and technologies.
This second edition cancels and replaces the first edition (ISO 12807:1996), which has been technically
revised.
In this document, the word “shall” denotes a requirement; the word “should” denotes a recommendation;
and the word “may” denotes permission, neither a requirement nor a recommendation. Imperative
statements also denote requirements. To conform with this document, all operations shall be performed
in accordance with its requirements, but not necessarily with its recommendations.
The words “can”, “could” and “might” denote possibility rather than permission.
The word “will” denotes that an event is certain to occur rather than a requirement.
Introduction
The International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive
Material specify permitted release of radioactivity under normal and accident conditions of transport,
in terms of activity per unit of time, for Type B(U), Type B(M) and Type C packages used to transport
radioactive materials. Generally, it is not practical to measure activity release directly. The usual
method used is to relate activity release to non-radioactive fluid leakage, for which several leakages test
procedures are available. The appropriate procedure will depend on its sensitivity and its application
to a specific package.
The regulations specify permissible activity release for normal and accident conditions of transport.
These activity release limits can be expressed in maximum permissible activity release rates for the
radioactive material carried within a containment system.
In general, it is not feasible to demonstrate that the activity release limits are not exceeded by direct
measurement of activity release. In practice, the most common method to prove that a containment
system provides adequate containment is to carry out an equivalent gas leakage rate test.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 12807:2018(E)
Safe transport of radioactive materials — Leakage testing
on packages
1 Scope
This document specifies gas leakage test criteria and test methods for demonstrating that packages
used to transport radioactive materials comply with the package containment requirements defined
in the International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive
Material for:
— design verification;
— fabrication verification;
— preshipment verification;
— periodic verification;
— maintenance verification.
This document describes a method for relating permissible activity release of the radioactive contents
carried within a containment system to equivalent gas leakage rates under specified test conditions.
This approach is called gas leakage test methodology. However, in this document it is recognized that
other methodologies might be acceptable, provided that they demonstrate that any release of the
radioactive contents will not exceed the regulatory requirements, and subject to agreement with the
competent authority.
This document provides both overall and detailed guidance on the complex relationships between an
equivalent gas leakage test and a permissible activity release rate. Whereas the overall guidance is
universally agreed upon, the use of the detailed guidance shall be agreed upon with the competent
authority during the Type B(U), Type B(M) or Type C packages certification process.
It should be noted that, for a given package, demonstration of compliance is not limited to a single
methodology.
While this document does not require particular gas leakage test procedures, it does present minimum
requirements for any test that is to be used. It is the responsibility of the package designer or consignor
to estimate or determine the maximum permissible release rate of radioactivity to the environment
and to select appropriate leakage test procedures that have adequate sensitivity.
This document pertains specifically to Type B(U), Type B(M) or Type C packages for which the
regulatory containment requirements are specified explicitly.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
International Atomic Energy Agency (IAEA). Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in the International Atomic Energy
Agency (IAEA), Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material and the following apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https: //www .iso .org/obp
— IEC Electropedia: available at https: //www .electropedia .org/
3.1
activity release rate
loss of radioactive contents per unit time through leaks or permeable walls of a containment system
3.2
blockage mechanism
mechanism by which radioactive material might be retained within a containment system due to
blockage of potential leakage paths by solid or liquid material
3.3
competent authority
any national or international authority designated or recognized as such for any purpose in connection
with the International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive
Material and other applicable regulations
3.4
containment system
assembly of components of the packaging intended to retain the radioactive material during transport
3.5
gas leakage test methodology
method of specifying a gas leakage test which relates permissible activity release rates of the radioactive
contents carried within a containment system to equivalent gas leakage rates under specified test
conditions
3.6
leak
any unwanted opening or openings through a containment system that could permit the escape of the
contents
3.7
leakage
transfer of a material from the containment system to the environment through a leak or leaks
Note 1 to entry: See also permeation (3.14).
3.8
leakage rate
quantity of solid particles, liquids or gases passing through leaks per unit time
Note 1 to entry: The term leakage rate can refer to the radioactive material (gas, liquid, solid or any mixture of
these) or to the test fluid.
Note 2 to entry: The dimensions of the rate of solid leakage are mass divided by time. The dimensions of the
rate of liquid leakage can be mass divided by time or volume divided by time. The dimensions of the rate of gas
leakage are the product of pressure and volume (this is a mass-like unit) divided by time at a known temperature.
3.9
leaktight
general term indicating that a containment system meets the required level of containment for
particular contents
Note 1 to entry: See Clause 8 in Annex E.
2 © ISO 2018 – All rights reserved
3.10
medium
any fluid, which might or might not be radioactive itself, which could carry radioactive material through
a leak or leaks
3.11
molecular flow
flow of gas through a leak under conditions such that the mean free path is greater that the largest
dimension of a transverse section of the leak
Note 1 to entry: The rate of molecular flow depends on the partial pressure gradient.
3.12
package
packaging together with its radioactive contents as presented for transport
3.13
packaging
assembly of components necessary to enclose the radioactive contents completely
3.14
permeation
passage of a fluid through a solid permeable barrier (even if there are no leaks) by adsorption-diffusion-
desorption mechanisms
Note 1 to entry: Permeation should not be considered as a release of activity unless the fluid itself is radioactive.
In this document, permeation is applied only to gases.
3.15
permeation rate
quantity of gases passing through permeable walls per unit time
Note 1 to entry: The permeation rate depends on the partial pressure gradient.
3.16
qualitative
refers to leakage test procedures which detect the presence of a leak but do not measure leakage rate or
total leakage
3.17
quantitative
leakage test procedures which measure total leakage rate(s) from a containment system or from
parts of it
3.18 Sensitivity
3.18.1
sensitivity of a leakage detector
minimum usable response of the detector to tracer fluid leakage, that is, the leakage rate that will
produce a repeatable change in the detector reading
3.18.2
sensitivity of a leakage test procedure
minimum detectable leakage rate that the test procedure is capable of detecting
3.19
standardized leakage rate
SLR
leakage rate, evaluated under known conditions, normalized to the flow of dry air at reference conditions
of upstream pressure 1,013 × 10 Pa, downstream pressure 0,0 Pa and temperature of 298 K (25 °C)
3 −1
Note 1 to entry: The units for standardized leakage rate are written as Pa·m ·s SLR.
3.20
standardized helium leakage rate
SHeLR
helium leakage rate, evaluated under known conditions, normalized to the flow of dry helium at
reference conditions of upstream pressure 1,013 × 10 Pa, downstream pressure 0,0 Pa and temperature
of 298 K (25 °C)
3 −1
Note 1 to entry: The units for standardized helium leakage rate are written as Pa·m ·s (SHeLR).
3.21
test gas or tracer gas
gas that is used to detect leakage or measure leakage rates
3.22
viscous flow
continuous flow of gas through a leak under conditions such that the mean free path is very small in
comparison with the smallest dimension of a transverse section of the leak
Note 1 to entry: This flow may be either laminar or turbulent. Viscous flow depends upon total pressure gradient.
4 Symbols and units
The following symbols and units are used in this document.
Symbol Definition Unit
A Activity of radionuclide i Bq
i
A Quantity (activity) of radioactive material, other than special-form radioac- Bq
tive material, as defined in the applicable documents listed in the Interna-
tional Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of
Radioactive Material
A A value of radionuclide i Bq
2i 2
a Capillary length/leakage hole length m
−3
C Average activity per unit volume; the symbol is used to simplify Figure 1 and Bq·m
represents the use of either C or C
A N
−3
C Average activity per unit volume of the medium that could escape from the Bq·m
A
containment system under accident conditions of transport
−3
C Average activity per unit volume of the medium that could escape from the Bq·m
N
containment system under normal conditions of transport
D Capillary diameter/leakage hole diameter m
D Maximum permissible diameter; the symbol is used to simplify Figure 1 and m
represents the use of either D or D
A N
D Maximum permissible equivalent capillary leak diameter under accident m
A
conditions of transport
D Bubble diameter m
B
D Maximum permissible equivalent capillary leak diameter under normal m
N
conditions of transport
FC Release fraction of radionuclide i from the radioactive contents into the con- —
iA
tainment system under accident conditions of transport
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Symbol Definition Unit
FC Release fraction of radionuclide i from the radioactive contents into the con- —
iN
tainment system under normal conditions of transport
FE Fraction of radionuclide i which is available for release from the containment —
iA
system into the environment under accident conditions of transport
FE Fraction of radionuclide i which is available for release from the containment —
iN
system into the environment under normal conditions of transport
−2
g Acceleration due to gravity g = 9,81 m·s
−1 −2
g Constant g = 1 kg m N ·s
0 0
H Test duration s
h Liquid height m
3 −1
L Volumetric leakage rate m ·s
3 −1
L Maximum permissible volumetric leakage rate; the symbol is used to m ·s
simplify Figure 1 and represents the use of either L or L
A N
3 −1
L Maximum permissible volumetric leakage rate of the medium at pressure p , m ·s
A A
under accident conditions of transport
3 −1
L Maximum permissible volumetric leakage rate of the medium at pressure p , m ·s
N N
under normal conditions of transport
−1
M Relative molecular mass kg·mol
−1
M Relative molecular mass of component i kg·mol
i
−1
M Relative molecular mass of mixture kg·mol
mix
p Containment system pressure under accident conditions of transport Pa
A
p Containment system pressure under normal conditions of transport Pa
N
p Downstream pressure Pa
d
p Partial pressure of one component i of gas mixture Pa
i
p Total pressure of gas mixture Pa
mix
p Reference pressure p = 1,013 × 10 Pa
s s
p Partial pressure of tracer gas Pa
t
p Upstream pressure Pa
u
p Gas pressure at start of test Pa
p Gas pressure at end of test Pa
3 −1
Q Leakage rate Pa·m ·s
3 −1
Q Standardized leakage rate; the symbol is used to simplify Figure 1 and Pa·m ·s
SLR
represents the use of either Q or Q
A(SLR) N(SLR)
3 −1
Q The permissible leakage rate of the medium under accident conditions of Pa·m ·s
A
transport and is calculated from L
A
3 −1
Q The permissible standardized leakage rate (SLR) under accident conditions Pa·m ·s
A(SLR)
of transport
3 −1
Q Leakage rate for molecular flow Pa·m ·s
m
3 −1
Q Leakage rate for gas mixture Pa·m ·s
mix
3 −1
Q The permissible leakage rate of the medium under normal conditions of Pa·m ·s
N
transport and is calculated from L
N
3 −1
Q The permissible standardized leakage rate (SLR) under normal conditions of Pa·m ·s
N(SLR)
transport
3 −1
Q Permeation rate Pa·m ·s
p
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer or test gas that is related to Pa·m ·s
TDA
accident conditions of transport at the design verification stage and is deter-
mined from Q
A(SLR)
Symbol Definition Unit
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer or test gas that is related to Pa·m ·s
TDN
normal conditions of transport at the design verification stage and is deter-
mined from Q
N(SLR)
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer gas at the fabrication verifica- Pa·m ·s
TF
tion stage
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer gas at the maintenance verifi- Pa·m ·s
TM
cation stage
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer gas at the periodic Pa·m ·s
TP
verification stage
3 −1
Q The permissible test leakage rate of the tracer gas at the preshipment Pa·m ·s
TS
vérification stage
3 −1
Q Leakage rate for viscous flow Pa·m ·s
v
−1 −1
R Universal gas constant R = 8,31 J mol K
−1
R Maximum permissible activity release rate; the symbol is used to simplify Bq·s
Figure 1 and represents the use of either R or R
A N
−1
R Maximum permissible activity release rate of the contents under accident Bq·s
A
conditions of transport
−1
R Maximum permissible activity release rate of the contents under normal Bq·s
N
conditions of transport
−1
RG Maximum permissible activity release rate of the gas contents; the symbol is Bq·s
used to simplify Figure 1 and represents the use of either RG or RG
A N
−1
RG Maximum permissible activity release rate of the gas contents under acci- Bq·s
A
dent conditions of transport after allowing for permeation
−1
RG Maximum permissible activity release rate of the gas contents under normal Bq·s
N
conditions of transport after allowing for permeation
RI Releasable activity of radionuclide i under accident conditions of transport Bq
iA
RI Releasable activity of radionuclide i under normal conditions of transport Bq
iN
RI Total releasable activity for all radionuclides; the symbol is used to simplify Bq
T
Figure 1 and represents the use of either RI or RI
TA TN
RI Total releasable activity for all radionuclides under accident conditions of Bq
TA
transport
RI Total releasable activity for all radionuclides under normal conditions of Bq
TN
transport
−1
RP Activity release rate due to permeation; the symbol is used to simplify Bq·s
Figure 1 and represents the use of either RP or RP
A N
−1
RP Activity release rate due to permeation under accident conditions of transport Bq·s
A
−1
RP Activity release rate due to permeation under normal conditions of transport Bq·s
N
3 −1
S Leakage rate sensitivity Pa·m ·s
3 −1
SHeLR Standardized helium leakage rate Pa·m ·s SHeLR
3 −1
SLR Standardized leakage rate Pa·m ·s SLR
T Fluid absolute temperature K
T Reference temperature T = 298 K
0 0
T Gas temperature at start of test K
T Gas temperature at end of test K
−1
u Velocity m·s
V Gas volume m
V Volume of medium under accident conditions of transport m
A
V Volume of medium under normal conditions of transport m
N
μ Dynamic viscosity of fluid Pa·s
6 © ISO 2018 – All rights reserved
Symbol Definition Unit
μ Viscosity of component i Pa·s
i
μ Viscosity of mixture Pa·s
mix
−1
v Bubble-generation rate s
−3
ρ Density kg m
−3
ρ Gas density kg m
g
−3
ρ Liquid density kg m
l
−1
σ Liquid surface tension N m
5 Regulatory requirements
5.1 Relevant regulations
See 5.1 in Annex E for further information on relevant regulations.
5.2 Regulatory containment requirements
See 5.2 in Annex E for further information on the Type B(U), Type B(M) or Type C packages containment
requirements.
6 Procedure for meeting the requirements of this document
6.1 General
Compliance with package containment requirements may be demonstrated either by measurement
of the radioactive-contents release rate or by other methods. This document shows how the package
containment requirements can be demonstrated by an equivalent gas leakage test. All measured test
leakage rates shall be correlated to the potential release of the contained material by performance
of tests on prototypes or models, reference to previous demonstrations, calculations or reasoned
arguments.
This document is based on the following premises.
a) The radioactive material which could be released from the package could be in any one or any
combination of the following forms:
— liquid;
— gas;
— solid;
— liquids with solids in suspension;
— particulate solids in a gas (aerosols).
The maximum permissible activity release rate can be expressed in terms of a maximum
permissible leak diameter when the physical form and properties of the radioactive contents are
taken into account.
b) The assumption of steady-state condition is an appropriate approximation.
c) Gas leakage test procedure can be used to measure gas flow rates. These rates can be related
mathematically to the diameter of a single straight capillary which in most cases is considered to
conservatively represent a leak or leaks.
d) Gas leakage test procedures can be used to demonstrate compliance with regulatory containment
requirements when the diameter of the single straight capillary associated with the leakage test
from 6.1 c) is equal to or smaller than the maximum permissible leak diameter from 6.1 a).
For activity release, or retention considerations, according to this document, the phenomena of viscous
flow, molecular flow, permeation and blockage should be considered.
6.2 Quality management system
A management system, based on international, national or other standards, shall be established
and implemented. To ensure the consistent quality of the activities described in this document, the
implementation of ISO 9001:2015 is advised.
See 6.2 in Annex E for further information on the regulatory requirements on the management system.
6.3 Procedure
6.3.1 General
Using the flow chart in Figure 1 as a guide, the procedure below shall be used. The text within each box
in the flow chart indicates the result of the particular step.
Steps 1 to 8 in Figure 1 pertain to containment of the radioactive contents, while Steps 10 to 12 pertain
to leakage of a test gas. Step 9 is a reference step which links containment of the radioactive contents to
the leakage of a test gas.
Because the releasable radioactive material might be in the form of gas, liquid or solid, or a combination
of these, it is necessary to follow the appropriate part of the procedure below, as applicable to the form
of the radioactive material, to obtain the permissible standardized leakage rates.
Figure 1 has been prepared for the general case. In some cases, it is not necessary to complete all the
steps, for example, in the case of a single radionuclide in liquid form. In other cases, such as a mixture
of radioactive materials that are in different forms, it might be necessary to repeat some steps in a
reiterative fashion. However, for any of these cases it will be necessary to complete the appropriate
steps in Figure 1 for both normal and accident conditions of transport.
8 © ISO 2018 – All rights reserved
Figure 1 — Flow chart for gas leakage test methodology
6.3.2 Determination of permissible activity release rates
The inventory of the releasable radioactive contents shall be identified and the releasable contents shall
be compared to the regulatory containment requirements. See Steps 1 to 3 in Figure 1 and Clause 7.
6.3.3 Determination of standardized leakage rates
The permissible activity release rates shall be converted to equivalent standardized leakage rates.
See Steps 4 to 9 in Figure 1 and Clause 8.
6.3.4 Determination of permissible test leakage rates for each verification stage
The appropriate gas leakage rates shall be determined for the design, fabrication, preshipment, periodic
and maintenance verification stages. See Step 10 in Figure 1 and 9.2.
6.3.5 Selection of appropriate test methods
The appropriate gas leakage test methods shall be selected for the design, fabrication, preshipment,
periodic and maintenance verification stages. See Step 11 in Figure 1 and 9.2.
6.3.6 Performance of test and record of results
The required tests shall be performed and the results shall be recorded. See Step 12 in Figure 1 and
Clause 10.
7 Determination of permissible activity release rates
Permissible activity release rates shall be determined by following Steps 1 to 3 for both normal and
accident conditions of transport.
7.1 Step 1: List the radioactive contents, A
i
This gives an inventory of the radioactive contents and includes the activity and physical characteristics
for each radionuclide. It could be necessary to consider the contents as separate phases, i.e. liquids, gases
and solids. Aerosols can be considered as gases. Fine particles in solution can be considered as a liquid.
When it is impractical to determine actual radioactive contents, the bounding radioactive contents
shall be estimated by the user and shall be acceptable to the competent authority.
7.2 Step 2: Determine the total releasable activity, RI
T
In some cases, the radioactive contents might be contained by more than one container in the
containment system. An irradiated fuel rod assembly in a transport packaging is an example of this
situation. Then, for either normal or accident conditions of transport, only a fraction of the radioactive
contents might be released from the innermost container into the containment system FC , FC and,
iN iA
of this fraction, only another fraction may be available for release from the containment system to
the environment, FE , FE . The numerical value of any release fraction will depend on the specific
iN iA
radionuclide and, if the radioactive contents consist of a mixture of radionuclides, many release fraction
values could result. Also, release fraction values for normal conditions of transport might differ from
those for accident conditions of transport, even for the same radionuclide.
The releasable fractions depend upon such factors as:
a) the chemical and physical forms of the materials within the containment system, for normal and
accident conditions of transport;
b) the possible release modes, such as permeation of gases, mobility of aerosols or particulates,
reactions with water or other materials present in the system, and solubility;
c) the maximum temperature, pressure, vibration, mechanical strains or distortions, and the like, to
which the contained material would be subjected for normal and accident conditions of transport.
These shall be determined by the performance of tests on prototypes or models, by reference to
previous demonstrations, calculations, or a reasoned argument.
10 © ISO 2018 – All rights reserved
Where a release fraction cannot be quantified, a value of 1,0 shall be assumed. The values of the release
fractions normally require agreement with the competent authority.
For normal conditions of transport, the releasable activity of radionuclide i, RI , in becquerels, is:
iN
RI =×FC FE ×A
iiNN iiN
and for the total inventory
RI =Σ RI
TN iiN
Similarly, for accident conditions of transport, the releasable activity of radionuclide i, RI , in
iA
becquerels is:
RI =×FC FE ×A
iiAA iiA
and for the total inventory
RI =Σ RI
TA iiA
7.3 Step 3: Determine the maximum permissible activity release rates, R
The data from Steps 1 and 2 identify the radionuclides that could be released from the package and their
physical form. Then, for any radionuclide, the A value shall be established or, in the case of mixtures,
an equivalent A value shall be used (see paragraph 405 in the 2012 Edition of the International Atomic
Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material). Next, the regulatory
containment requirements shall be calculated as indicated in E.5.2. At this stage, the containment
requirements will be given in units of activity per hour or activity in a period of one week. Because gas
leakage test rates are normally given in units of flow per second, it is necessary to convert the time units
of the regulatory containment requirements to seconds for compatibility reasons. In this document
it is assumed that leakage occurs at a uniform rate over the regulatory time period (1 h for normal
conditions of transport/1 week for accident conditions of transport). Other time-averaging methods
may be used, provided they are accepted by the competent authority. When all the above factors have
been taken into account, the permissible activity release rates will have been determined.
8 Determination of standardized leakage rates
8.1 General
Standardized leakage rates shall be determined by following Steps 4 to 9 for both normal and accident
conditions of transport.
In some cases, where the standardized leakage rates are relatively low, the relevant competent authority
may permit the use of a specified rather than a calculated value for the standardized leakage rate. Also,
where the standardized leakage rates are relatively high, the relevant competent authority may agree
that leakage tests are inappropriate and unnecessary or may permit the use of a specified rather than a
calculated value for the standardized leakage rate. See Clause 8 in Annex E.
In this clause, the method for determining the standardized leakage rate (from which the test leakage
rate can be determined) is detailed for all the leakage mechanisms. The procedure followed in Steps 4
to 9 shall establish maximum permissible standardized leakage rates which are numerically equivalent
to the appropriate regulatory containment requirements.
A knowledge of the radioactive contents, their properties and of the containment system of the
packaging is essential in order to carry out the requirements of Steps 4 to 9.
8.2 Step 4: Determine the activity release rate due to permeation, RP
For a radioactive gas, determine the release rate of activity due to permeation. See B.13.
8.3 Step 5: Determine the maximum permissible activity release rate due to leakage, RG
When the contents include a radioactive gas, deduct the release rate due to permeation, as determined
in Step 4, from the regulatory containment requirement which was determined in Step 3.
If RG < 0, the package does not meet the regulatory requirement.
If the pressure inside the containment system remains lower than the external one during the whole
transport, activity can only be released by permeation and molecular flow (if predominant compared
to laminar flow) driven by the partial pressures of radioactive substances.
8.4 Step 6: Determine the activity per unit volume of the containment system medium, C
The activity per unit volume in the medium that could escape from the containment system to
the environment shall be designated as C and C for normal and accident conditions of transport
N A
respectively. Values of C and C depend upon the activity of each radionuclide and the fraction of
N A
inventory that is available for release to the containment cavity and then available for release to the
environment.
−3
For a medium volume of V , C , in becquerels per cubic metre (Bq·m ), is determined as follows:
N N
RI
TN
C =
N
V
N
−3
For a medium volume of V , C , in becquerels per cubic metre (Bq·m ), is determined as follows:
A A
RI
TA
C =
A
V
A
8.5 Step 7: Determine the maximum permissible volumetric leakage rate of the
medium, L
When the data from Step 3, or Step 5 if permeation shall be taken into account, are divided by the data
from Step 6, the data for Step 7 results. This gives the maximum permissible volumetric flow rate of
the medium that could escape from the package due to a leak. At this stage, the medium will be at its
operating pressure and temperature conditions.
For normal conditions of transport, the maximum permissible volumetric leakage rate for the medium,
3 −1
L , in cubic metres per second (m ·s ), shall be determined from the following equation:
N
R
N
L =
N
C
N
For accident conditions of transport, the maximum permissible volumetric leakage rate for the medium,
3 −1
L , in cubic metres per second (m ·s ), shall be determined from the following equation:
A
R
A
L =
A
C
A
8.6 Step 8: Determine the maximum permissible equivalent capillary leak diameter, D
For liquids, the volumetric flow rate from Step 7 can be converted to a diameter for a single leak using
the Poiseuille’s law [Formula (B.7)].
12 © ISO 2018 – All rights reserved
For gases and aerosols, the volumetric leakage rates, L and L , from Step 7 shall be converted to
N A
3 −1
permissible leakage rates, Q and Q , in pascals cubic metres per second (Pa·m ·s ), by using the
N A
following equations:
Q =×p
L
N
N N
=×
Q p
L
A
A A
For gas and aerosol leakage rates, a diameter for a single leak may be calculated using the Knudsen’law
[Formula (B.1)].
For solids, including particulates, and some liquids,
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12807
Deuxième édition
2018-09
Sûreté des transports de matières
radioactives — Contrôle de
l'étanchéité des colis
Safe transport of radioactive materials — Leakage testing on
packages
Numéro de référence
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ISO 2018
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Publié en Suisse
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Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vi
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et unités . 4
5 Exigences réglementaires . 7
5.1 Règlements applicables . 7
5.2 Exigences réglementaires pour le confinement . 7
6 Procédure permettant de satisfaire aux exigences du présent document .7
6.1 Généralités . 7
6.2 Système de management de la qualité . 8
6.3 Procédure . 8
6.3.1 Généralités . 8
6.3.2 Détermination des taux de relâchement d'activité admissibles . 9
6.3.3 Détermination des flux de fuite normalisés .10
6.3.4 Détermination des flux de fuite admissibles en essai à chaque étape de
contrôle .10
6.3.5 Choix des procédures d’essai appropriées .10
6.3.6 Réalisation de l'essai et rédaction d'un rapport d'essai .10
7 Détermination des taux de relâchement d'activité admissibles .10
7.1 Étape 1: Inventaire du contenu radioactif, A .
i 10
7.2 Étape 2: Détermination de l'activité totale susceptible d'être relâchée, RI .
T 10
7.3 Étape 3: Détermination des taux de relâchement d'activité maximaux admissibles, R. 11
8 Détermination des flux de fuite normalisés .11
8.1 Généralités .11
8.2 Étape 4: Détermination du taux de relâchement d'activité dû à la perméation, RP. 12
8.3 Étape 5: Détermination du taux de relâchement d'activité maximal admissible dû
à une fuite, RG. 12
8.4 Étape 6: Détermination de l'activité volumique du fluide porteur dans l'enveloppe
de confinement, C . 12
8.5 Étape 7: Détermination du débit-volume de fuite maximal admissible du fluide
porteur, L . 12
8.6 Étape 8: Détermination du diamètre maximal admissible d'un capillaire équivalent, D . 13
8.7 Étape 9: Détermination du flux de fuite normalisé admissible, Q .
SLR 13
9 Exigences pour le contrôle de l'enveloppe de confinement .14
9.1 Étapes du contrôle de l'enveloppe de confinement .14
9.1.1 Généralités .14
9.1.2 Contrôles à la conception .14
9.1.3 Contrôles en cours de fabrication .14
9.1.4 Contrôles avant expédition .15
9.1.5 Contrôles périodiques .15
9.1.6 Contrôles de maintenance .15
9.2 Exigences pour les contrôles .16
9.2.1 Généralités .16
9.2.2 Étape 10: Détermination du flux de fuite admissible en essai pour chaque
étape de contrôle, Q , Q , Q Q Q et Q .
TDA TDN TF, TS, TP TM 16
9.2.3 Étape 11: Choix des procédures d’essai appropriées.16
10 Exigences relatives aux procédures de contrôle d'étanchéité .16
10.1 Généralités .16
10.2 Étape 12: Réalisation des essais et rédaction d'un rapport d'essai.16
10.3 Sensibilité des essais .16
10.4 Exigences relatives aux procédures d’essai .17
10.4.1 Généralités .17
10.4.2 Essais.17
Annexe A (informative) Procédures d’essai d'étanchéité recommandées .18
Annexe B (informative) Méthodes de calcul .33
Annexe C (informative) Tableaux de conversion .38
Annexe D (informative) Exemples traités .39
Annexe E (informative) Justification .76
Bibliographie .91
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Avant-propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux.
L'ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été
rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir www
.iso .org/directives).
L'attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l'objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l'élaboration du document sont indiqués dans l'Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l'ISO (voir www .iso .org/brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l'intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion
de l'ISO aux principes de l'Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: www .iso .org/iso/fr/avant -propos .html.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 5, Installations nucléaires, procédés et technologies.
Cette deuxième édition annule et remplace la première édition (ISO 12807:1996), qui a fait l'objet d'une
révision technique.
Dans le présent document, les formes verbales «doit (doivent)» et «il convient» sont respectivement
utilisées pour exprimer une prescription et une recommandation. L'emploi de la forme verbale «peut
(peuvent)» est réservé à l'expression d'une autorisation. Les affirmations impératives traduisent
également des exigences. Pour être conformes au présent document, toutes les opérations doivent être
effectuées selon les exigences qui y sont données et non pas nécessairement selon les recommandations
qui y sont formulées.
Les formes verbales «il est possible de», «être susceptible de» expriment une possibilité, ou une
éventualité, plutôt qu'une permission.
Dans la version française du présent document, un verbe conjugué au futur exprime une exigence.
Introduction
Le Règlement de transport des matières radioactives de l'Agence internationale de l'énergie
atomique (AIEA) spécifie les relâchements d'activité admis en conditions normales et en conditions
accidentelles de transport, en termes d'activité par unité de temps pour les emballages de type B(U),
B(M) et C destinés au transport des matières radioactives. En règle générale, il n'est pas possible de
mesurer directement le relâchement d'activité. La méthode usuelle consiste à relier ce relâchement
à une fuite de fluide non radioactif, pour laquelle plusieurs procédures d’essai sont disponibles. La
procédure employée dépendra de la sensibilité qu'elle présente et du colis spécifique auquel elle sera
appliquée.
Le règlement spécifie le relâchement d'activité admissible en conditions normales et en conditions
accidentelles de transport. Ces limites de relâchement d'activité peuvent être exprimées en taux de
relâchement d'activité maximaux admissibles pour les matières radioactives transportées dans une
enveloppe de confinement.
D'une façon générale, il n'est pas possible de démontrer que ces limites de relâchement d'activité ne
sont pas dépassées en mesurant directement un relâchement d'activité. En pratique, la méthode la plus
courante, pour démontrer qu'une enveloppe de confinement assure le confinement nécessaire, consiste
à effectuer un contrôle équivalent du flux de fuite avec un gaz.
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NORME INTERNATIONALE ISO 12807:2018(F)
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle
de l'étanchéité des colis
1 Domaine d'application
Le présent document donne les critères applicables aux essais d'étanchéité au gaz et les méthodes de
contrôle permettant de vérifier que les colis utilisés pour transporter les matières radioactives sont
conformes aux exigences pour le confinement définies dans le Règlement de transport des matières
radioactives de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), du point de vue des:
— contrôles à la conception;
— contrôles en cours de fabrication;
— contrôles avant expédition;
— contrôles périodiques;
— contrôles de maintenance.
Le présent document décrit une méthodologie qui permet d'établir une relation entre le relâchement
d'activité admissible du contenu radioactif transporté dans une enveloppe de confinement et les flux de
fuite équivalents d'un gaz, dans des conditions d'essai données. II s'agit de la méthodologie de contrôle
d'étanchéité au gaz. Cependant, le présent document admet que d'autres méthodologies puissent être
suivies, avec l'accord de l'autorité compétente, à condition qu'elles démontrent que toute perte de
contenu radioactif n'excédera pas les exigences réglementaires.
Le présent document fournit des lignes directrices à la fois générales et détaillées sur les relations
complexes entre un essai de flux de fuite équivalent et le taux admissible de relâchement d'activité.
Étant donné que les lignes directrices générales sont reconnues universellement, l'utilisation des lignes
directrices détaillées doit faire l'objet d'un accord avec l'autorité compétente lors de la certification des
colis de type B(U), B(M) ou C.
II convient de noter que la démonstration de la conformité d'un colis donné n'est pas limitée à la mise en
œuvre d'une seule méthodologie.
Bien que le présent document n'impose pas de méthode spécifique d'essai d'étanchéité au gaz, il indique
des exigences minimales pour toute méthode susceptible d'être utilisée. II incombe au concepteur, ou à
l'expéditeur du colis, d'estimer ou de déterminer, le taux de relâchement maximal admissible de matière
radioactive dans l'environnement et de choisir des procédures d’essai d'étanchéité appropriées qui
présentent la sensibilité requise.
Le présent document s'applique tout particulièrement aux colis de type B(U), B(M) ou C pour lesquels
les exigences réglementaires pour le confinement sont spécifiées explicitement.
2 Références normatives
Les documents suivants cités dans le texte constituent, pour tout ou partie de leur contenu, des
exigences du présent document. Pour les références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les
références non datées, la dernière édition du document de référence s'applique (y compris les éventuels
amendements).
Règlement de transport des matières radioactives de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA)
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions donnés dans le Règlement de transport
des matières radioactives de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), ainsi que les suivants,
s'appliquent.
L'ISO et l'IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l'adresse https: //www .iso .org/obp
— IEC Electropedia: disponible à l'adresse https: //www .electropedia .org/
3.1
taux de relâchement d'activité
perte de contenu radioactif par unité de temps à travers les conduits de fuite ou les parois perméables
d'une enveloppe de confinement
3.2
phénomène de blocage
mécanisme de rétention des matières radioactives dans une enveloppe de confinement résultant de
l'obturation des chemins de fuite potentiels par un liquide ou par un solide
3.3
autorité compétente
toute autorité, nationale ou internationale, désignée ou reconnue comme telle à toute fin visée par le
Règlement de transport des matières radioactives de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA)
et autres règlements applicables
3.4
enveloppe de confinement
assemblage des composants de l'emballage qui visent à assurer le confinement des matières radioactives
pendant le transport
3.5
méthodologie de contrôle d'étanchéité au gaz
méthode de contrôle du flux de fuite d'un gaz qui permet d'établir une relation entre les taux de
relâchement d'activité admissibles du contenu radioactif transporté dans une enveloppe de confinement
et les flux de fuite équivalents de gaz dans des conditions d'essai spécifiées
3.6
conduit de fuite
ouverture indésirable au travers d'une enveloppe de confinement, quelle qu'elle soit, susceptible de
permettre au contenu de s'échapper
3.7
fuite
transport de matière à partir de l'enveloppe de confinement, vers l'environnement, à travers un ou
plusieurs conduits de fuite
Note 1 à l'article: Voir également perméation (3.14).
3.8
débit de fuite
flux de fuite
quantité de particules solides, liquides ou gazeuses, passant à travers des conduits de fuite par unité
de temps
Note 1 à l'article: Le terme de débit de fuite peut s'appliquer à une matière radioactive (sous forme gazeuse,
liquide ou solide ou tout mélange de ces formes) ou à un fluide d'essai.
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Note 2 à l'article: Le débit de fuite d'un solide a les dimensions d'une masse divisée par un temps. Le débit de
fuite d'un liquide peut avoir les dimensions d'une masse divisée par un temps ou celles d'un volume divisé par un
temps. Le débit de fuite d'un gaz a les dimensions du produit de la pression par le volume (qui est assimilable à
une unité de masse) divisé par le temps, pour une température donnée.
3.9
étanche
terme général qualifiant une enveloppe de confinement respectant le niveau requis de confinement
pour un contenu donné
Note 1 à l'article: Voir Article 8 dans l’Annexe E.
3.10
fluide porteur
tout fluide, radioactif ou non, susceptible de transporter une matière radioactive à travers un ou des
conduits de fuite
3.11
écoulement moléculaire
écoulement de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles que le libre parcours moyen
soit très grand par rapport à la plus grande dimension de la section transversale de ce conduit
Note 1 à l'article: Le débit de l'écoulement moléculaire dépend de la différence des pressions partielles.
3.12
colis
emballage avec son contenu radioactif, tel qu'il est présenté pour le transport
3.13
emballage
assemblage des composants nécessaires pour enfermer complètement le contenu radioactif
3.14
perméation
passage d'un fluide à travers une barrière solide perméable (même en l'absence de conduit de fuite) par
l'intermédiaire de mécanismes d'adsorption, de diffusion et de désorption
Note 1 à l'article: Excepté lorsque le fluide est lui-même radioactif, il convient de ne pas considérer la perméation
comme un relâchement d'activité. Dans le présent document, la perméation ne s'applique qu'aux gaz.
3.15
flux de perméation
quantité de gaz passant à travers des parois perméables par unité de temps
Note 1 à l'article: Le flux de perméation dépend de la différence des pressions partielles.
3.16
qualitatif
qualifie les méthodes de contrôle d'étanchéité qui permettent de détecter l'existence d'une fuite, mais
qui ne mesurent ni le flux de fuite, ni la perte cumulée
3.17
quantitatif
qualifie les méthodes de contrôle d'étanchéité qui permettent de mesurer le flux de fuite de tout ou
partie d'une enveloppe de confinement
3.18 Sensibilité
3.18.1
sensibilité d'un détecteur de fuites
réponse utile minimale du détecteur à une fuite de fluide traceur, c'est-à-dire flux de fuite qui produira
une modification reproductible de la lecture du détecteur
3.18.2
sensibilité d'une méthode de contrôle d'étanchéité
flux de fuite minimal détectable pouvant être décelé par la méthode de contrôle
3.19
flux de fuite normalisé
SLR
flux de fuite, évalué dans des conditions connues, représenté par un écoulement d'air sec dans les
conditions de référence, à savoir une pression amont de 1,013 × 10 Pa et une pression aval de 0,0 Pa, à
une température de 298 K (25 °C)
3 −1
Note 1 à l'article: Le flux de fuite normalisé est exprimé en Pa·m ·s SLR.
3.20
flux de fuite normalisé d'hélium
SHeLR
flux de fuite d’hélium, évalué dans des conditions connues, représenté par un écoulement d'hélium sec
dans les conditions de référence, à savoir une pression amont de 1,013 × 10 Pa et une pression aval de
0,0 Pa, à une température de 298 K (25 °C)
3 −1
Note 1 à l'article: Le flux de fuite normalisé d'hélium est exprimé en Pa·m ·s (SHeLR).
3.21
gaz d'essai ou gaz traceur
gaz utilisé pour détecter une fuite ou pour mesurer un flux de fuite
3.22
écoulement visqueux
écoulement continu de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles que le libre
parcours moyen soit très petit par rapport à la plus petite dimension de la section transversale de ce
conduit de fuite
Note 1 à l'article: Cet écoulement peut être soit laminaire, soit turbulent. Le débit de l'écoulement visqueux
dépend de la différence des pressions totales.
4 Symboles et unités
Les symboles et unités suivants sont utilisés dans le présent document:
Symbole Définition Unité
A Activité du radionucléide i Bq
i
A Quantité (activité) de matières radioactives, autres que celles sous forme Bq
spéciale, définie dans les textes réglementaires mentionnés dans le Règle-
ment de transport des matières radioactives de l'Agence internationale de
l'énergie atomique (AIEA)
A Valeur A du radionucléide i Bq
2i 2
a Longueur du capillaire/longueur du conduit de fuite m
−3
C Activité volumique moyenne; le symbole est utilisé pour simplifier la Bq·m
Figure 1, correspondant à C ou à C
A N
−3
C Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s'échapper de Bq·m
A
l'enveloppe de confinement en conditions accidentelles de transport
−3
C Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s'échapper de Bq·m
N
l'enveloppe de confinement en conditions normales de transport
D Diamètre du capillaire/diamètre du conduit de fuite m
D Diamètre maximal admissible; le symbole est utilisé pour simplifier la m
Figure 1, correspondant à D ou à D
A N
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Symbole Définition Unité
D Diamètre maximal admissible d'un capillaire équivalent en conditions acci- m
A
dentelles de transport
D Diamètre des bulles m
B
D Diamètre maximal admissible d'un capillaire équivalent en conditions nor- m
N
males de transport
FC Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l'enve- —
iA
loppe de confinement en conditions accidentelles de transport
FC Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l'enve- —
iN
loppe de confinement en conditions normales de transport
FE Fraction du radionucléide i susceptible d'être rejetée depuis l'enveloppe de —
iA
confinement dans l'environnement en conditions accidentelles de transport
FE Fraction du radionucléide i susceptible d'être rejetée depuis l'enveloppe de —
iN
confinement dans l'environnement en conditions normales de transport
−2
g Accélération due à la pesanteur g = 9,81 m·s
−1 −2
g Constante g = 1 kg·m·N ·s
0 0
H Durée de l'essai s
h Hauteur de liquide m
3 −1
L Débit-volume de fuite m ·s
3 −1
L Débit-volume de fuite maximal admissible; le symbole est utilisé pour simpli- m ·s
fier la Figure 1, correspond à L ou à L
A N
3 −1
L Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression p , m ·s
A A
en conditions accidentelles de transport
3 −1
L Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression p , m ·s
N N
en conditions normales de transport
−1
M Masse molaire kg·mol
−1
M Masse molaire de l'élément i kg·mol
i
−1
M Masse molaire du mélange kg·mol
mix
p Pression dans l'enveloppe de confinement en conditions accidentelles de Pa
A
transport
p Pression dans l'enveloppe de confinement en conditions normales de transport Pa
N
p Pression aval Pa
d
p Pression partielle d'un composant i du mélange gazeux Pa
i
p Pression totale du mélange gazeux Pa
mix
p Pression de référence p = 1,013 × 10 Pa
s s
p Pression partielle du gaz traceur Pa
t
p Pression amont Pa
u
p Pression du gaz au début de l'essai Pa
p Pression du gaz à la fin de l'essai Pa
3 −1
Q Flux de fuite Pa·m ·s
3 −1
Q Flux de fuite normalisé; le symbole est utilisé pour simplifier la Figure 1, Pa·m ·s
SLR
correspondant à Q ou à Q
A(SLR) N(SLR)
3 −1
Q Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions accidentelles de Pa·m ·s
A
transport, calculé à partir de L
A
3 −1
Q Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions accidentelles de Pa·m ·s
A(SLR)
transport
3 −1
Q Flux de fuite en cas d'écoulement moléculaire Pa·m ·s
m
3 −1
Q Flux de fuite du mélange gazeux Pa·m ·s
mix
3 −1
Q Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions normales de trans- Pa·m ·s
N
port, calculé à partir de L
N
Symbole Définition Unité
3 −1
Q Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions normales de transport Pa·m ·s
N(SLR)
3 −1
Q Flux de perméation Pa·m ·s
p
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d'essai en conditions accidentelles Pa·m ·s
TDA
de transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de Q
A(SLR)
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d'essai en conditions normales de Pa·m ·s
TDN
transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de Q
N(SLR)
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles en cours de Pa·m ·s
TF
fabrication
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles de maintenance Pa·m ·s
TM
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles périodiques Pa·m ·s
TP
3 −1
Q Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles avant expédition Pa·m ·s
TS
3 −1
Q Flux de fuite en cas d'écoulement visqueux Pa·m ·s
v
−1 −1
R Constante universelle des gaz R = 8,31 J·mol ·K
−1
R Taux de relâchement d'activité maximal admissible; le symbole est utilisé Bq·s
pour simplifier la Figure 1, correspond à R ou à R
A N
−1
R Taux de relâchement d'activité maximal admissible du contenu en conditions Bq·s
A
accidentelles de transport
−1
R Taux de relâchement d'activité maximal admissible du contenu en conditions Bq·s
N
normales de transport
−1
RG Taux de relâchement d'activité maximal admissible du contenu gazeux; le Bq·s
symbole est utilisé pour simplifier la Figure 1, correspond à RG ou à RG
A N
−1
RG Taux de relâchement d'activité maximal admissible du contenu gazeux, en Bq·s
A
conditions accidentelles de transport, compte tenu de la perméation
−1
RG Taux de relâchement d'activité maximal admissible du contenu gazeux, en Bq·s
N
conditions normales de transport, compte tenu de la perméation
RI Activité d'un radionucléide i susceptible d'être relâchée en conditions acci- Bq
iA
dentelles de transport
RI Activité d'un radionucléide i susceptible d'être relâchée en conditions nor- Bq
iN
males de transport
RI Activité totale susceptible d'être relâchée par tous les radionucléides; le sym- Bq
T
bole est utilisé pour simplifier la Figure 1, correspond à RI ou à RI
TA TN
RI Activité totale susceptible d'être relâchée par tous les radionucléides en Bq
TA
conditions accidentelles de transport
RI Activité totale susceptible d'être relâchée par tous les radionucléides en Bq
TN
conditions normales de transport
−1
RP Taux de relâchement d'activité dû à la perméation; le symbole est utilisé pour Bq·s
simplifier la Figure 1, correspond à RP ou à RP
A N
−1
RP Taux de relâchement d'activité dû à la perméation en conditions accidentelles Bq·s
A
de transport
−1
RP Taux de relâchement d'activité dû à la perméation en conditions normales de Bq·s
N
transport
3 −1
S Sensibilité de flux de fuite Pa·m ·s
3 −1
SHeLR Flux de fuite normalisé d'hélium Pa·m ·s SHeLR
3 −1
SLR Flux de fuite normalisé Pa·m ·s SLR
T Température absolue de fluide K
T Température de référence T = 298 K
0 0
T Température du gaz au début des essais K
T Température du gaz à la fin des essais K
−1
u Vitesse m·s
V Volume de gaz m
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Symbole Définition Unité
V Volume de fluide porteur en conditions accidentelles de transport m
A
V Volume de fluide porteur en conditions normales de transport m
N
μ Viscosité dynamique du fluide Pa·s
μ Viscosité de l'élément i Pa·s
i
μ Viscosité du mélange Pa·s
mix
−1
v Vitesse de production des bulles s
−3
ρ Masse volumique kg·m
−3
ρ Masse volumique du gaz kg·m
g
−3
ρ Masse volumique du liquide kg·m
l
−1
σ Tension superficielle du liquide N·m
5 Exigences réglementaires
5.1 Règlements applicables
Voir 5.1 dans l’Annexe E pour plus d'informations sur les règlements applicables.
5.2 Exigences réglementaires pour le confinement
Voir 5.2 dans l’Annexe E pour plus d'informations sur les exigences de confinement applicables aux colis
de type B(U), B(M) ou C.
6 Procédure permettant de satisfaire aux exigences du présent document
6.1 Généralités
La conformité aux exigences de confinement des colis peut être démontrée soit par la mesure du taux de
relâchement du contenu radioactif, soit par une autre méthode. Le présent document indique comment
cette conformité peut être démontrée par un essai équivalent d'étanchéité au gaz. Tous les flux de fuite
mesurés doivent être corrélés avec le relâchement potentiel de la matière contenue, par l'exécution
d'essais sur des prototypes ou des maquettes, par référence à des démonstrations antérieures, par le
calcul ou par un raisonnement logique.
Le présent document est fondé sur les hypothèses suivantes.
a) La matière radioactive susceptible de s'échapper du colis peut se présenter sous une ou plusieurs
des formes suivantes:
— liquide;
— gazeuse;
— solide;
— liquide contenant des solides en suspension;
— particules solides dans un gaz (aérosol).
Le taux de relâchement d'activité maximal admissible peut être traduit par le diamètre maximal
admissible d'un conduit de fuite si l'état physique et les propriétés du contenu radioactif sont pris
en compte.
b) L'hypothèse de conditions stables constitue une approximation appropriée.
c) Des procédures d’essai d'étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour mesurer les débits de gaz.
Il est possible de relier mathématiquement ces débits au diamètre d'un capillaire rectiligne unique
jugé représentatif, selon des estimations conservatives, d'un ou de plusieurs conduits de fuite.
d) Des procédures d’essai d'étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour démontrer la conformité
aux exigences réglementaires pour le confinement, lorsque le diamètre du capillaire rectiligne qui
correspond à l'essai d'étanchéité décrit en 6.1 c) ci-dessus est égal ou plus petit que le diamètre
maximal admissible du conduit de fuite mentionné en 6.1 a) ci-dessus.
Dans le cadre du présent document, il convient de prendre en compte les phénomènes d'écoulement
visqueux, d'écoulement moléculaire, de perméation et de blocage, en ce qui concerne le relâchement
d'activité ou les considérations de rétention.
6.2 Système de management de la qualité
Un système de management de la qualité, basé sur des normes internationales, nationales ou autres,
doit être défini et mis en œuvre. Pour assurer la régularité en matière de qualité des activités décrites
dans le présent document, il est conseillé d'appliquer l'ISO 9001:2015.
Voir 6.2 dans l’Annexe E pour plus d'informations sur les exigences réglementaires concernant le
système de management.
6.3 Procédure
6.3.1 Généralités
La procédure ci-dessous doit être appliquée à l'aide du diagramme de la Figure 1. Le texte figurant dans
chaque cadre du diagramme indique le résultat de l'étape correspondante.
Les étapes 1 à 8 de la Figure 1 concernent le confinement du contenu radioactif, tandis que les étapes 10
à 12 concernent la fuite d'un gaz d'essai. L'étape 9 est une étape intermédiaire qui permet d'établir un
lien entre le confinement du contenu radioactif et la fuite d'un gaz d'essai.
Dans la mesure où la matière radioactive susceptible de s'échapper peut se présenter sous forme
gazeuse, liquide, solide, ou un mélange de ces formes, il est nécessaire de suivre la partie de la procédure
ci-dessous appropriée à la forme de la matière radioactive pour obtenir les flux de fuite normalisés
admissibles.
La Figure 1 traite le cas le plus général. Dans certains cas, lorsqu'un seul radionucléide est présent, sous
forme liquide par exemple, il n'est pas nécessaire de suivre toutes les étapes. Dans d'autres cas, par
exemple pour un mélange de matières radioactives sous différentes formes, il peut être nécessaire de
répéter certaines étapes de façon itérative. Il sera toutefois nécessaire, dans tous les cas, de suivre les
étapes adéquates de la Figure 1, cela aussi bien pour les conditions normales que pour les conditions
accidentelles de transport.
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Figure 1 — Diagramme fonctionnel de la méthodologie de contrôle d'étanchéité aux gaz
6.3.2 Détermination des taux de relâchement d'activité admissibles
L'inventaire du contenu radioactif susceptible de s'échapper doit être fait et le contenu relâchable doit
être comparé aux exigences réglementaires pour le confinement. Voir les étapes 1 à 3 de la Figure 1 et
l'Article 7.
6.3.3 Détermination des flux de fuite normalisés
Les taux de relâchement d'activité admissibles doivent être convertis en flux de fuite normalisés
équivalents. Voir les étapes 4 à 9 de la Figure 1 et l'Article 8.
6.3.4 Détermination des flux de fuite admissibles en essai à chaque étape de contrôle
Les flux de fuite de gaz appropriés doivent être déterminés pour les étapes de contrôle à la conception,
en cours de fabrication, avant expédition, périodiques et lors de la maintenance. Voir l'étape 10 de la
Figure 1 et 9.2.
6.3.5 Choix des procédures d’essai appropriées
Les méthodes appropriées d'essai d'étanchéité au gaz doivent être sélectionnées pour les étapes de
contrôle à la conception, en cours de fabrication, avant expédition, périodiques et lors de la maintenance.
Voir l'étape 11 de la Figure 1 et 9.2.
6.3.6 Réalisation de l'essai et rédaction d'un rapport d'essai
Les essais requis doivent être effectués et leurs résultats doivent être consignés dans un rapport d'essai.
Voir l'étape 12 de la Figure 1 et l'Article 10.
7 Détermination des taux de relâchement d'activité admissibles
Les taux de relâchement d'activité admissibles doivent être déterminés en suivant les étapes 1 à 3, aussi
bien pour les conditions normales que pour les conditions accidentelles de transport.
7.1 Étape 1: Inventaire du contenu radioactif, A
i
Cela permet de dresser l'inventaire du contenu radioactif en précisant l'activité et les caractéristiques
physiques de chaque radionucléide. Il peut s'avérer nécessaire de considérer les différentes phases du
contenu (gaz, liquides et solides). Les aérosols peuvent être assimilés à des gaz. Les particules fines en
solution peuvent être assimilées à un liquide.
Quand la détermination du contenu radioactif réel est irréalisable, un contenu radioactif enveloppe doit
être estimé par l'utilisateur et doit être acceptable pour l'autorité compétente.
7.2 Étape 2: Détermination de l'activité totale susceptible d'être relâchée, RI
T
Dans certains cas, le contenu radioactif peut être enfermé dans plusieurs conteneurs à l'intérieur de
l'enveloppe de confinement. C'est le cas, par exemple, d'un assemblage de combustible irradié placé
dans un emballage de transport. Dans ce cas, qu'il s'agisse de conditions normales ou de conditions
accidentelles de transport, seule une fraction du contenu radioactif, FC ou FC , peut être rejetée
iN iA
depuis le confinement le plus interne dans l'enveloppe de confinement et, de nouveau, sur cette quantité,
seule une fraction FE ou FE peut être susceptible d'être rejetée depuis l'enveloppe de confinement
iN iA
dans l'environnement. La valeur numérique de toute fraction de relâchement dépend du radionucléide
considéré. Si le contenu radioactif est formé par un mélange de radionucléides, ces fractions peuvent
avoir des valeurs différentes. En outre, les valeurs des fractions de relâchement peuvent être différentes
en conditions normales de transport et en conditions accidentelles de transport, même pour un même
radionucléide.
Les fractions susceptibles d'être rejetées dépendent de facteurs tels que:
a) l'état physique et la forme chimique des matières à l'intérieur de l'enveloppe de confinement, en
conditions normales et en conditions accidentelles de transport;
b) les modes de relâchement possibles (diffusion de gaz, aérosols ou particules), les réactions avec
l'eau ou les autres matières présentes dans l'enveloppe, et la solubilité;
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c) les valeurs maximales de la température, de la pression, des vibrations, des déformations ou des
distorsions mécaniques, et autres, auxquelles la matière contenue est susceptible d'être soumise
en conditions normales et accidentelles de transport. Ces valeurs doivent être déterminées par
la réalisation d'essais sur des prototypes ou des maquettes, par analogie à des démonstrations
antérieures, par le calcul ou par un raisonnement logique.
Lorsqu'il n'est pas possible de quantifier une fraction de relâchement, la valeur 1,0 doit être retenue. Les
valeurs des fractions de relâchement sont normalement soumises à l'accord de l'autorité compétente.
En conditions normales de transport, l'activité du radionucléide i, RI , en becquerels, susceptible d'être
iN
relâchée est:
RI =×FC FE ×A
iiNN iiN
et pour la totalité du contenu:
RI =Σ RI
TN iiN
De même, en conditions accidentelles de transport, l'activité du radionucléide i, RI , en becquerels,
iA
susceptible d'être relâchée est:
RI =×FC FE ×A
iiAA iiA
et pour la totalité du contenu:
RI =Σ RI
TA iiA
7.3 Étape 3: Détermination des taux de relâchement d'activité maximaux admissibles, R
Les résultats obtenus aux étapes 1 et 2 identifient les radionucléides pouvant être relâchés par le colis
ainsi que leur état physique. Par conséquent, la valeur réglementaire du A doit être déterminée pour
chaque radionucléide ou, dans le cas de mélanges, la valeur du A équivalent doit être calculée (voir
le paragraphe 405 de l'édition 2012 du Règlement de transport des matières radioactives de l'Agence
internationale de l'énergie atomique [AIEA]). Ensuite, les exigences réglementaires pour le confinement
doivent être déterminées comme indiqué en E.5.2. À ce stade, les exigences pour le confinement seront
exprimées en termes d'activité par heure ou d'activité sur une période d'une semaine. Les flux de fuite
de gaz lors des essais étant normalement exprimés en termes de quantité de matière par seconde, il
est nécessaire de convertir les unités de temps des exigences réglementaires pour le confinement en
secondes, pour des raisons de compatibilité. Dans le cadre du présent document, l'hypothèse retenue
est que le débit de fuite est constant dans tout l'intervalle de temps réglementaire (1 h en conditions
normales de transport et 1 semaine en conditions accidentelles de transport). D'autres méthodes de
calcul de la moyenne au cours de la période de temps considérée peuvent être utilisées, à condition
qu'elles soient acceptées par l'autorité compétente. Les taux de relâchement d'activité admissibles sont
obtenus lorsque tous les facteurs ci-dessus ont été pris en compte.
8 Détermination des flux de fuite normalisés
8.1 Généralités
Les flux de fuite normalisés doivent être déte
...
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