Nuclear energy — Nuclear fuel technology — Theoretical activation calculation method to evaluate the radioactivity of activated waste generated at nuclear reactors

ISO 16966:2013 gives guidelines for a common basic theoretical methodology to evaluate the activity of radionuclides in activated waste generated at nuclear reactors using neutron activation calculations.

Energie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Méthode théorique de calcul de l'activation pour évaluer la radioactivité des déchets activés produits par les centrales nucléaires

L'ISO 16966:2013 donne les lignes directrices d'une méthodologie théorique de base permettant d'évaluer l'activité des radionucléides dans les déchets activés produits dans les réacteurs nucléaires au moyen de calculs d'activation neutronique.

General Information

Status
Published
Publication Date
01-Dec-2013
Current Stage
9020 - International Standard under periodical review
Start Date
15-Oct-2024
Completion Date
15-Oct-2024
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ISO 16966:2013 - Nuclear energy -- Nuclear fuel technology -- Theoretical activation calculation method to evaluate the radioactivity of activated waste generated at nuclear reactors
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ISO 16966:2013 - Energie nucléaire -- Technologie du combustible nucléaire -- Méthode théorique de calcul de l'activation pour évaluer la radioactivité des déchets activés produits par les centrales nucléaires
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Standards Content (Sample)


INTERNATIONAL ISO
STANDARD 16966
First edition
2013-12-01
Nuclear energy — Nuclear fuel
technology — Theoretical activation
calculation method to evaluate the
radioactivity of activated waste
generated at nuclear reactors
Energie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire —
Méthode théorique de calcul de l’activation pour évaluer la
radioactivité des déchets activés produits par les centrales nucléaires
Reference number
©
ISO 2013
© ISO 2013
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Fax + 41 22 749 09 47
E-mail copyright@iso.org
Web www.iso.org
Published in Switzerland
ii © ISO 2013 – All rights reserved

Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Terms and definitions . 1
3 Theoretical evaluation method . 2
3.1 General methodology . 2
3.2 Point method . 2
3.3 Range method . 2
4 Calculations. 4
4.1 General . 4
4.2 Selection and determination of input parameters and conditions . 4
4.3 Activation calculations . 6
4.4 Validation and uncertainties . 7
4.5 Records . 8
Annex A (informative) Application and example of the theoretical activation calculation method .9
Annex B (informative) Suggested procedure for the point method for activation calculation .15
Annex C (informative) Suggested procedure for range method for setting input data for
activation calculations .21
Annex D (informative) Dealing with uncertainties .39
Annex E (informative) Reporting of results.43
Bibliography .45
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 meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity
assessment, as well as information about ISO’s adherence to the WTO principles in the Technical Barriers
to Trade (TBT) see the following URL: Foreword - Supplementary information
The committee responsible for this document is ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel cycle.
iv © ISO 2013 – All rights reserved

Introduction
This International Standard presents guidelines on activation calculation methods for evaluating the
radionuclide content of activated waste generated at nuclear reactors.
This International Standard addresses the basic process of planning, executing, and reporting of results
for itemized component characterizations (point method) based on neutron source estimation and
component elemental compositions and physical parameters and usage in the reactor. This International
Standard also introduces the range method that extends the point method to define a radionuclide
distribution applicable to a collection of components of similar types and exposure histories that take
into account stochastic variations of the input parameters for material composition, neutron fluence
rates, and exposure histories applicable to the ranges of these parameters found in the collection.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 16966:2013(E)
Nuclear energy — Nuclear fuel technology — Theoretical
activation calculation method to evaluate the radioactivity
of activated waste generated at nuclear reactors
1 Scope
This International Standard gives guidelines for a common basic theoretical methodology to evaluate
the activity of radionuclides in activated waste generated at nuclear reactors using neutron activation
calculations.
The evaluation of any additional activity contributed by deposited contamination is not addressed in
this International Standard.
2 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
2.1
activation calculation
method of theoretical calculation for determining the radioactivity induced by neutron irradiation
2.2
activated waste
radioactive waste which contains radioactivity induced by irradiation
EXAMPLE Control rod, channel box, burnable poison, core support structures, reactor internal structures,
and materials in close proximity to the reactor core, etc.
Note 1 to entry: It can also contain additional radioactivity in the form of surface contamination.
2.3
difficult-to-measure nuclide
nuclide whose radioactivity is difficult to measure directly from the outside of the waste packages by
non-destructive assay means
[SOURCE: ISO 21238:2007, modified]
EXAMPLE Alpha-emitting nuclides, pure beta-emitting nuclides, and characteristic X-ray-emitting nuclides.
2.4
control index
index which has a constant relationship with the irradiation conditions affecting the activity
concentration of the nuclide contained in the activated waste and enables the calculation of the activity
concentration of the target radionuclide by the use of a conversion factor
EXAMPLE Fuel burnup.
2.5
key nuclide
gamma-emitting nuclide whose radioactivity is correlated with that of difficult-to-measure nuclides
and can be readily measured directly by non-destructive assay means
[SOURCE: ISO 21238:2007, modified]
EXAMPLE Co.
2.6
parent element
chemical element which produces a target radionuclide via neutron irradiation
2.7
target radionuclide
radionuclide of which the activity and/or concentration has to be declared for disposal or transportation
of waste packages
2.8
neutron fluence rate
at a given point in space, the number of neutrons incident on a small sphere in a small time interval,
divided by the cross-sectional area of that sphere and the time interval
[SOURCE: ISO 31-10:1992, modified]
3 Theoretical evaluation method
3.1 General methodology
The following two methodologies can be applied for estimating the radioactivity of the activated waste:
— Point method, a technique applicable to calculate the radioactivity concentration in a representative
piece or specific point of an activated waste item;
— Range method, a technique that is an extension of the point method applicable to a class of activated
component of similar property and exposure condition to calculate the average radioactivity of a set
or collection of activated wastes by evaluating the range of its radioactivity concentrations typical
of that set.
3.2 Point method
Point method provides the basic structure for performing activation calculations. It is generally
performed on an item by item basis using directly applicable or best estimate values for key parameters,
including neutron flux and material specification along with specific information on history of usage.
This method can be used for the evaluation of all kinds of activated wastes, including in-core hardware
and reactor internals. This method, in general, offers more precision on specific items and can be
necessary in the situation where activated wastes are close to the disposal limits. This method is most
often applied with corroborative dose rate survey and normalization with dose-based key nuclide
estimates.
NOTE See Annex B.
3.3 Range method
3.3.1 General
The neutron and irradiation conditions of the target activated waste vary depending on the neutron
fluence rate at its physical position in the reactor. The total radioactivity of the whole activated item(s)
can be estimated by repeating the activation calculation to cover all the necessary conditions of the
neutron irradiation among the whole activated item of the specified type. This provides typical or
average values and distribution.
The radioactivity concentration of some types of activated waste has a close relationship with the
fuel burnup (e.g. components associated with fuel elements). Once equilibrium has been reached, the
radionuclides produced in the same part of the same activated waste have constant composition ratios
because those parts have the same elemental composition and irradiation conditions.
2 © ISO 2013 – All rights reserved

Where reactor components are installed at a fixed location in the reactor (e.g. reactor pressure vessel)
with a specified elemental composition, only the neutron fluence rates differ depending on the axial and
radial position of this location.
[1]
The following three theoretical evaluation methods are applicable as typical range methods:
— Conversion method;
— Correlation method;
— Distribution evaluation method.
NOTE See Annex C.
3.3.2 Conversion method
In activated waste such as channel boxes and burnable poison which are used as fuel assembly parts, the
induced radioactivity can be closely correlated with some common reactor control parameters such as
fuel burnup, since the cases where the items are of similar design and material, remain in the reactor for
the same length of time, and are subject to the same neutron fluence as the fuel.
In this method, the relationship (conversion factor) between the control index (such as fuel burnup) and
the radioactivity concentration of such fuel assembly parts can be calculated by a series of activation
calculations which cover the possible range of burnup variations. The radioactivity concentration of
the activated waste can then be estimated by multiplying the control index such as burnup and the
conversion factor within its valid range.
NOTE See Annex C.
3.3.3 Correlation method
The correlation method can be used if a particular part or individual item of an activated group is
observed to have composition ratios of radionuclides produced sim
...


NORME ISO
INTERNATIONALE 16966
Première édition
2013-12-01
Energie nucléaire — Technologie du
combustible nucléaire — Méthode
théorique de calcul de l’activation
pour évaluer la radioactivité des
déchets activés produits par les
centrales nucléaires
Nuclear energy — Nuclear fuel technology — Theoretical activation
calculation method to evaluate the radioactivity of activated waste
generated at nuclear reactors
Numéro de référence
©
ISO 2013
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
© ISO 2013
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Publié en Suisse
ii © ISO 2013 – Tous droits réservés

Sommaire Page
Avant-propos .iv
1 Domaine d’application . 1
2 Termes et définitions . 1
3 Méthode d’évaluation théorique . 2
3.1 Méthodologie générale. 2
3.2 Méthode par point . 2
3.3 Méthode par plage . 3
4 Calculs . 4
4.1 Généralités . 4
4.2 Sélection et détermination des paramètres et conditions d’entrée . 4
4.3 Calculs d’activation . 7
4.4 Validation et incertitudes . 7
4.5 Enregistrements . 8
Annexe A (Informative)Méthode d’application et exemple deméthode théorique d’évaluation par
calcul d’activation . 9
Annexe B (informative) Mode opératoire suggéré pour la méthode par point pour le
calcul d’activation .15
Annexe C (informative) Mode opératoire suggéré pour la méthode par plage en vue de définir les
données d’entrée des calculs d’activation .21
Annexe D (informative) Prise en compte des incertitudes .38
Annexe E (informative) Expression des résultats .41
Bibliographie .43
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 (voir 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
références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de l’élaboration
du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou sur la liste ISO des déclarations de brevets reçues
(voir 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.
Pour une explication de la signification des termes et expressions spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de
la conformité, aussi bien que pour des informations au-sujet de l’adhésion de l’ISO aux principes de l’OMC
concernant les obstacles techniques au commerce (OTC) voir le lien suivant: Foreword - Supplementary
information
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Energie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 5, Cycle du combustible nucléaire.
Introduction
La présente Norme internationale présente les lignes directrices des méthodes d’évaluation par calcul
d’activation de la radioactivité des déchets activés produits dans les réacteurs nucléaires.
La présente Norme traite du processus de base de planification et d’exécution des calculs, de restitution
des résultats de caractérisation d’un composant donné (méthode par point) obtenus sur la base de
l’estimation du flux neutronique, des compositions en éléments de ce composant, des paramètres
physiques et de l’exploitation du réacteur. La norme présente également la méthode par plage qui est
une extension de la méthode par point afin de définir la distribution d’un radionucléide applicable à
un ensemble de composants de types et d’historiques d’irradiation similaires, en tenant compte des
variations stochastiques des paramètres d’entrée: compositions des matériaux, fluences, ainsi que les
différents historiques d’irradiation applicables à cet ensemble de composants.
Energie nucléaire — Cycle du combustible nucléaire — Méthode théorique d’évaluation, par calcul
d’activation, de la radioactivité contenue dans les déchets activés produits par les centrales nucléaires
iv © ISO 2013 – Tous droits réservés

NORME INTERNATIONALE ISO 16966:2013(F)
Energie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire
— Méthode théorique de calcul de l’activation pour
évaluer la radioactivité des déchets activés produits par les
centrales nucléaires
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale donne les lignes directrices d’une méthodologie théorique de base
permettant d’évaluer l’activité des radionucléides dans les déchets activés produits dans les réacteurs
nucléaires au moyen de calculs d’activation neutronique.
L’évaluation de l’activité additionnelle due à la contamination surfacique des matériaux activés n’est pas
traitée dans la présente Norme.
2 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
2.1
calcul d’activation
méthode de calcul théorique permettant de déterminer la radioactivité induite par une activation
neutronique
2.2
déchets activés
déchets radioactifs qui contiennent de la radioactivité produite par activation
EXEMPLE Barre de commande, boîtier canal, poison consommable, structures de support de cœur, structures
internes du réacteur, matériaux à proximité du cœur du réacteur, etc.
Note 1 à l’article: Ils peuvent également contenir une radioactivité additionnelle sous forme de contamination
surfacique.
2.3
radionucléide difficile à mesurer
radionucléide dont la radioactivité est difficilement mesurable depuis l’extérieur des colis de déchets
par des méthodes non destructives
[SOURCE: ISO 21238:2007, modifié]
EXEMPLE Radionucléides émet teurs alpha, émet teurs bêta purs et émet teurs dans des raies X caractéristiques.
2.4
index de contrôle
index traduisant une relation constante vis-à-vis des conditions d’irradiation ayant une influence sur
l’activité du radionucléide cible contenu dans le déchet activé et qui permet de calculer cette activité au
moyen d’un facteur de conversion
EXEMPLE Taux de combustion du combustible.
2.5
radionucléide traceur
radionucléide émetteur gamma dont l’activité est corrélée avec celle du radionucléide difficile à mesurer
et qui peut être aisément mesurée directement par des méthodes non destructives
[SOURCE: ISO 21238:2007, modifié]
EXEMPLE Co.
2.6
élément parent
élément chimique produisant un radionucléide cible par activation neutronique
2.7
radionucléide cible
radionucléide dont l’activité et/ou la concentration doit être déclarée dans le colis de déchets pour son
transport puis son stockage
2.8
débit de fluence neutronique
à un point donné dans l’espace, le nombre de neutrons incidents sur une petite sphère dans un court
intervalle de temps, divisé par la section de cette sphère et l’intervalle de temps
[SOURCE: ISO 31-10:1992, modifié]
3 Méthode d’évaluation théorique
3.1 Méthodologie générale
Les deux méthodes suivantes peuvent être appliquées pour l’estimation de la radioactivité des déchets
activés:
— Méthode par point, une technique applicable pour calculer la concentration de radioactivité dans
une partie représentative ou en un point spécifique d’un déchet activé.
— Méthode par plage, une technique qui est une extension de la méthode par point applicable à une
classe de composants activés dont les propriétés et les conditions d’irradiation sont similaires,
pour calculer la radioactivité moyenne d’un ensemble de déchets activés en évaluant la plage de
radioactivités propres à cet ensemble.
3.2 Méthode par point
Cette méthode fournit la base des calculs d’activation. Elle est généralement appliquée élément par
élément en utilisant les valeurs des paramètres clés directement applicables ou estimées au mieux, en
particulier celles du flux neutronique et des spécifications des matériaux avec une information précise
de l’historique d’utilisation de ces derniers.
Cette méthode peut être utilisée pour caractériser toutes sortes de matériaux activés en particulier
l’instrumentation de cœur et les équipements internes du réacteur. En général, cette méthode offre plus
de précision sur les résultats pour des éléments spécifiques et s’avère nécessaire lorsque la radioactivité
des déchets est proche de celle limite du stockage. La méthode est le plus souvent appliquée avec une
confirmation des résultats par des relevés de débits d’équivalent de dose en comparant ces derniers à
ceux estimés des radionucléides clés.
NOTE Voir Annexe B.
2 © ISO 2013 – Tous droits réservés

3.3 Méthode par plage
3.3.1 Généralités
Les neutrons et les conditions d’irradiation des déchets activés varient en fonction du débit de fluence
neutronique et de leur position physique dans le réacteur. La radioactivité totale du ou des éléments
activés dans leur intégralité peut être estimée en répétant le calcul d’activation en tenant compte de
toutes les conditions nécessaires d’irradiation neutronique rencontrées sur l’ensemble de l’élément activé
d’un type donné. Cette manière de procéder fournit les valeurs types et moyennes et leur distribution.
L’activité de certains types de déchets activés est étroitement liée au taux de combustion du combustible
(par exemple, composants associés aux éléments combustibles). Une fois l’équilibre atteint, les
radionucléides produits dans la même partie d’un même déchet activé présentent des taux de composition
constants car ces parties ont la même composition élémentaire et sont soumises aux mêmes conditions
d’irradiation.
Pour les composants du réacteur installés à un emplacement fixe (par exemple, la cuve du réacteur) et
ayant une composition élémentaire précise, seul le débit de fluence neutronique diffère en fonction de la
position axiale et de la position radiale d
...

Questions, Comments and Discussion

Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.