ISO 16117:2013
(Main)Nuclear criticality safety — Estimation of the number of fissions of a postulated criticality accident
Nuclear criticality safety — Estimation of the number of fissions of a postulated criticality accident
ISO 16117:2013 provides a methodology to estimate a reasonably maximal value of the number of fissions of a postulated criticality accident. The fission number estimate, associated with its postulated criticality accident, impacts the accident emergency planning and response because it is used for the estimation of radiation doses and of radioactive materials release. ISO 16117:2013 does apply to nuclear facilities, plants, laboratories, storage, and transportation of fissile material (but not to nuclear power reactor cores) where a credible criticality accident may occur.
Sécurité de criticité nucléaire — Évaluation du nombre de fissions en cas d'un hypothétique accident de criticité
L'ISO 16117:2013 fournit une méthodologie afin d'estimer la valeur raisonnablement maximale du nombre de fissions d'un hypothétique accident de criticité. L'estimation du nombre de fissions, associée à son hypothétique accident de criticité, a un impact sur la planification et l'intervention d'urgence en cas d'accident de criticité car cela est utilisé dans l'estimation des doses de rayonnement et matières radioactives rejetées. L'ISO 16117:2013 ne fournit pas de méthodologie ni de directives afin de déterminer des scénarios d'accidents enveloppes. L'ISO 16117:2013 s'applique aux installations nucléaires, aux usines, aux laboratoires, à l'entreposage et au transport des matières fissiles (mais pas aux c?urs de réacteurs nucléaires) pour lesquels un accident de criticité plausible peut avoir lieu.
General Information
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 16117
First edition
2013-10-01
Nuclear criticality safety — Estimation
of the number of fissions of a
postulated criticality accident
Sécurité de criticité nucléaire — Évaluation du nombre de fissions en
cas d’un hypothétique accident de criticité
Reference number
©
ISO 2013
© ISO 2013
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ii © ISO 2013 – All rights reserved
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Terms and definitions . 1
3 General principles . 2
4 Fissions number estimate . 3
4.1 General . 3
4.2 Input data . 3
4.3 Use of simplified models. 3
4.4 Use of calculation tools . 4
Annex A (informative) Flow diagram of a criticality accident analysis(from ISO 27467:2009) .5
Annex B (informative) Characteristics of criticality accidents that occurred during
process operation . 7
Annex C (informative) Experimental results .12
Annex D (informative) Simplified formulae.18
Bibliography .24
Foreword
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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
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radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel cycle.
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Introduction
In activities involving fissile materials, the potential for a criticality accident occurrence cannot be
totally excluded. Therefore, in order to prepare emergency responses in case of such an occurrence,
ISO 27467 specifies areas to be studied (Annex A) to perform the analysis of potential consequences
whenever a credible criticality accident may occur. This International Standard deals with one of these
areas and is devoted to the estimate of number of fissions (also commonly named “fission yield”) for a
postulated criticality accident. This topic is essential because most of the other issues of the criticality
accident analysis depend on a suitable estimate of this number of fissions.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 16117:2013(E)
Nuclear criticality safety — Estimation of the number of
fissions of a postulated criticality accident
1 Scope
This International Standard provides a methodology to estimate a reasonably maximal value of the
number of fissions of a postulated criticality accident.
The fission number estimate, associated with its postulated criticality accident, impacts the accident
emergency planning and response because it is used for the estimation of radiation doses and of
radioactive materials release.
This International Standard does not provide a methodology and guidance to determine bounding
accident scenarios.
This International Standard does not cover criticality accident detection which is dealt with by ISO 7753.
This International Standard does apply to nuclear facilities, plants, laboratories, storage, and
transportation of fissile material (but not to nuclear power reactor cores) where a credible criticality
accident may occur.
2 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
2.1
postulated criticality accident
postulated association of one accident scenario and one accident evolution
Note 1 to entry: One postulated criticality accident is associated with one estimated number of fissions.
2.2
accident scenario
set of credible, postulated conditions under which a fissile material-containing facility/process develops
one or more fault conditions such that it is likely to exceed the critical state and thus to result in a
criticality accident
Note 1 to entry: This definition is drawn from ISO 27467.
2.3
accident evolution
progress of the criticality accident (after the critical state is exceeded), taking into account physical
phenomena (for example, temperature and void effects) and possible human interventions to stop it
2.4
area of applicability
set of parameters (for example, environment, geometrical characteristics, fissile material, accident
duration) within which a tool/model is intended to be used
Note 1 to entry: In Annex D, the last columns of the tables summarize the area of applicability of some
simplified formulae.
3 General principles
PREREQUISITES Once the objectives of the criticality accident analysis (analysis based, for example,
on ISO 27467) are defined, one or several criticality accident(s) may be postulated. The assumptions of
the postulated criticality accident, and therefore the potential consequences, are to be related with the
objectives of the criticality accident analysis (for example, design of evacuation routes, dose mapping,
assembly station(s) choice).
EXAMPLE 1 Because bounding assumptions may be different for radiation dose estimates and for radioactive
materials release estimates, it is possible to choose a set of assumptions adapted for each estimate.
EXAMPLE 2 The design of evacuation routes may be performed with an arbitrary number of fissions; the goal
is to optimize the operators’ evacuation routes, whatever the value of the dose is. In this case, the location of the
postulated criticality accident is the most important parameter.
3.1 For the estimation of the number of fissions, the following assumptions, as well as their variations,
should be considered:
— description of the equipment (geometric configuration, reflector, etc.);
— degree of confinement and environment (vessel open or closed, pressure, cooling, etc.);
— fissile material (quantity, enrichment, media, physical shape, chemical form, etc.);
— total reactivity addition;
— rate of reactivity addition;
— time delay before the first persistent chain reaction (function of the initial neutron source, i.e.
spontaneous fissions, (alpha, n)-reactions, etc.);
— duration of the criticality accident (calculated/estimated with and without intervention, where
applicable).
3.1.1 The determination of these assumptions should be drawn from the accident scenario and the
accident evolution of the postulated criticality accident.
3.1.2 The chosen assumptions shall be within the domain physically possible according to the
characteristics of the considered activity (characteristics of the facility, of the transportation, etc.).
WARNING — The estimation of the number of fissions is only the first part of the determination of
the consequences of the postulated criticality accident (see, for example, the flow diagram from
ISO 27467 in Annex A). The overall estimation of the consequences shall take into account all the
aspects of the criticality accident and iterations between estimation of the number of fissions
and subsequent actions (for example, doses estimation) should be performed. For example, in
case of different possible locations for a criticality accident, the postulated criticality accident
leading to the highest number of fissions may not necessarily lead to the maximum doses for
workers and the public because of its location. Other assumptions affecting the consequences of
the postulated criticality accident should then be considered, such as:
— location of the equipment, place of the criticality accident;
— building description;
— location of people;
— criticality accident alarm system presence/absence.
3.2 Each fissions number estimate shall be associated with an approximated duration. Account should
be made of any anticipated human interventions in the accident evolution.
2 © ISO 2013 – All rights reserved
3.3 Number of fissions shall be determined by using simplified models (4.3 and notably 4.3.2) or
calculation tools (4.4) or both.
4 Fissions number estimate
4.1 General
4.1.1 For the estimate of the number of fissions, the use of the simplified models route (4.3) should be
firstly considered.
4.1.2 The use of the calculation tools route (4.4) may then be considered, according to the objectives
of the criticality accident analysis (for example, design of evacuation routes, dose mapping, and assembly
station(s) choice). This route requires:
— the availability of a calculation tool able to simulate the criticality accident, and
— the determination of all input data needed for the calculation tool.
4.1.3 In the case where the two routes of estimate are used, the origin of a different order of magnitude
between the two results should be understood and documented.
4.2 Input data
4.2.1 The input data needed for the simplified models or the calculation tools (geometry, external
environment, media characteristics, etc.) shall be taken from assumptions considered for the accident
scenario and the accident evolution. When the accident scenario and the accident evolution do not set
necessary input data, these should be measured or calculated or estimated from the international literature.
NOTE Depending on the way estimates are made, the type and the number of input data needed may vary.
4.2.2 The selected input data sensitivities (linked to uncertainties and possible variations pointed out
in 3.1) should be studied for the chosen route(s) of estimate (4.3 and/or 4.4). This study will provide a
better understanding of the uncertainties associated with the estimated number of fissions. This study
may be one possible basis for the nuclear criticality safety specialist to appropriately select a maximal
estimate. Otherwise, further justifications should be made as to the applicability of the result.
4.2.3 Account shall be made for parameters that could vary significantly for the criticality accident duration.
4.3 Use of simplified models
4.3.1 The estimate of number of fissions should be based on simplified options providing “order-of-
magnitude” values.
4.3.2 This estimate should rely on the collective experiences from past criticality accidents (Annex B)
and criticality experiment results (Annex C) and the possible use of simplified formulae (Annex D).
4.3.3 When a simplified model is used, the consistency of its area of applicability with the chosen
assumptions of the postulated criticality accident shall be justified and documented.
NOTE The duration of the criticality accident has a significant impact on the evaluation. Actually, simplified
models are mainly based on criticality experiments and past criticality accidents stopped after human
intervention.
4.3.4 To estimate the number of fissions, the simplified models results should be associated with the
sensitivity study performed (4.2.2).
4.4 Use of calculation tools
WARNING — Care should be taken when using the criticality accident calculation tool results
for the estimation of the number of fissions. In particular, a complete validation of a criticality
accident calculation tool is presently difficult, mainly due to the complexity of models and paucity
of criticality experiment and precise information from past criticality accidents.
4.4.1 The calculation tool used shall be documented, including the verification of the adequate
implementation of the different models (for example, neutron physics, thermal transfer, bubbles behaviour).
4.4.2 When it is possible, comparison between the calculation tool results and experiments/accidents
close to the chosen assumptions of the postulated criticality accident should be documented.
4.4.3 When a calculation tool is used, the consistency of its area of applicability with the chosen
assumptions of the postulated criticality accident shall be justified and documented. In case of inconsistency,
the calculation tools may still be used; however, justification for its use shall be documented.
4.4.4 Free evolution of the system during the accident duration shall be accounted for. Resulting
assumptions used in the calculation should lead to a maximal evaluation of the number of fissions.
4.4.5 To estimate the number of fissions, the calculation tool results should be associated with the
sensitivity study performed (4.2.2) and with other available elements (for example, results obtained from
comparison with experiments, complexity of models, possible penalizing hypothesis in the models).
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Annex A
(informative)
Flow diagram of a criticality accident analysis(from
ISO 27467:2009)
ACCIDENT CRITICALITY CONFIGURATION
Postulated scenario
NUMBER OF FISSIONS
Scenario
no/yes yes
accurate
deinition?
Criticality and Neutronics
Calculations
Estimation of Total Number of
st
Fissions and 1 Peak by Using:
(keff, ,β, ))
•Simpliied Modeling
•Experimental Results
Calculations on the Physics
• Lessons Learned from Accidents
(power, issions, temperature…)
by Using Accident Codes
DOSIMETRY
Doses Estimations
in the Environment
of the Source
Is the
coniguration
no yes
(geometry, medium)
well known?
Use of Experimental
Dosimetry Calculation
Results, Slide-rules
Codes
or Simpliied Modeling
DETECTION
IRRADIATION RADIOACTIVE MATERIALS
Criticality Accident
RELEASES
Detection and Alarm
Risk Assessment and Impact Calculation
Triggering in
Compliance with Standard
ACCIDENT EMERGENCY PLANNING AND RESPONSE
Figure A.1 — Flow diagram of a criticality accident analysis
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RADIOLOGICAL CONSEQUENCES
PHYSICS
IRRADIATION AND CONTAMINATION RISKS
Annex B
(informative)
Characteristics of criticality accidents that occurred during
process operation
[4]
The following information is mainly taken from : 22 known criticality accidents occurred during process
operations, 21 occurred with fissile material in solutions or slurries, 1 occurred with metal ingots.
So far, no process accident occurred in dry powder, with rods in water, or with fissile materials in storage
or being transported.
The characteristics of the fissile media involved in past criticality accidents are various by element (U,
Pu) and enrichment. For solution, the fuel volume goes from 19 l to 800 l.
For these criticality accidents, the number of fissions of the first power spike, when known, was less
than 2,0 × 10 fissions. The total number of fissions for criticality accidents goes from approximately
15 19
10 fissions to 4,0 × 10 fissions. These estimations of number of fissions are nevertheless very rough
for some of them and should be taken with care.
Accident experience shows that these events might be only a single brief pulse, multiple pulses, or they
can be a quasi-steady-state excursion that continues for a very long time. The accident duration ranges
from a few seconds to about 40 h. Without intervention, some of the process accidents might have
continued for much longer.
The analysis of past criticality accidents shows that scenarios leading to the criticality excursion were
due to several failures (more than two). Many of them occurred during non-routine operations.
A summary of criticality accidents in nuclear fuel processing plants is presented in Table B.1. To increase
the amount of data concerning the estimation of the number of fissions based on the past criticality
accidents, a summary of criticality accidents in reactor and critical experiments is also presented
in Table B.2. Even if these accidents occurred with configurations different from process operations
(for example, important reactivity insertion due to configuration with critical or slightly subcritical
experiments, detection system, safeguard system, etc.), they could give some information about fissile
media that have had no process criticality accidents (for example, metal, rods in water), as well as
providing more information about fissile media that were involved in process criticality accidents.
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Table B.1 — Summary of criticality accidents in nuclear fuel processing plants
Fissions in initial
Fissile Fuel volume Vessel volume Total fissions
1) 2) 4)
No. Site Date Fuel type Geometry burst Duration
3) 4)
media (l) (l) (fiss)
(fiss)
17 5)
1 Mayak 1953/03/15 Solution Pu Vertical cylinder 31 40 unknown 2,0 × 10 < 1 min
2 Mayak 1957/04/21 Slurry U(90) Horizontal cylinder 30 100 unknown 1,0 × 10 10 min
17 17 5)
3 Mayak 1958/01/02 Solution U(90) Vertical cylinder 58,4 442 2,0 × 10 2,0 × 10 < 1 min
16 18
4 Y-12 1958/06/16 Solution U(93) Vertical cylinder 56 208 1,0 × 10 1,3 × 10 20 min
17 17 5)
5 LASL 1958/12/30 Solution (Org.) Pu Vertical cylinder 160 982 1,5 × 10 1,5 × 10 < 1 min
17 19
6 ICPP 1959/10/16 Solution U(91) Horizontal cylinder 800 18900 1,0 × 10 4,0 × 10 20 min
7 Mayak 1960/12/05 Solution Pu Vertical cylinder 19 40 unknown 2,5 × 10 1 h 50 min
16 17 6)
8 ICPP 1961/01/25 Solution U(90) Vertical cylinder 40 461 6,0 × 10 6,0 × 10 < 3 min
15 5)
9 Tomsk 1961/07/14 Solution (Org.) U(22,6) Vertical annular cylinder 42,9 65 none 1,2 × 10 < 1 min
16 17
10 Hanford 1962/04/07 Solution Pu Vertical cylinder 45 69 1,0 × 10 8,0 × 10 37 h 30 min
11 Mayak 1962/09/07 Solution Pu Vertical cylinder 80 100 none 2,0 × 10 1 h 40 min
12 Tomsk 1963/01/30 Solution U(90) Vertical cylinder 35,5 49,9 unknown 7,9 × 10 10 h 20 min
13 Tomsk 1963/12/02 Solution (Org.) U(90) Vertical cylinder 64,8 100 none 1,6 × 10 16 h
17 17
14 Wood River 1964/07/24 Solution U(93) Vertical cylinder 51 103,7 1,0 × 10 1,3 × 10 1 h 30 min
16 5)
15 Electrostal 1965/11/03 Slurry U(6,5) Vertical cylinder 100 300 none 1,0 × 10 < 1 min
16 Mayak 1965/12/16 Solution U(90) Vertical cylinder 28,6 100 none 5,5 × 10 7 h
16 17
17 Mayak 1968/12/10 Solution (Org.) Pu Vertical cylinder 28,8 62,1 3,0 × 10 1,3 × 10 > 15 min
18 Windscale 1970/08/24 Solution (Org.) Pu Vertical cylinder 40 156 none 1,0×10 10 s
19 ICPP 1978/10/17 Solution U(82) Vertical cylinder 315,5 315,5 unknown 2,7 × 10 ~2 h
15 15 5)
20 Tomsk 1978/12/13 Metal Pu Vertical cylinder 0,54 3,2 3,0 × 10 3,0 × 10 < 1 min
21 Novosibirsk 1997/05/15 Slurry U(70) Two vertical parallel vessels unknown 2 x 700 none 5,5 × 10 27 h 5 min
16 18
22 Tokai-mura 1999/09/30 Solution U(18,8) Vertical cylinder 45 100 5,0 × 10 2,5 × 10 19 h 40 min
Table B.2 — Summary of selected criticality accidents in reactor and critical experiments
Fuel mass (kg) or Total fissions
1) 2) 3) 4)
No. Site Date Fuel type Fissile media Geometry Duration
4)
volume (l) (fiss)
16 5)
A-1 LASL 1949/12 Solution U(14) Sphere, graphite reflected 13,6 l ~3 × 10 < 1 min
16 5)
A-2 Hanford 1951/11/16 Solution Pu Bare sphere 63,8 l 8 × 10 < 1 min
17 5)
A-3 ORNL 1954/05/26 Solution U(93) Cylindrical annulus, bare 55,4 l 1 × 10 < 1 min
17 5)
A-4 ORNL 1956/02/01 Solution U(93,2) Cylindrical bare 58,9 l 1,6 × 10 < 1 min
233 16 5)
A-5 ORNL 1968/01/30 Solution U(98) Sphere, water reflected 5,84 l 1,1 × 10 < 1 min
16 5)
B-1 LASL 1945/08/21 Metal Pu Sphere with WC reflector 6,2 kg ~1 × 10 < 1 min
15 5)
B-2 LASL 1946/05/21 Metal Pu Sphere with Be reflector 6,2 kg ~3 × 10 < 1 min
17 5)
B-3 LASL 1951/02/01 Metal U(93,5) Cylinder and annulus in water 62,9 kg ~1 × 10 < 1 min
16 5)
B-4 LASL 1952/04/18 Metal U(93) Cylinder, unreflected 92,4 kg 1,5 × 10 < 1 min
16 5)
B-5 Sarov 1953/04/09 Metal Pu Sphere with natural U reflector ~8 kg ~1 × 10 < 1 min
16 5)
B-6 LASL 1954/02/03 Metal U(93) Sphere, unreflected 53 kg 5,6 × 10 < 1 min
17 5)
B-7 LASL 1957/02/12 Metal U(93,7) Sphere, unreflected 54 kg 1,2 × 10 < 1 min
16 5)
B-8 LASL 1960/06/17 Metal U(93) Cylinder with C reflector 48 kg 6 × 10 < 1 min
16 5)
B-9 ORNL 1961/11/10 Metal U(93) Paraffin reflected 75 kg ~1 × 10 < 1 min
15 5)
B-10 Sarov 1963/03/11 Metal Pu Sphere with LiD reflector ~17,35 kg ~5 × 10 < 1 min
17 5)
B-11 Livermore 1963/03/26 Metal U(93) Cylinder with Be reflector 47 kg 3,7 × 10 < 1 min
17 5)
B-12 WSMR 1965/05/28 Metal U(93) + Mo Cylinder, unreflected 96 kg 1,5 × 10 < 1 min
16 5)
B-13 Chelyabinsk-70 1968/04/05 Metal U(90) Sphere with natural U reflector 47,7 kg 6 × 10 < 1 min
17 5)
B-14 Aberdeen 1968/09/06 Metal U(93) + Mo Cylinder, unreflected 123 kg 6,09 × 10 < 1 min
B-15 Sarov 1997/06/17 Metal U(90) Sphere with Cu reflector ~44 kg ~1 × 10 6 d 13 h 55 min
10 © ISO 2013 – All rights reserved
Table B.2 — (continued)
1) 2) 3) 4)
No. Site Date Fuel type Fissile media Geometry Fuel mass (kg) or Total fissions Duration
4)
number of rods (fiss)
16 5)
C-1 LASL 1945/06/06 Metal U(79,2) Water reflected pseudosphere 35,4 kg ~4 × 10 < 1 min
17 5)
C-3 ANL 1952/06/02 UO particles in U(93) Fuel elements in water 324 fuel elements 1,22 × 10 < 1 min
plastic
20 5)
C-4 Chalk River 1952/12/12 Natural uranium U(0,71) Heavy water moderated reactor ~190 fuel rods 1,2 × 10 < 1 min
rods
C-6 Vinca 1958/10/15 Natural uranium U(0,71) Fuel rods in heavy water 3995 kg (U mass) ~2,6 × 10 ~10 min
rods
18 6)
C-7 Saclay 1960/03/15 Oxide U(1,5) Fuel rods in water 2200 kg 3 × 10 < 3 min
18 5)
C-8 IRTA 1961/01/03 U fuel U(93) Fuel rods in water 40 elements 4,4 × 10 < 1 min
17 5)
C-10 Mol 1965/12/30 Oxide U(7) Rods in water/ heavy water 1200 kg ~4 × 10 < 1 min
C-11 Kurchatov 1971/02/15 UO fuel rods U(20) Fuel rods Be reflected 349 rods 2 × 10 15 min
18 5)
C-12 Kurchatov 1971/05/26 UO fuel rods U(90) Fuel rods, water reflected 1790 rods 5 × 10 < 1 min
17 5)
C-13 Buenos Aires 1983/09/23 MTR type fuel U(90) Pool-type reactor 20 fuel elements ~4 × 10 < 1 min
elements
15 5)
D-1 LASL 1945/02/11 UH pressed in unknown Dragon assembly 5,4 kg ~6 × 10 < 1 min
styrex
17 5)
D-2 NRTS 1955/11/29 Uranium in NaK U(93,2) EBR-1 52 kg (U mass) ~4 × 10 < 1 min
16 5)
D-3 LASL 1956/07/03 U metal foils moder- U(93) Honeycomb 58 kg (U mass) 3,2 × 10 < 1 min
ated with graphite
19 5)
D-4 NRTS 1958/11/18 Uranium oxide in U(93,2) HTRE ~220 kg (UO mass) 2,5 × 10 < 1 min
nickel-chromium
16 5)
D-5 LASL 1962/12/11 U foils moderated U(93) Cylinder plus annular reflector unknown ~3 × 10 < 1 min
with graphite
[4]
1) The numbering in the tables in Annex B corresponds to the numbering used in.
2) Mayak: Mayak Production Association (Russia), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (USA), LASL: Los Alamos
Science Laboratory (USA), ICPP: Idaho Chemical Processing Plant (USA), Tomsk: Siberian Chemical
Combine (Russia), Hanford: Hanford Works (USA), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery
Plant (USA), Electrostal: Electrostal Machine Building Plant (Russia), Windscale: Windscale Works
(UK), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russia), Tokai-mura: JCO Fuel
Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (USA), Sarov: Sarov (Arzamas-16)
(Russia), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (USA), WSMR: White Sands Missile Range
(USA), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russia), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (USA), ANL:
Argonne National Laboratory (USA), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca
(ex-Yugoslavia), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing
Area (USA), Mol: Mol (Belgium), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russia), Buenos Aires: Buenos
Aires (Argentina), NRTS: National Reactor Testing Station (USA).
3) Number in parentheses shows enrichment of U (except for accident A-5, Table B.2 where it is
enrichment of U).
4) For some accidents, there is a significant uncertainty about the number of fissions estimate and
the duration.
5) Set < 1 min for “a short time” or “single excursion”.
6) Set < 3 min for “a few minutes”.
NOTE 1 There is no estimation of the total number of fissions for accident C-2.
NOTE 2 Accidents C-5 and C-9 were experiments performed in BORAX and SPERT reactors and are presented
in Annex C.
Annex C
(informative)
Experimental results
Many experiments have been carried out in the world to study criticality accident features, particularly
the number of fissions. The main medium studied is solution. The data obtained for it cover a wide
range of key parameters such as the volume of solution, the reactivity insertion rate, and the solution
concentration. Some of these experimental programs allowed the elaboration of simplified formulae
(Annex D). Experiments with metal and heterogeneous (assemblies in water) media are also presented
even if the main purpose of these experiments was not the study of criticality accidents.
Experimental results could be used for the determination of the number of fissions in the initial spike
and the total number of fissions. Tables below present the main features of the experimental facilities for
solution (Table C.1), metal (Table C.2), and heterogeneous (Table C.3) media. Detailed features of these
facilities are provided in the cited references. To use experimental facilities results, justification of the
representativeness of the experiment features in comparison with the accident scenario must be provided.
It must be taken into account that, for experiments, transient duration can be controlled by the
experimenter, using control systems, which is not the case for real criticality accident.
NOTE 1 The uncertainties on the value of the number of fissions are not always given and it should be kept in
mind that the experimental evaluation depends on the calibration of the experimental facility.
[27] [31] [39]
NOTE 2 General information and literature search about experimental facilities are listed in and to.
These references might also be useful to get additional information about some experimental facilities.
NOTE 3 In the following tables and for each experimental facility, maximal (or minimal) parameters do not
necessarily come from a single experiment.
12 © ISO 2013 – All rights reserved
Table C.1 — Main features for experimental solution facilities
Facility CRAC SILENE TRACY SHEBA II
Country France France Japan USA
Working date 1968-1972 1974-2010 1996-2011 1993-2004
[5] [9] [6] [11] [6] [11] [17] [130] [22] [26] [50]
References to to , to , to ,
Bare annular Bare annular Bare annular
Geometry Bare cylinder
cylinder cylinder cylinder
External diameter
30 or 80 36,8 52 56,9 or 50,8
of the vessel (cm)
Fissile media Uranyl nitrate Uranyl nitrate Uranyl nitrate Uranyl fluoride
U enrichment 93 % 93 % 10 % 5 %
Fuel volume (l) 20 to 259 23 to 54 94 to 125 77 to ~90
C(U) (g/l) 21 to 383 49 to 221 375 to 426 ~1000
+
[H ] 0,91 to 2,87 1,87 to 2,84 0,56 to 0,85 < 0,5
Potential reactivity
< 27 $ < 7 $ < 3 $ < 0,79 $
insertion
Step < 3 $
Rate of reactivity Solution feed < 31 l/ Step < 3,28 $ Ramp < 0,8 $/s
Step < 0,79 $
insertion min Ramp < 2 $/s Solution feed < 60 l/
min
Reactor period > 1 ms > 2,1 ms > 3 ms > 1 s
17 17 17
< 8 × 10 fiss < 1,9 × 10 fiss < 3 × 10 fiss -
Number of fissions
in the initial spike
15 15 15
< 3,9 × 10 fiss/l < 4,9 × 10 fiss/l < 2,5 × 10 fiss/l -
18 17 17 17
< 5 × 10 fiss < 8,7 × 10 fiss < 8 × 10 fiss < 4,3 × 10 fiss
Total number of
fissions 16 16 15 15
< 1,4 × 10 fiss/l < 1,8 × 10 fiss/l < 7 × 10 fiss/l < 5,1 × 10 fiss/l
Two-phase flow Experiments with Experiments with
Commentary experiments were reflectors were also reflectors were also -
also performed performed performed
Table C.1 — (continued)
Facility KEWB IGRIK YaGUAR VIR family
Country USA Russia Russia Russia
Working date 1956-1959 1960-1966 1976-present 1990-present 1964-present
[18] [21] [19] [27] [28] [29] [27] [30] [27] [101] [102]
References to , , , , ,
Reflected Cylinder (bare Annular Annular
Geometry “Cylindrical form”
sphere or reflected) cylinder cylinder
External diameter of
~32,4 ~30,5 61 55 ~40 or ~55
the vessel (cm)
Uranyl sulfate +
Fissile media Uranyl sulfate Uranyl sulfate cadmium sulfate Uranyl sulfate
(5 g/l)
U enrichment 93,2 % 90 % 90 % 90 %
Fuel volume (l) 11,45 or 13,65 18, 24 or 26 ~60 ~40 31,6 to 147
C(U) (g/l) 178 or 114 61, 100 or 217 116 170 or 465 54 to 158
Potential reactivity
< 6,25$ < 5,8$ 6$ 4,7$ <9,3$
insertion
Step < 3,75$
Rate of reactivity
Step < 5,8$ Unknown Unknown Unknown
insertion
Ramp < 0,16$/s
Reactor period > 2 ms > 0,56 ms Unknown Unknown Unknown
< 3,3 × 10
17 18 18 18
< 1,9 × 10 fiss < 2 × 10 fiss < 1,1 × 10 fiss < 2,7 × 10 fiss
fiss
Total number of
fissions
16 16 16 16
< 1,4 × 10 < 1,8 × 10 < 3,3 × 10 < 2,75 × 10
< 2,4 × 10 fiss/l
fiss/l fiss/l fiss/l fiss/l
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Table C.2 — Main features for experimental metal facilities
Total number
Fuel mass Reactivity Reactor
Equipment Country Working date Fissile media Enrichment Geometry of fissions Reference
(kg) insertion ($) period
(fission)
16 [45] [77] [81]
CALIBAN France 1971-present U + 10 % Mo 93,5 % 113 Vertical cylinder < 1,1 > 18 µs < 6 × 10 , to
16 [40] [43]
GODIVA I USA 1951-1957 U 93,7 % 53 Bare sphere < 1,1 > 11,6 µs < 2 × 10 to
Cylinder with a spherically
16 [49]
GODIVA II USA 1957-1960 U 93,2 % 57,7 ~1,05 > 11,6 µs < 2,7 × 10
shaped top
Early 1960s-
17 [44] [45] [50]
GODIVA IV USA U + 1,5 % Mo 93 % 66 Cylinder < 1,15 > 8,4 µs < 10 , ,
16 [84] [85]
KUKLA USA 1961-1964 U 93,2 % 60,13 Bare spherical assembly < 1,08 > 11,1 µs < 2 × 10 ,
240 [89]
JEZEBEL USA 1954-1977 Pu (delta-phase) 4,5 % Pu 16,745 Bare sphere < 0,6 > 4 s -
Unreflected, unmoderated,
16 [51] [52] [53]
FRAN USA 1962-1965 U 93,5 % 63,2 < 1,2 11 µs < 5,6 × 10 , ,
cylinder
Unreflected, unmoderated,
17 [59] [67] [105]
HPRR USA 1962-1987 U + 10 % Mo 93,2 % 116 < 1,1 11,6 µs < 1,8 × 10 to ,
cylinder
Molly-G /WSMR Late 1950s - Unreflected, unmoderated,
17 [86] [87] [88]
USA U + 10 % Mo 93,2 % 97 < 1,11 > 11,1 µs < 1,2 × 10 , ,
(FBR) present cylinder
18 [82] [83]
Super Kukla USA 1963-1974 U + 10 % Mo 20 % ~5000 Annular cylinder < 1,3 > 202 µs < 4 × 10 ,
Right circular cylinder with a
16 [90] [91] [92]
SPR USA 1961-1967 U 93,2 % 57,2 < 1,07 - < 2 × 10 , ,
domed cap
16 © ISO 2013 – All rights reserved
Table C.2 — (continued)
Total number
Fuel mass Reactivity Reactor
Equipment Country Working date Fissile media Enrichment Geometry of fissions Reference
(kg) insertion ($) period
(fission)
17 [46] [90] [93] [98]
SPR-II USA 1967-2006 U + 10 % Mo 93 % 105 Cylinder < 1,12 > 11,8 µs < 1,6 × 10 , , to
17 [90] [99] [100]
SPR-III USA 1975-2006 U + 10 % Mo 93,2 % 252 Reflected annular cylinder < 1,12 23 µs < 4,3 × 10 , ,
Unreflected or reflected
17 [48] [64] [68] [74]
APRFR USA 1966-2003 U+ 10 % Mo 93,2 % < 125 < 1,14 > 17,9 µs < 3,7 × 10 , , to
unmoderated cylinder
Core made of cylindrical
17 [47] [54] [58]
VIPER England 1967-2008 U + 1,25 % Mo 37,5 % < 312 of U < 1,22 > 100 µs < 3,63 × 10 , to
rods (max 744)
17 [75] [76] [104]
SKUA USA 1978-1996 U + 1,5 % Mo 93 % 175 Reflected annular cylinder < 0,95 - < 2 × 10 , ,
16 [27] [101] [102]
BIR-2M Russia 1965-unknown U + 6 % Mo ~85 % 121 Cylinder < 1,08 - < 9,9 × 10 , ,
[27] [101] [102]
U + 9 % Mo, , ,
TIBR Russia 1970-unknown ZrH ~90 % 124 Sphere < 1,42 - < 2,3 × 10
1,9
combined
[27] [101] [102] [103]
UO +C , , ,
BIGR Russia 1977-unknown ~90 % 833 Cylinder < 1,10 - < 1 × 10
ceramics
BR-1 Russia 1978-unknown U + 9 % Mo ~90 % 176 Cylinder - - < 3,6 × 10
RIR Russia 1981-unknown U ~90 % ~25 Sphere - - < 1,5 × 10
[27] [101] [102]
, ,
GIR2 Russia 1993-unknown U + 9 % Mo ~90 % 178 Sphere < 1,26 - < 2,3 × 10
BR-K1 Russia 1995-unknown U + 9 % Mo 36 % 1511 Cylinder - - < 9,9 × 10
Table C.3 — Main features for experimental heterogeneous facilities
a
Equipment SPERT I BORAX I TRIGA PULSTAR
Country USA USA - USA
Working date 1954-1962 1953-1954 1958-present 1961-
[111] [117] [125] [118] [123] [124] [119] [120] [106] [109] [110] [121] [122]
References to , , , , to , ,
28 inch
4 ft diameter 4 ft diameter
Core diameter -
10 ft high 10 ft high
22 inch high
Non-pres-
surized,
Light water, 1-ft-
Non-pressurized, light water-moderated, and light water-
Core thick graphite
reflected reactors moderated,
reflector reactor
and reflected
reactors
Geometry Plate Rod Plate Rod Rod
Fissile media U-Al fuel UO fuel U-Al fuel U-ZrH UO fuel
2 x 2
Al or stainless
Clad Stainless steel Al Stainless steel Zr
steel
Highly
U enrichment 93,5 % 4 % enriched 20 % 6 %
uranium
Potential reactivity
< 3,6$ < 2,7$ < 3,1$ < 4,6$ < 2,5$
insertion
Ramp < 1$/s - - - -
Number of assemblies 19-64 592 rods 26-30 87-123 20
Number of plate per
12-24 x 10-18 x x
assemblies
Water/Fuel ratio 0,88-3,3 1,57 0,4-0,6 0,5 unknown
Total number of fis-
18 18 18 18 18
< 1,4 × 10 < 5 × 10 < 4,5 × 10 < 1,5 × 10 < 1,6 × 10
sions (fission)
Reactor period > 3,2 msec > 2,2 msec > 2,6 msec > 1,68 msec 2,8 msec
a
Many (~70) TRIGA reactors exist in the world. Some features may vary.
Annex D
(informative)
Simplified formulae
Simplified formulae were created to give a bounding number of fissions without precise knowledge
of the events that led to supercriticality. Some of these formulae were derived from experiments and
others were based on theoretical considerations from the one-point reactor kinetic equation and/or the
thermal theory.
Some simplified formulae are presented below. Note that other formulae could be found and be
established to better take into account specific models and configurations (powder, metal, rods). Some
[129] [144] [145]
of these formulae are listed in, , and.
Before using a simplified formula, one should well understand the basis and applicable conditions of this
formula. A review of the original publication may help in understanding them.
NOTE 1 The bibliography does not include references suggesting recommended fixed numbers of fissions.
The following symbols and abbreviated terms are necessary for the understanding of the tables of Annex D:
is the numerical value of the solution feed rate, expressed in litre per second;
A
a
is the numerical value of the ramp rate of reactivity insertion, expressed in dollar ($);
α
is the numerical value of the temperature feedback, expressed in per cent mille per degree
(pcm/°C);
b
is the numerical value of the quenching constant, expressed in per cent mille per fission
(pcm/fission);
−5
β
is the numerical value of the delayed neutron fraction, expressed in per cent mille (10 )
(pcm);
D
is the numerical value of the tank diameter, expressed in centimetre (cm);
is the numerical value of the total solution density, expressed in kilogram per litre (kg/l);
d
sol
is the numerical value of the water density, expressed in kilogram per litre (kg/l);
d
HO
is the error function of the value x;
Ex
()
ϕ
is the numerical value of the void volume feedback, expressed in per cent mille per litre
(pcm/litre);
is the numerical value of the Diven’s parameter;
Γ
[142]
NOTE 2 Γ is generally equal to 0,8 (see ).
18 © ISO 2013 – All rights reserved
is the numerical value of the solution height, expressed in centimetre (cm);
H
h
is the numerical value of the average convection heat transfer coefficient, expressed in watt
per square meter per degree [W/m /°C];
K
is the numerical value of the reciprocal heat capacity, expressed in degree per fission (°C/fis-
sion);
κ
is the numerical value of the constant depending on the geometry;
13/
23/
[133]
NOTE 3 κ is equal to 43.π ≈4,836 for a sphere and is equal to 6 for a cube (see ).
()
is the numerical value of the total solution mass, expressed in kilogram (kg);
m
sol
∨
is the numerical value of the minimum critical mass of solution for the considered geometry,
m Φ
()
c
expressed in kilogram (kg);
N is the numerical value of the number of fissions in the first power spike;
B
is the numerical value of the number of fissions of the plateau;
N
P
is the numerical value of the total number of fissions;
N
f
ν
is the numerical value of a coefficient, expressed in litre per square fission [litre/(fission) ];
is the numerical value of the average value of neutrons emitted per fission;
ν
−5
ρ is the numerical value of the step reactivity input, expressed in per cent mille (10 ) (pcm);
t
is the numerical value of duration of the criticality accident, expressed in second (s);
t is the numerical value of the first peak time, expressed in second (s);
p
t is the numerical value of the delay after reaching a critical mass before the first persistent
chain reaction occurs, expressed in second (s);
τ
is the numerical value of the neutron lifetime, expressed in second (s);
V
is the numerical value of the solution volume, expressed in litre (l);
V is the numerical value of the solution volume at the time of the burst, expressed in litre (l);
B
∨
is the numerical value of the minimum critical volume of solution for the considered geometry,
V ()Φ
c
expressed in litre (l);
is the numerical value of the total solution volume, expressed in litre (l).
V
T
Table D.1 — Simplified formulae for the determination of total number of fissions for solutions
Formulae Area of applicability
— uranyl nitrate solutions in
a homogeneous medium with
highly enriched uranium
U/U = 93 %
— fuel concentration:
20~360 gU/l
— tank: cylindrical shape
with diameters of 30,80 cm
(CRAC) and 36 cm (SILENE)
a
Barbry
t — volume between 20 l and
(1982)
N = .V
f
−−15 17 260 l
35,,51×+06 38×10 .t
[128] [131] [139]
, ,
— the model could be appli-
cable to Pu solutions
— no boiling of the solution
— t < 600 s (without delayed
triggering of the reaction, i.e.
with an appreciable neutron
source)
— not a “step” criticality
accident
— solution with highly
15 08, 2 enriched uranium, slightly
NV=×29,.510
B
B
enriched uranium, or pluto-
Olsen
nium system
18 −01, 5
(1974)
Nt=×32,.10 ()1−
P — tank diameter between 30
[127] [131]
,
cm and 80 cm
NN=+ N
fB P
— solution feed rate
between 97 l/h and 1872 l/h
— density of solution lower
than 1,85
NV=×26,.10
fT
— evaporation of less than
Nomura
25 % of the solution during
(1995)
(without boiling)
boiling
NV=×610 .
[129] [131]
, fT
— no forced cooling
(with boiling)
— no condensation of the
solution during boiling
a
The Barbry formula is also devoted to the estimate of the number of fissions in the first power spike for solutions.
20 © ISO 2013 – All rights reserved
Table D.1 (continued)
Formulae Area of applicability
— density of solution lower
than 1,2
Tuck
(1974)
NV= 10 . — no forced cooling
fT
[126] [131]
,
— no condensation of the
solution during boiling
without boiling:
— homogeneous medium
κ.ht
NV=×13,.10 .d 1+
fT sol
13/
5
— constant pressure
4,.184×10 dV.
()
solT
or
κ.ht
Nm=×13,.10 . 1 +
fsol
23//13
4,.184×10 dm.
()
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 16117
Première édition
2013-10-01
Sécurité de criticité nucléaire —
Évaluation du nombre de fissions en cas
d’un hypothétique accident de criticité
Nuclear criticality safety — Estimation of the number of fissions of a
postulated criticality accident
Numéro de référence
©
ISO 2013
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© ISO 2013
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sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique, y compris la photocopie, l’affichage sur
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Tel. + 41 22 749 01 11
Fax + 41 22 749 09 47
E-mail copyright@iso.org
Web www.iso.org
Publié en Suisse
ii © ISO 2013 – Tous droits réservés
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Termes et définitions . 1
3 Principes généraux . 2
4 Estimation du nombre de fissions . 3
4.1 Généralités . 3
4.2 Données d’entrée . 3
4.3 Utilisation des modèles simplifiés . 3
4.4 Utilisation des outils de calcul . 4
Annexe A (informative) Schéma fonctionnel d’une analyse d’accident de criticité (extrait de
l’ISO 27467:2009) . 5
Annexe B (informative) Caractéristiques des accidents de criticité qui sont survenus pendant des
opérations du cycle du combustible . 7
Annexe C (informative) Résultats expérimentaux .16
Annexe D (informative) Formules simplifiées .22
Bibliographie .28
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 (CEI) 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/CEI, 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/CEI, Partie 2, www.iso.
org/directives.
L’attention est appelée 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
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www.iso.org/patents.
Les éventuelles appellations commerciales utilisées dans le présent document sont données pour
information à l’intention des utilisateurs et ne constituent pas une approbation ou une recommandation.
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité
SC 5, Technologie du combustible nucléaire.
iv © ISO 2013 – Tous droits réservés
Introduction
Dans les activités impliquant des matières fissiles, la possibilité d’un accident de criticité ne peut être
complètement écartée. Afin de préparer des interventions d’urgence dans cette éventualité, l’ISO 27467
spécifie des domaines à étudier (voir Annexe A) lors de l’analyse des éventuelles conséquences, chaque
fois qu’un accident de criticité plausible peut avoir lieu. La présente Norme internationale porte sur
l’un de ces domaines et est destinée à l’estimation du nombre de fissions dans le cas d’un hypothétique
accident de criticité. Il s’agit d’un sujet essentiel car la plupart des autres questions soulevées par
l’analyse d’un accident de criticité dépendent de l’estimation adéquate de ce nombre de fissions.
NORME INTERNATIONALE ISO 16117:2013(F)
Sécurité de criticité nucléaire — Évaluation du nombre de
fissions en cas d’un hypothétique accident de criticité
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale fournit une méthodologie afin d’estimer la valeur raisonnablement
maximale du nombre de fissions d’un hypothétique accident de criticité.
L’estimation du nombre de fissions, associée à son hypothétique accident de criticité, a un impact sur la
planification et l’intervention d’urgence en cas d’accident de criticité car cela est utilisé dans l’estimation
des doses de rayonnement et matières radioactives rejetées.
La présente Norme internationale ne fournit pas de méthodologie ni de directives afin de déterminer
des scénarios d’accidents enveloppes.
La présente Norme internationale ne couvre pas la détection des accidents de criticité traitée par l’ISO 7753.
La présente Norme internationale s’applique aux installations nucléaires, aux usines, aux laboratoires,
à l’entreposage et au transport des matières fissiles (mais pas aux cœurs de réacteurs nucléaires) pour
lesquels un accident de criticité plausible peut avoir lieu.
2 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
2.1
hypothétique accident de criticité
hypothétique association d’un scénario d’accident et d’une évolution de l’accident
Note 1 à l’article: Un hypothétique accident de criticité est associé à un nombre de fissions estimé.
2.2
scénario d’accident
ensemble de conditions hypothétiques plausibles selon lesquelles une installation et/ou un procédé
contenant de la matière fissile développe une ou plusieurs conditions anormales telles qu’il soit
susceptible de dépasser l’état critique, occasionnant ainsi un accident de criticité
Note 1 à l’article: Cette définition est tirée de l’ISO 27467.
2.3
évolution de l’accident
progression de l’accident de criticité (après que l’état critique soit dépassé), tenant compte des phénomènes
physiques (par exemple les effets de température et de vide) et des éventuelles interventions humaines
destinées à arrêter l’accident
2.4
domaine d’applicabilité
ensemble des paramètres (par exemple l’environnement, les caractéristiques géométriques, la matière
fissile, la durée de l’accident) pour lesquels il est prévu d’utiliser un modèle/outil
Note 1 à l’article: Dans l’Annexe D, les dernières colonnes des tableaux résument le domaine d’applicabilité de
certaines formules simplifiées.
3 Principes généraux
CONDITIONS PRÉALABLES Une fois que les objectifs de l’analyse de l’accident de criticité ont
été définis (analyse fondée, par exemple, sur l’ISO 27467), un ou plusieurs accidents de criticité
peuvent être postulés. Les hypothèses d’un hypothétique accident de criticité, et par conséquent, les
éventuelles conséquences, doivent être reliées aux objectifs de l’analyse de l’accident de criticité (par
exemple l’élaboration des chemins d’évacuation, la cartographie de dose, le choix du/des point(s) de
regroupement).
EXEMPLE 1 Parce que les paramètres enveloppes peuvent être différents pour les estimations de la dose de
rayonnement et les estimations du rejet de matières radioactives, il est possible de sélectionner un ensemble
d’hypothèses adaptées pour chaque estimation.
EXEMPLE 2 L’élaboration des chemins d’évacuation peut être réalisée avec un nombre de fissions arbitraire,
l’objectif étant d’optimiser les chemins d’évacuation des opérateurs, quelle que soit la valeur de la dose. Dans ce
cas, le siège de l’hypothétique accident de criticité constitue le paramètre principal.
3.1 Pour l’estimation du nombre de fissions, il convient de tenir compte des hypothèses suivantes et de
leur variation:
— la description de l’équipement (configuration géométrique, réflecteur, etc.);
— le degré de confinement et l’environnement (cuve ouverte ou fermée, pression, refroidissement, etc.);
— la matière fissile (quantité, enrichissement, milieu, forme physico-chimique, etc.);
— la réactivité totale insérée;
— la vitesse d’insertion de réactivité;
— le délai avant la première réaction en chaine persistante (fonction de la source neutronique initiale,
c’est-à-dire les fissions spontanées, réactions (alpha, n), etc.);
— la durée de l’accident de criticité (calculée/estimée avec et sans intervention le cas échéant).
3.1.1 Il convient de déterminer ces hypothèses à partir du scénario d’accident et de l’évolution de
l’accident de l’hypothétique accident de criticité.
3.1.2 Les hypothèses sélectionnées doivent être comprises dans le domaine physiquement possible
conformément aux caractéristiques de l’activité considérée (caractéristiques de l’installation, du
transport, etc.).
AVERTISSEMENT — — L’estimation du nombre de fissions ne constitue que la première étape
dans la détermination des conséquences de l’hypothétique accident de criticité (voir, par
exemple, le schéma fonctionnel issu de l’ISO 27467 dans l’Annexe A). L’estimation globale des
conséquences doit tenir compte de tous les aspects de l’accident de criticité, et il convient
d’effectuer des itérations entre l’estimation du nombre de fissions et les actions suivantes
(par exemple l’estimation des doses). Par exemple, dans le cas de sièges potentiels d’accident
de criticité différents, l’hypothétique accident de criticité conduisant au plus grand nombre
de fissions peut ne pas nécessairement conduire aux doses les plus élevées auxquelles seront
exposés les employés et le public en raison de son emplacement. Il convient alors de considérer
d’autres hypothèses affectant les conséquences d’un hypothétique accident de criticité telles que
les hypothèses suivantes:
— l’emplacement de l’équipement, siège de l’accident de criticité;
— la description du bâtiment;
— l’emplacement des personnes;
— la présence/absence de système d’alarme d’accident de criticité.
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3.2 Chaque estimation du nombre de fissions doit être associée à une durée approximative. Il convient
de tenir compte de toute action humaine anticipée dans l’évolution de l’accident.
3.3 Le nombre de fissions doit être déterminé à l’aide de modèles simplifiés (4.3 et notamment 4.3.2),
ou d’outils de calcul (4.4), ou des deux.
4 Estimation du nombre de fissions
4.1 Généralités
4.1.1 Pour estimer le nombre de fissions, il convient d’utiliser en premier lieu les modèles simplifiés (4.3).
4.1.2 L’utilisation des outils de calcul peut ensuite être considérée (4.4), en tenant compte des objectifs
de l’analyse de l’accident de criticité (par exemple l’élaboration des chemins d’évacuation, la cartographie
de dose, le choix du/des point(s) de regroupement). Cela nécessite:
— la disponibilité d’un outil de calcul permettant la simulation de l’accident de criticité,
— la détermination de toutes les données d’entrée nécessaires à l’outil de calcul.
4.1.3 Dans le cas où les deux voies d’estimation sont utilisées, il convient de comprendre et de
documenter l’origine d’une disparité dans l’ordre de grandeur des deux résultats.
4.2 Données d’entrée
4.2.1 Les données d’entrée nécessaires aux modèles simplifiés ou aux outils de calcul (configuration
géométrique, environnement extérieur, caractéristiques du milieu, etc.) doivent être extraites des
hypothèses considérées dans le scénario d’accident et dans l’évolution de l’accident. Si ces derniers
éléments n’apportent pas les données d’entrée nécessaires, il convient d’obtenir ces informations à partir
de mesures ou de calculs, ou bien de les estimer à partir de la documentation internationale.
NOTE Selon le mode d’estimation choisie, le type et le nombre de données d’entrée nécessaires peuvent varier.
4.2.2 Il convient d’étudier la sensibilité aux données d’entrée sélectionnées (liées aux incertitudes et
aux possibles variations indiquées en 3.1) pour la voie d’estimation choisie (4.3 et/ou 4.4). Cette étude
permettra une meilleure compréhension des incertitudes associées au nombre de fissions estimé.
Cette étude peut constituer une base potentielle permettant à un spécialiste de la sûreté-criticité
d’adéquatement sélectionner une estimation maximale. Autrement, il convient de fournir davantage de
justifications concernant l’applicabilité du résultat.
4.2.3 Il est nécessaire de tenir compte des paramètres pouvant varier de manière significative pendant
la durée de l’accident de criticité.
4.3 Utilisation des modèles simplifiés
4.3.1 Pour l’estimation du nombre de fissions, il convient de se fonder sur des options simplifiées
fournissant des «ordres de grandeur».
4.3.2 Il convient de s’appuyer, pour cette estimation, sur l’enseignement collectif tiré des précédents
accidents de criticité (voir Annexe B) et des résultats des expériences de criticité (voir Annexe C), ainsi
que sur l’utilisation éventuelle de formules simplifiées (voir Annexe D).
4.3.3 Lorsqu’un modèle simplifié est utilisé, la cohérence de son domaine d’applicabilité avec les
hypothèses choisies de l’hypothétique accident de criticité doit être justifiée et documentée.
NOTE La durée de l’accident de criticité affecte de manière significative l’évaluation. Les modèles simplifiés se
fondent en effet principalement sur des expériences de criticité ainsi que sur de précédents accidents de criticité
arrêtés par des interventions humaines.
4.3.4 Pour estimer le nombre de fissions, il convient d’associer aux résultats des modèles simplifiés
l’étude de sensibilité réalisée (4.2.2).
4.4 Utilisation des outils de calcul
AVERTISSEMENT — — Il convient d’utiliser avec prudence les résultats donnés par les outils de
calcul pour l’estimation du nombre de fissions. En particulier, la qualification complète d’un outil
de calcul d’accident de criticité est actuellement difficile en raison de la complexité des modèles
ainsi que du manque d’expérience sur des systèmes critiques et de l’absence de données précises
pouvant être tirées des précédents accidents de criticité.
4.4.1 L’outil de calcul utilisé doit être documenté et doit comprendre la vérification de la mise en
œuvre adéquate des différents modèles (par exemple la neutronique, les transferts thermiques, le
comportement des bulles).
4.4.2 Lorsque c’est possible, il convient de documenter la comparaison entre les résultats de l’outil de
calcul et des expériences/accidents proches des hypothèses choisies pour l’hypothétique accident de criticité.
4.4.3 Lorsqu’un outil de calcul est utilisé, la cohérence de son domaine d’applicabilité avec les
hypothèses choisies pour l’hypothétique accident de criticité doit être justifiée et documentée. En cas
d’incohérence, les outils de calcul peuvent continuer à être utilisés, mais il est nécessaire de documenter
leur utilisation.
4.4.4 La libre évolution du système pendant la durée de l’accident doit être prise en considération. Il
convient d’utiliser, dans le calcul, des hypothèses résultantes conduisant à l’établissement de l’évaluation
maximale du nombre de fissions.
4.4.5 Pour estimer le nombre de fissions, il convient d’associer aux résultats de l’outil de calcul l’étude
de sensibilité réalisée (4.2.2) et les autres éléments disponibles (par exemple les résultats obtenus à
partir de la comparaison avec des expériences, la complexité des modèles, les éventuelles hypothèses
pénalisantes des modèles).
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Annexe A
(informative)
Schéma fonctionnel d’une analyse d’accident de criticité (extrait
de l’ISO 27467:2009)
Coniguration d’accident de criticité
Scénario hypothétique
NOMBRE DE FISSIONS
Déinition
non/oui oui
du scénario
précise?
Calculs de criticité et de
Estimation du nombre total de
neutronique
issions et du 1 pic en utilisant :
(keff, , β, )
•les modèles simpliiés
• les résultats expérimentaux
Calculs concernant la physique
•le retour d’expérience des
(puissance, issions, température,
accidents
...) en utilisant des codes d’accident
DOSIMÉTRIE
Estimation des
doses dans
l’environnement de
la source
La
Coniguration
non oui
(géométrie, milieu)
est-elle bien connue?
Utilisation de
résultats expérimentaux, Codes de calcul
abaques ou modèles de dosimétrie
simpliiés
DÉTECTION
IRRADIATION
Détection de l’accident de
Rejet de radionucléides
criticité et déclenchement de
et étude d’impact
Évaluation du risque
l’alarme en conformité avec la
Norme internationale
GESTION DE CRISE ET INTERVENTION
Figure A.1 — Schéma fonctionnel d’une analyse d’un accident de criticité
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CONSÉQUENCES RADIOLOGIQUES:
PHYSIQUE
RISQUES D’IRRADIATION ET DE CONTAMINATION
Annexe B
(informative)
Caractéristiques des accidents de criticité qui sont survenus
pendant des opérations du cycle du combustible
Les informations suivantes sont principalement issues de la Référence [4]. 22 accidents de criticité
connus se sont produits pendant les opérations du cycle du combustible. 21 se sont produits avec des
matières fissiles dans des solutions liquides ou des boues, 1 s’est produit avec des lingots métalliques.
Jusqu’à présent, aucun accident dans le cycle du combustible n’a eu lieu dans de la poudre sèche, avec des
crayons dans l’eau ou avec des matières fissiles entreposées ou transportées.
Les caractéristiques des milieux fissiles impliqués dans les précédents accidents de criticité sont divers
par leur élément (U, Pu) et leur enrichissement. En solution, le volume de combustible varie de 19 l à 800 l.
Pour ces accidents de criticité, le nombre de fissions au premier pic de puissance, lorsqu’il est connu, est
inférieur à 2 × 10 fissions. Le nombre total de fissions pour les accidents de criticité varie d’environ
15 19
10 à 4 × 10 fissions. Ces estimations du nombre de fissions sont néanmoins très approximatives pour
certaines d’entre elles et il convient de les considérer avec prudence.
Le retour d’expérience des accidents a démontré que ces évènements peuvent être un unique pic, plusieurs
pics, ou une excursion quasi-stable pouvant durer longtemps. La durée de l’accident varie entre quelques
secondes et environ 40 h. Sans intervention, certains des accidents du cycle du combustible auraient pu
durer pendant plus longtemps.
L’analyse des précédents accidents de criticité montre que les scénarios conduisant aux excursions de
criticité étaient dus à plusieurs défaillances (plus de deux). La plupart de ces défaillances sont survenues
pendant des opérations non routinières.
Une synthèse des accidents de criticité survenus dans des installations du cycle du combustible nucléaire
est présentée dans le Tableau B.1. Pour augmenter la quantité de données relatif à l’estimation du nombre
de fissions basée sur les accidents de criticité passés, une synthèse des accidents de criticité survenus
dans les réacteurs et au cours d’expériences critiques est également présentée dans le Tableau B.2.
Même si ces accidents sont survenus dans le cadre de configurations différentes des opérations du
cycle du combustible (par exemple insertion de réactivité importante due à la configuration avec des
expériences critiques ou légèrement sous-critiques, système de détection, système de protection, etc.),
il peuvent apporter des informations concernant des milieux fissiles qui n’ont pas eu d’accident de
criticité dans le cycle du combustible (par exemple métaux, crayons dans l’eau) en plus de fournir plus
d’informations pour des milieux fissiles qui ont été impliqués dans des accidents de criticité dans le
cycle du combustible.
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Tableau B.1 — Synthèse des accidents de criticité survenus dans des installations du cycle du combustible nucléaire
Nombre de
Volume de Volume de la Nombre total
fissions du
Type de com- Milieu
combustible cuve de fissions
a b d
N° Site Date Géométrie Durée
premier pic
c
bustible fissile
d
l l fiss
fiss
17 e
1 Mayak 15/03/1953 Solution Pu Cylindre vertical 31 40 Inconnu 2,0 × 10 < 1 min
2 Mayak 21/04/1957 Boue U(90) Cylindre horizontal 30 100 Inconnu 1,0 × 10 10 min
17 17 e
3 Mayak 02/01/1958 Solution U(90) Cylindre vertical 58,4 442 2,0 × 10 2,0 × 10 < 1 min
16 18
4 Y-12 16/06/1958 Solution U(93) Cylindre vertical 56 208 1,0 × 10 1,3 × 10 20 min
17 17 e
5 LASL 30/12/1958 Solution (Org.) Pu Cylindre vertical 160 982 1,5 × 10 1,5 × 10 < 1 min
17 19
6 ICPP 16/10/1959 Solution U(91) Cylindre horizontal 800 18 900 1,0 × 10 4,0 × 10 20 min
7 Mayak 05/12/1960 Solution Pu Cylindre vertical 19 40 Inconnu 2,5 × 10 1h50 min
16 17 f
8 ICPP 25/01/1961 Solution U(90) Cylindre vertical 40 461 6,0 × 10 6,0 × 10 < 3 min
15 e
9 Tomsk 14/07/1961 Solution (Org.) U(22,6) Cylindre annulaire vertical 42,9 65 aucun 1,2 × 10 < 1 min
16 17
10 Hanford 07/04/1962 Solution Pu Cylindre vertical 45 69 1,0 × 10 8,0 × 10 37h30 min
11 Mayak 07/09/1962 Solution Pu Cylindre vertical 80 100 aucun 2,0 × 10 1h40 min
12 Tomsk 30/01/1963 Solution U(90) Cylindre vertical 35,5 49,9 Inconnu 7,9 × 10 10h20 min
13 Tomsk 02/12/1963 Solution (Org.) U(90) Cylindre vertical 64,8 100 aucun 1,6 × 10 16 h
17 17
14 Wood River 24/07/1964 Solution U(93) Cylindre vertical 51 103,7 1,0 × 10 1,3 × 10 1h30 min
16 e
15 Electrostal 03/11/1965 Boue U(6,5) Cylindre vertical 100 300 aucun 1,0 × 10 < 1 min
16 Mayak 16/12/1965 Solution U(90) Cylindre vertical 28,6 100 aucun 5,5 × 10 7 h
16 17
17 Mayak 10/12/1968 Solution (Org.) Pu Cylindre vertical 28,8 62,1 3,0 × 10 1,3 × 10 > 15 min
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
f
< 3 min signifie «quelques minutes».
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Tableau B.1 (suite)
Nombre de
Volume de Volume de la Nombre total
fissions du
Type de com- Milieu
combustible cuve de fissions
a b d
N° Site Date Géométrie Durée
premier pic
c
bustible fissile
d
l l fiss
fiss
18 Windscale 24/08/1970 Solution (Org.) Pu Cylindre vertical 40 156 aucun 1,0 × 10 10 s
19 ICPP 17/10/1978 Solution U(82) Cylindre vertical 315,5 315,5 Inconnu 2,7 × 10 ~2 h
15 15 e
20 Tomsk 13/12/1978 Métallique Pu Cylindre vertical 0,54 3,2 3,0 × 10 3,0 × 10 < 1 min
21 Novosibirsk 15/05/1997 Boue U(70) Deux cuves verticales Inconnu 2 × 700 aucun 5,5 × 10 27h5 min
parallèles
16 18
22 Tokai-mura 30/09/1999 Solution U(18,8) Cylindre vertical 45 100 5,0 × 10 2,5 × 10 19h40 min
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
f
< 3 min signifie «quelques minutes».
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Tableau B.2 — Synthèse des accidents de criticité sélectionnés survenus dans le réacteur et expériences de criticité
Nombre total
Masse du combus-
Milieu
de fissions
a b d
N° Site Date Type de combustible Géométrie tible (kg) ou volume Durée
c
Fissile
(l)
d
(fiss)
16 e
A-1 LASL 12/1949 Solution U(14) Sphère, réfléchi par du graphite 13,6 l ~3 × 10 < 1 min
16 e
A-2 Hanford 16/11/1951 Solution Pu Sphère nue 63,8 l 8 × 10 < 1 min
17 e
A-3 ORNL 26/05/1954 Solution U(93) Cylindre annulaire, nu 55,4 l 1 × 10 < 1 min
17 e
A-4 ORNL 01/02/1956 Solution U(93,2) Cylindre nue 58,9 l 1,6 × 10 < 1 min
233 16 e
A-5 ORNL 30/01/1968 Solution U(98) Sphère, réfléchi par de l’eau 5,84 l 1,1 × 10 < 1 min
16 e
B-1 LASL 21/08/1945 Métallique Pu Sphère réfléchie par du WC (carbure de 6,2 kg ~1 × 10 < 1 min
tungstène)
15 e
B-2 LASL 21/05/1946 Métallique Pu Sphère, réfléchi par du Be 6,2 kg ~3 × 10 < 1 min
17 e
B-3 LASL 01/02/1951 Métallique U(93,5) Anneau et cylindre réfléchis par de l’eau 62,9 kg ~1 × 10 < 1 min
16 e
B-4 LASL 18/04/1952 Métallique U(93) Cylindre non réfléchi 92,4 kg 1,5 × 10 < 1 min
16 e
B-5 Sarov 09/04/1953 Métallique Pu Sphère avec réflecteur en U naturel ~8 kg ~1 × 10 < 1 min
16 e
B-6 LASL 03/02/1954 Métallique U(93) Sphère non réfléchie 53 kg 5,6 × 10 < 1 min
17 e
B-7 LASL 12/02/1957 Métallique U(93,7) Sphère non réfléchie 54 kg 1,2 × 10 < 1 min
16 e
B-8 LASL 17/06/1960 Métallique U(93) Cylindre avec réflecteur en C 48 kg 6 × 10 < 1 min
16 e
B-9 ORNL 10/11/1961 Métallique U(93) Réfléchi par de la paraffine 75 kg ~1 × 10 < 1 min
15 e
B-10 Sarov 11/03/1963 Métallique Pu Sphère réfléchie par du LiD ~17,35 kg ~5 × 10 < 1 min
17 e
B-11 Livermore 26/03/1963 Métallique U(93) Cylindre réfléchi par du Be 47 kg 3,7 × 10 < 1 min
17 e
B-12 WSMR 28/05/1965 Métallique U(93) + Mo Cylindre non réfléchi 96 kg 1,5 × 10 < 1 min
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
Tableau B.2 (suite)
Nombre total
Masse du combus-
Milieu
de fissions
a b d
N° Site Date Type de combustible Géométrie tible (kg) ou volume Durée
c
Fissile
(l)
d
(fiss)
16 e
B-13 Chelya- 05/04/1968 Métallique U(90) Sphère avec réflecteur en U naturel 47,7 kg 6 × 10 < 1 min
binsk-70
17 e
B-14 Aberdeen 06/09/1968 Métallique U(93) + Mo Cylindre non réfléchi 123 kg 6,09 × 10 < 1 min
B-15 Sarov 17/06/1997 Métallique U(90) Sphère avec réflecteur en Cu ~44 kg ~1 × 10 6j13h55 min
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
14 © ISO 2013 – Tous droits réservés
Tableau B.2 — (suite)
Nombre total
Masse du combus-
Milieu
de fissions
a b d
N° Site Date Type de combustible Géométrie tible (kg) ou nombre Durée
b
Fissile
de crayons
d
(fiss)
16 e
C-1 LASL 06/06/1945 Métallique U(79,2) Pseudo sphère réfléchie par de l’eau 35,4 kg ~4 × 10 < 1 min
17 e
C-3 ANL 02/06/1952 UO dans de la matière U(93) Éléments combustibles dans l’eau 324 éléments com- 1,22 × 10 < 1 min
plastique bustibles
20 e
C-4 Chalk River 12/12/1952 Crayons d’uranium naturel U(0,71) Réacteur modéré avec de l’eau lourde ~190 crayons com- 1,2 × 10 < 1 min
bustibles
C-6 Vinca 15/10/1958 Crayons d’uranium naturel U(0,71) Crayons de combustible dans de l’eau lourde 3995 kg (masse d’U) ~2,6 × 10 ~10 min
18 f
C-7 Saclay 15/03/1960 Oxyde U(1,5) Crayons de combustible dans de l’eau 2200 kg 3 × 10 < 3 min
18 e
C-8 IRTA 03/01/1961 Combustible d’uranium U(93) Crayons de combustible dans de l’eau 40 éléments 4,4 × 10 < 1 min
17 e
C-10 Mol 30/12/1965 Oxyde U(7) Crayons dans de l’eau/de l’eau lourde 1200 kg ~4 × 10 < 1 min
C-11 Kurchatov 15/02/1971 Crayons combustibles U(20) Crayons combustibles réfléchies par du Be 349 crayons 2 × 10 15 min
d’UO
18 e
C-12 Kurchatov 26/05/1971 Crayons combustibles U(90) Crayons combustibles, réfléchies par de l’eau 1790 crayons 5 × 10 < 1 min
d’UO
NOTE 1 Il n’existe aucune estimation du nombre total de fissions pour l’accident C-2.
NOTE 2 Les «accidents» C-5 et C-9 correspondent à des expériences menées dans les réacteurs BORAX et SPERT, et sont présentés dans l’Annexe C.
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
f
< 3 min signifie «quelques minutes».
Tableau B.2 (suite)
Nombre total
Masse du combus-
Milieu
de fissions
a b d
N° Site Date Type de combustible Géométrie tible (kg) ou nombre Durée
b
Fissile
de crayons
d
(fiss)
17 e
C-13 Buenos Aires 23/09/1983 Éléments combustibles de U(90) Réacteur de type piscine 20 éléments combus- ~4 × 10 < 1 min
type MTR tibles
15 e
D-1 LASL 11/02/1945 UH pressé dans du styrex inconnu Assemblage dragon 5,4 kg ~6x10 < 1 min
17 e
D-2 NRTS 29/11/1955 Uranium dans du NaK U(93,2) EBR-1 52 kg (masse d’U) ~4x10 < 1 min
16 e
D-3 LASL 03/07/1956 Feuilles d’uranium métal- U(93) Structure alvéolaire 58 kg (masse d’U) 3,2x10 < 1 min
lique modérées par du
graphite
19 e
D-4 NRTS 18/11/1958 Oxyde d’uranium dans du U(93,2) HTRE ~220 kg (masse 2,5x10 < 1 min
nickel-chrome d’UO )
16 e
D-5 LASL 11/12/1962 Feuilles d’uranium modé- U(93) Cylindre et réflecteur annulaire inconnu ~3x10 < 1 min
rées par du graphite
NOTE 1 Il n’existe aucune estimation du nombre total de fissions pour l’accident C-2.
NOTE 2 Les «accidents» C-5 et C-9 correspondent à des expériences menées dans les réacteurs BORAX et SPERT, et sont présentés dans l’Annexe C.
a [4]
La numérotation dans les Tableaux B correspond à la numérotation utilisée dans la Référence.
b
Mayak: Mayak Production Association (Russie), Y-12: Oak Ridge Y-12 Plant (États-Unis), LASL: Los Alamos science Laboratory (États-Unis), ICPP: Idaho Chemical Processing
Plant (États-Unis), Tomsk: Siberian Chemical combine (Russie), Hanford: Hanford Works (États-Unis), Wood River: United Nuclear Fuel Recovery Plant (États-Unis), Electrostal:
Electrostal Machine Building Plant (Russie), Windscale: Windscale Works (Royaume-Uni), Novosibirsk: Novosibirsk Chemical Concentration Plant (Russie), Tokai-mura: JCO
Fuel Fabrication Plant (Japan), ORNL: Oak Ridge National Laboratory (États-Unis), Sarov: Sarov (Arzamas-16) (Russie), Livermore: Lawrence Livermore Laboratory (États-Unis),
WSMR: White Sands Missile Range (États-Unis), Chelyabinsk-70: Chelyabinsk-70 (Russie), Aberdeen: Aberdeen Proving Ground (États-Unis), ANL: Argonne National Laboratory
(États-Unis), Chalk River: Chalk River Laboratory (Canada), Vinca: Vinca (ex-Yougoslavie), Saclay: Centre d’Etudes Nucléaires de Saclay (France), IRTA: Idaho Reactor Testing Area
(États-Unis), Mol: Mol (Belgique), Kurchatov: Kurchatov Institute (Russie), Buenos Aires: Buenos Aires (Argentine), NRTS: National Reactor Testing Station (États-Unis).
c 235 233
Les nombres entre parenthèses indiquent l’enrichissement en U (sauf pour l’accident A-5, Tableau B.2 où il s’agit de l’enrichissement en U).
d
Pour certains accidents, il existe une incertitude significative concernant l’estimation du nombre de fissions et de la durée de l’accident.
e
< 1 min signifie une «durée courte» ou une «excursion unique».
f
< 3 min signifie «quelques minutes».
Annexe C
(informative)
Résultats expérimentaux
De nombreuses expériences ont été menées dans le monde afin d’étudier les caractéristiques des
accidents de criticité et, en particulier, le nombre de fissions. Le principal milieu étudié est la solution.
Les données obtenues pour ce milieu couvrent une large gamme de paramètres clés tels que le volume
de la solution, la vitesse d’insertion de réactivité, et la concentration de la solution. Certains de ces
programmes expérimentaux ont permis d’élaborer des formules simplifiées (voir Annexe D). Des
expériences conduites en milieux métalliques ou hétérogènes (assemblages dans l’eau) sont également
présentées, même si l’objectif principal de ces expériences n’était pas l’étude des accidents de criticité.
Les résultats expérimentaux ont pu être utilisés pour déterminer le nombre de fissions dans le premier
pic et le nombre total de fissions. Les tableaux ci-dessous synthétisent les caractéristiques principales
des installations de recherche pour les milieux liquides (voir Tableau C.1), métalliques (voir Tableau C.2)
et hétérogènes (voir Tableau C.3). Les caractéristiques détaillées de ces installations sont indiquées
dans les références citées. Pour utiliser les résultats de ces installations de recherche, il est nécessaire
de fournir des justifications quant à la représentativité des caractéristiques de l’expérience par rapport
au scénario de l’accident.
Il faut tenir compte du fait que, pour les expériences, la durée du transitoire peut être maitrisée par
l’expérimentateur, à l’aide de systèmes de contrôles, ce qui n’est pas le cas pour les accidents de criticité réels.
NOTE 1 Les incertitudes concernant la valeur du nombre de fissions ne sont pas toujours données et il convient
de garder à l’esprit que l’évaluation expérimentale dépend de l’étalonnage de l’installation de recherche.
NOTE 2 Des informations générales ainsi que les résultats de recherche bibliographiegraphique concernant
les installations de recherche figurent dans les Références [27] et [31] à [39]. Ces références peuvent également
servir à obtenir des informations supplémentaires relatives à certaines installations de recherche.
NOTE 3 Dans les tableaux suivants, et pour chaque installation de recherche, les paramètres maximum (ou
minimum) ne sont pas forcément issus d’une seule expérience.
Tableau C.1 — Caractéristiques principales des installations de recherche mettant en œuvre
des solutions
Installation CRAC SILENE TRACY SHEBA II
Pays France France Japon États-Unis
Date des expé-
1968-1972 1974-2010 1996-2011 1993-2004
riences
Références [5] à [9]
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
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