ISO 16966:2013
(Main)Nuclear energy — Nuclear fuel technology — Theoretical activation calculation method to evaluate the radioactivity of activated waste generated at nuclear reactors
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
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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 16966:2013(E)
©
ISO 2013
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ISO 16966:2013(E)
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Published in Switzerland
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ISO 16966:2013(E)
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
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ISO 16966:2013(E)
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.
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ISO 16966:2013(E)
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.
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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]
60
EXAMPLE Co.
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ISO 16966:2013(E)
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.
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ISO 16966:2013(E)
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 simultaneously by irradiation that are
constant once equilibrium has been reached within a specified range because the elemental composition,
neutron, and irradiation conditions (times) of the particular part are very similar.
Therefore, the correlation between the difficult-to-measure (DTM) nuclides in the whole of the activated
waste and the key nuclides produced simultaneously is evaluated by a series of activation calculations
which cover the elemental composition, neutron, and irradiation conditions of several specific parts of
several activated wastes of the same kind. The ratios between the key nuclides and the DTM nuclides
are calculated by evaluating this correlation, and the radioactivity concentration of each nuclide in
the activated waste can be calculated by multiplying the ratio between the key nuclides and the DTM
nuclides by the radioactivity concentration of the key nuclide. Note that the post irradiation decay time
should be considered in this method since the ratio between the key nuclides and the DTM nuclides
changes over time due to the difference in decay half-life.
NOTE See Annex C.
3.3.4 Distribution evaluation method
Fixed reactor components are activated by direct neutron irradiation in the reactor. In the case of such
activated wastes, the elemental composition and irradiation conditions (time) can be considered to be
similar for all items of the group, and only the neutron fluence rate differs depending on their installation
locations in the reactor.
In this method, the radioactivity concentration distribution and range of each radionuclide in all
activated wastes can be calculated by a series of activation calculations which completely cover the
neutron fluence rate at the installation location of the activated waste. The average radioactivity
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concentration of each nuclide in the waste can then be calculated based on the resulting radioactivity
concentration distribution.
NOTE See Annex C.
4 Calculations
4.1 General
The basic process for performing activation calculations for the purpose of estimating radionuclide
concentrations in activated wastes involves several steps.
a) Establish the context. This defines the purpose of the calculation, the radionuclides of interest,
the accuracy and precision required, the basic geometry, and the overall scope of the required
calculations. This is an important first step for selecting an appropriate calculation methodology
and input parameters (e.g. involved materials, quantity of items, similarity of items, target waste
form, accessibility of sampling, etc.).
b) Select the calculation methodology, e.g. point or range method. The selection depends on the context
of the calculation and the availability of input data.
c) Select and determine the input parameters. The input parameters and calculation boundary
conditions depend on the chosen calculation methodology. Conversely, the availability of data can
influence the selection of calculation methodology.
d) Perform the calculation(s) using the selected methodology.
e) Process the raw results of the calculation(s) to determine correlation factors, conversion factors,
etc., depending on the chosen methodology.
4.2 Selection and determination of input parameters and conditions
4.2.1 Input parameters
A general procedure for setting input parameters and conditions can be established to allow point-
based or range-based calculation methodologies. Activation calculations require a number of basic
input parameters and conditions as listed below:
— elemental composition;
— neutron fluence rates;
— irradiation history (integrated exposure/decay time).
4.2.2 Elemental composition
Parent chemical elements are selected based on the context and scope of the calculation and the
component materials involved (e.g. steel alloys). Elemental composition data on those parent elements
can then be collected from a variety of sources for use in the subsequent activation calculations.
a) Selection of parent elements
The list of parent elements is selected for each kind of activated waste using one or more of the following
concepts.
— The initial list of parent elements is assembled from the known basic chemical composition of the
material being evaluated (e.g. steel alloys), along with elements which are known or suspected to be
present as contaminants or in trace amounts.
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— The elements which produce radionuclides that are significant in the safety assessment (including
those used as key nuclides for scaling other nuclides) should be specifically included in the list of
parent elements. Consideration should be given to key nuclides with a sufficiently long half-life, such
that the half-life does not significantly affect the ratio between the nuclides over the evaluation
timeframe.
The parent elements can be screened out using one or more of the following steps.
— Radioisotopes can be screened out from the original list of parent elements to be used in the
activation calculations.
EXAMPLE Radioisotopes which are produced after activation of material such as Pu, etc.
— Elements which do not produce radionuclides of interest to the context of the calculation can be
screened out from the list of parent elements.
— Elements which are demonstrated to be removed during the material refining process can be
screened out from the list of parent elements. However, often the element cannot be completely
removed and the residual trace amount can still be significant for the activation calculation,
depending on the scope and context of the calculation.
— Elements which result in only a very small contribution to the short-term or long-term risk or result
in radionuclides of short half-life can normally be screened out from the list of parent elements,
depending on the scope and context of the calculation.
b) Collection of elemental composition data
Elemental composition data on the waste can be collected using one (or more) of the following methods,
which is selected in consideration of the kind and material of the waste and of the context and scope of
the calculation:
— direct elemental analysis of an actual sample of the original material (e.g. one preserved for quality
management purposes) or a sample of the same kind of material;
— collection of literature data and mill sheets which show the results of element analysis of the same
kind or similar materials;
— collection of elemental composition data given in the material specifications for the original
material. (If original material specifications are not available, it would be acceptable to use the
national standard material specification or other recognized standard applicable to the material
being evaluated.)
c) Selection of input elemental composition
The elemental composition for the material to be evaluated can be set using one of the following methods.
— Set representative values. The representative (or best estimate) values of the chemical element
concentrations are set based on the chemical element data collected on the parent elements of the
radionuclides to be evaluated. This is normally used for the point method.
— Set a concentration range. The minimum and maximum chemical element concentrations are set in
consideration of the concentration distribution based on the chemical element data collected on the
parent elements of the radionuclides to be evaluated. This is normally used for the range method.
— Set a concentration distribution. The representative chemical element concentration distribution is
set in consideration of the concentration distribution based on the chemical element data collected
on the parent elements of the radionuclides to be evaluated. This is normally used for the range
method.
NOTE See C.5.
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4.2.3 Neutron fluence rates
The neutron flux and energy spectrum shall be determined using a suitable neutron transport computer
code for the activated material accounting for its position relative to the reactor core. The code should
be suitably matched to the requirements of the calculation in context of modelling detail and overall
accuracy. Alternative methods including Monte Carlo simulation of the transport process can be justified
in instances where additional detail or corroboration is required.
NOTE See C.6.
4.2.4 Irradiation history
The irradiation time and non-irradiation time during the calculation timeframe under consideration
(e.g. reactor operating time and post-irradiation decay time) can be set in either of the following two
methods for the activated waste to be evaluated. The overall calculation timeframe could involve several
cycles of irradiation and non-irradiation time.
a) Setting a detailed irradiation history individually for each waste
The irradiation history is set in detail for each activated hardware item, based on its individual
history. This is normally used for the point method.
b) Setting a representative irradiation history
Irradiation history, which is considered to be adequate or conservative for a group of activated
materials, are set based on the irradiation history of a representative or limiting item of the group.
When the irradiation history is used as input to further calculations by the Conversion method,
Correlation method, or Distribution evaluation method, a range of the irradiation conditions can be
set which are representative of several activated materials, instead of setting detailed conditions for
individual materials.
This is normally used for range method.
NOTE See C.7.
4.3 Activation calculations
4.3.1 Calculation code
The activation calculation code should be verified in accordance with the user’s quality management
system. Users should understand and be familiar with the methodology and appropriately trained in the
use of the program and its limitations.
EXAMPLE ORIGEN code, etc.
4.3.2 Setup input data
The input data for activation calculation listed below (for point or range method) are required for each
theoretical calculation method to be applied. In accordance with 4.2, these data are set for each kind of
activated waste to be evaluated:
— elemental composition;
— neutron fluence rates;
— irradiation history (integrated exposure/decay time).
When the range method is applied, input data for each individual calculation and condition can be
selected at random within the range of the input data distribution in 4.2 and can be set as the input
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conditions for the activation calculation. Alternatively, input data representative of each condition can
be set as the input conditions for the activation calculation.
4.3.3 Determining the number of calculations
The number of calculations can be determined by one of two methods:
a) Point method
The required calculation number should be determined case by case.
(e.g. for a large or complex object, it is necessary to divide it into several segments for calculations
or use an average or representative value, if the neutron fluence or materials can vary in different
parts of the object.)
b) Range method
When the range method is applied, the number of activation calculation results obtained should be
adequate for their use as evaluation data for determining the radioactivity concentrations. Whether
their number is adequate or not can be judged in consideration of the number of the activation
calculations made and the changes in the stability of the statistical values obtained from these
activation calculation results.
4.4 Validation and uncertainties
4.4.1 Validation
Validation involves determining the accuracy and applicability of the software results with respect to
its intended application. Only validation can evaluate such things as the level of accuracy of physical
approximations, the applicability of physical correlations, the appropriateness of numerical method
approximations, etc.
Validation should be performed using software that is under configuration management and has a clear
version number. It is normally performed by the user of the software for a specific application.
Validation confirms that a calculation can be consistently and correctly conducted by demonstrating
(with objective and documented evidence) that the calculation code and calculation routine of the
theoretical calculation method produce the expected results for a given input. This can be done, for
example, by applying the calculation code to known test cases, or by comparing the results with those of
an alternate calculation method that has been previously validated or has a known analytical solution.
NOTE 1 It is important to make a distinction between software “verification” and “validation”. Verification is
the step where the software is checked against its specifications. This is normally done by the developer of the
software prior to delivery to the user.
NOTE 2 See A.4.
4.4.2 Dealing with uncertainties
The allowable level of uncertainty depends on the particular radionuclides and how the waste is
ultimately treated in disposal. An estimation of accuracy and uncertainty of the calculation result should
be performed in order to quantify the representativeness of the theoretical calculation carried out.
Accuracy represents how close the theoretical calculated value is to the real value. As such, it is a measure
of the bias, and many times a degree of conservativeness is established to safely guarantee of the limits
involved (Waste Acceptance Criteria, radiological protection, transport processes, etc.). Uncertainty
represents the variability around the consigned value. A highly precise value is characterized by a low
uncertainty and vice versa.
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ISO 16966:2013(E)
Representativeness can be considered to be a parameter which accounts for both the conservativeness/bias
and the uncertainty around a value. It gives an image of distance and variability of the theoretical
calculated value to the actual value.
NOTE See Annex D.
4.5 Records
Reports should be presented in such a way as to provide a traceable account of the work performed with
data sources and assumptions clearly identified. This allows the calculation to be easily reproduced by
others for validation purposes.
Results shall be reported in a concise, easy to interpret, manner that allows the result to be understood
without additional manipulation. Reporting units should be specified in the record and in any event
should be in International System of Units unless specifically dire
...
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 16966:2013(F)
©
ISO 2013
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ISO 16966:2013(F)
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
© 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
l’internet ou sur un Intranet, sans autorisation écrite préalable. Les demandes d’autorisation peuvent être adressées à l’ISO à
l’adresse ci-après ou au comité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
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Publié en Suisse
ii © ISO 2013 – Tous droits réservés
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ISO 16966:2013(F)
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
© ISO 2013 – Tous droits réservés iii
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ISO 16966:2013(F)
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
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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.
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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]
60
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.
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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 de cet emplacement.
Les trois méthodes d’évaluation théorique suivantes sont applicables en tant que méthodes types par
[1]
plage:
— Méthode de conversion;
— Méthode par corrélation;
— Méthode d’évaluation de la distribution.
NOTE Voir Annexe C.
3.3.2 Méthode de conversion
Pour des types de déchets activés faisant partie des assemblages de combustible comme les boîtiers
canal et les poisons consommables, la radioactivité induite peut être étroitement liée aux paramètres
de contrôle courants du réacteur tels que le taux de combustion du combustible (pour autant que les
éléments soient d’un même matériau, de même conception, restent dans le réacteur pendant la même
durée et soient soumis à la même fluence neutronique que le combustible).
Avec cette méthode, le rapport (facteur de conversion) entre l’index de contrôle (tel que le taux de
combustion du combustible) et la radioactivité desdites parties de l’assemblage combustible peut être
obtenu par une série de calculs d’activation qui tient compte de la plage de variation possible du taux
de combustion. La radioactivité des déchets activés peut ensuite être estimée en multipliant l’index de
contrôle tel que le taux de combustion par le facteur de conversion validé pour cette plage.
NOTE Voir Annexe C.
3.3.3 Méthode par corrélation
Une corrélation peut être utilisée si les proportions de radionucléides, produits par activation, d’une
partie spécifique ou d’un élément d’un groupe de déchets activés sont, une fois l’équilibre atteint,
constants pour la totalité du groupe (du fait de la similitude de la composition élémentaire, des débits de
fluence neutronique et des conditions (durées) d’irradiation).
Par conséquent, le facteur de corrélation entre les radionucléides difficiles à mesurer (DAM) dans
l’ensemble des déchets activés et les radionucléides traceurs produits simultanément est évalué par
une série de calculs d’activation qui tiennent compte de la composition élémentaire, des débits de
fluence neutronique et des conditions d’irradiation des différentes parties spécifiques des différents
déchets activés de même type. Les ratios (facteurs de corrélation) entre radionucléides traceurs et
radionucléides difficiles (DAM) à mesurer sont calculés lors de la détermination de ces corrélations,
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et l’activité de chaque radionucléide présent dans les déchets activés peut être calculée en multipliant
l’activité du radionucléide traceur par les ratios correspondants. A noter qu’il convient de prendre en
compte le temps de décroissance post-irradiation dans cette méthode étant donné que le rapport entre
le radionucléide traceur et les radionucléides DAM varie avec le temps car ils ne possèdent pas les même
périodes (durées de demi-vie de décroissance).
NOTE Voir Annexe C.
3.3.4 Méthode d’évaluation de la distribution
Les éléments internes fixes du réacteur sont activés par irradiation neutronique directe dans le
réacteur. Dans le cas de ce type de déchets activés, la composition élémentaire et les conditions (la
durée) d’irradiation peuvent être considérées comme identiques pour ces éléments internes et, seul, le
débit de fluence neutronique diffère en fonction de leurs emplacements dans le réacteur.
Avec cette méthode, la distribution et la plage d’activité de chaque radionucléide dans tous les déchets
activés peuvent être obtenues par une série de calculs d’activation qui prend entièrement en compte
le débit de fluence neutronique à l’emplacement des déchets activés. L’activité moyenne de chaque
radionucléide dans les déchets peut ensuite être calculée sur la base de cette distribution.
NOTE Voir Annexe C.
4 Calculs
4.1 Généralités
Le procédé de base permettant d’exécuter les calculs d’activation dans le but d’estimer les concentrations
en radionucléides dans les déchets activés est constitué des étapes suivantes.
a) Établissement du contexte: cette étape consiste à définir l’objectif du calcul, les radionucléides dont il
est question, l’exactitude et la précision nécessaires, la géométrie de base et le domaine d’application
général des calculs requis. Cette première étape est très importante pour le choix d’une méthodologie
de calcul appropriée et des paramètres d’entrée (par exemple les matériaux concernés, la quantité
d’items, leur similitude, la forme du déchet visée, l’accessibilité de l’échantillonnage, etc.).
b) Choix de la méthodologie de calcul (par exemple méthode par point ou par plage). La sélection va
dépendre du contexte du calcul et de la disponibilité des données d’entrée.
c) Sélection et détermination des paramètres d’entrée: les paramètres d’entrée et les conditions
limites de calcul vont dépendre de la méthodologie de calcul choisie. Inversement, la disponibilité
des données peut influencer le choix de la méthodologie de calcul.
d) Exécution du ou des calculs à l’aide de la méthodologie sélectionnée.
e) Traitement des résultats bruts du ou des calculs afin de déterminer les facteurs de corrélation, les
facteurs de conversion, etc., en fonction de la méthodologie choisie.
4.2 Sélection et détermination des paramètres et conditions d’entrée
4.2.1 Paramètres d’entrée
Un mode opératoire général de configuration de ces paramètres et conditions d’entrée peut être
établi afin de permettre des méthodologies de calcul fondées en un point ou sur une plage. Les calculs
d’activation nécessitent un certain nombre de paramètres d’entrée et de conditions limites de base, qui
sont spécifiés ci-dessous.
— Composition élémentaire,
— Débits de fluence neutronique,
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— L’historique d’irradiation (temps d’exposition/ temps de décroissance).
4.2.2 Composition élémentaire
Les éléments chimiques parents seront sélectionnés en fonction du contexte et du domaine d’application
du calcul ainsi que des matériaux des composants impliqués (par exemple, les alliages et aciers). Les
données de composition élémentaire pour la sélection des éléments parents peuvent ensuite être
recueillies à partir d’un grand nombre de sources différentes pour être ensuite utilisées dans les calculs
d’activation.
a) Sélection des éléments parents.
La liste des éléments parents est sélectionnée pour chaque type de déchets activés sur la base d’une ou
de plusieurs des considérations suivantes.
— La liste initiale des éléments parents est élaborée à partir de la composition chimique de base connue
du matériau concerné (par exemple, alliages, aciers), ainsi que les éléments connus ou supposés être
présents en tant que contaminants ou sous forme de traces (impuretés).
— Les éléments qui génèrent des radionucléides importants dans les évaluations de sûreté (notamment
ceux utilisés comme radionucléides traceurs pour la déclaration d’autres radionucléides au moyen
des facteurs de corrélation) doivent être précisément inclus dans la liste des éléments parents. Il
convient de choisir des radionucléides traceurs dont les périodes (demi-vies) sont suffisamment
longues pour ne pas avoir d’influence significative sur le rapport entre radionucléides sur toute la
durée de la période d’évaluation.
Les éléments parents peuvent être écartés selon un ou plusieurs motifs suivants:
— Des radio-isotopes peuvent être écartés de la liste d’éléments parents d’origine à utiliser dans les
calculs d’activation.
EXEMPLE Les radio-isotopes qui sont produits après activation du matériau tels que le Pu, etc.
— Des éléments qui ne produisent pas de radionucléides présentant un intérêt dans le contexte du
calcul peuvent être écartés de la liste des éléments parents.
— Des éléments dont il a été démontré qu’ils étaient éliminés lors du procédé d’affinage du matériau
peuvent être écartés de la liste d’éléments parents. Toutefois, il arrive fréquemment que l’élément
ne soit pas entièrement éliminé et que la quantité infime résiduelle soit toujours significative dans
un calcul d’activation, en fonction du domaine d’application et du contexte du calcul.
— En principe, en fonction du domaine d’application et du contexte du calcul, les éléments qui ne
contribuent que très peu au risque à court terme ou à long terme ou qui génèrent des radionucléides
dont la demi-vie est courte peuvent en principe être écartés de la liste d’éléments parents.
b) Recueil des données de composition élémentaire.
Les données de composition élémentaire sur les déchets peuvent être recueillies à l’aide des méthodes
suivantes.
— Analyse élémentaire directe d’un échantillon réel du matériau d’origine (par exemple, échantillon
conservé à des fins de management de la qualité) ou d’un échantillon du même type de matériau.
— Recueil de données issues de la documentation et des certificats de fabrication des matériaux bruts
qui présentent les résultats de l’analyse élémentaire du même type de matériau ou de matériaux
similaires.
— Recueil des données de composition élémentaire issues des spécifications d’élaboration du matériau
en fabrication (si ces spécifications ne sont disponibles, utilisation des normes nationales de nuances
métallurgiques ou d’autres normes reconnues applicables au matériau à caractériser).
c) Sélection de la composition élémentaire d’entrée
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La composition élémentaire du matériau à évaluer peut être définie à l’aide de l’une des méthodes
suivantes.
— Définition des valeurs représentatives: les valeurs représentatives (ou issues de la meilleure
estimation) des concentrations en éléments chimiques seront définies selon des données d’éléments
chimiques recueillies sur les éléments parents des radionucléides à évaluer. En général, ce procédé
est utilisé pour la méthode par point.
— Définition d’une plage de concentration: les concentrations en éléments chimiques minimales
et maximales seront définies selon les distributions de concentrations basées sur les données
chimiques recueillies sur les éléments parents des radionucléides à évaluer. En général, ce procédé
est utilisé pour la méthode par plage.
— Définition d’une distribution de concentration: la distribution de concentration en éléments
chimiques représentative sera définie selon la distribution de la concentration basée sur les données
chimiques recueillies sur les éléments parents des radionucléides à évaluer. En général, ce procédé
est utilisé pour la méthode par plage.
NOTE Voir C.5.
4.2.3 Débits de fluence neutronique
Le flux neutronique et le spectre d’énergies devront être déterminés au moyen d’un code de calcul de
transport des neutrons adapté au matériau activé en tenant compte de sa position dans le cœur du
réacteur. Le code devra correspondre aux exigences du calcul opéré dans un contexte de modélisation
détaillée et dans la recherche d’une justesse globale des résultats obtenus. Dans certaines circonstances,
des méthodes alternatives, en particulier la simulation Monte Carlo du processus de transport des
neutrons, peuvent être utilisées si des détails supplémentaires ou des vérifications sont requis.
NOTE Voir C.6.
4.2.4 Historique d’irradiation
La durée d’irradiation et la durée d’absence d’irradiation de la période de calcul en question (par exemple,
durée de fonctionnement du réacteur et période de décroissance post-irradiation) peuvent être définies
selon l’une des deux méthodes suivantes pour les déchets activés à évaluer. La période de calcul totale
peut impliquer plusieurs cycles d’irradiation et de périodes sans irradiation.
a) Définition de l’historique d’irradiation détaillé pour chaque déchet
L’historique d’irradiation est défini en détail pour chaque élément activé, selon son propre historique. En
général, ce procédé est utilisé pour la méthode par point.
b) Définitions d’un historique d’irradiation représentatif
L’historique d’irradiation qui est considéré comme adéquat ou conservatif pour un groupe de matériaux
activés, est défini sur la base de l’historique d’irradiation d’un membre du groupe représentatif ou
enveloppe.
Lorsque l’historique d’irradiation est utilisé comme donnée d’entrée pour d’autres calculs par la méthode
de conversion, la méthode par corrélation ou la méthode d’évaluation de la distribution, une plage des
conditions d’irradiation représentatives de plusieurs matériaux activés peut être définie plutôt que de
définir des conditions détaillées pour chaque matériau.
En général, ce procédé est utilisé pour la méthode par plage.
NOTE Voir C.7.
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4.3 Calculs d’activation
4.3.1 Code de calcul
Le calcul d’activation au moyen d’un code doit être vérifié dans le cadre du système de management
de la qualité des utilisateurs. Les utilisateurs doivent comprendre et être familiers de la méthodologie
appliquée et être formés de manière appropriée à l’utilisation du code de calcul et à la connaissance de
ses limites.
EXEMPLE Code ORIGEN, etc.
4.3.2 Données d’entrée de configuration
Les données d’entrée pour le calcul d’activation listées ci-dessous (pour la méthode par point ou par
plage) sont requises pour chaque méthode de calcul théorique à appliquer. Conformément à 4.2, ces
données seront définies pour chaque type de déchets activés à évaluer.
— Composition élémentaire,
— Débits de fluence neutronique,
— Historique d’irradiation (temps d’exposition/de décroissance intégrés).
Lorsque la méthode par plage est appliquée, les données d’entrée pour chaque calcul et condition peuvent
être sélectionnées aléatoirement dans la plage de distribution des données d’entrée spécifiées en 4.2
et peuvent être définies comme conditions d’entrée pour le calcul d’activation. Alternativement, les
données d’entrée représentatives de chaque condition peuvent être définies comme conditions d’entrée
pour le calcul d’activation.
4.3.3 Détermination du nombre de calculs
a) Méthode par point
Il convient de déterminer au cas par cas le nombre de calculs requis.
(par exemple, pour un objet volumineux ou complexe, il est nécessaire de le diviser en plusieurs
segments pour les calculs ou d’utiliser une valeur représentative moyenne, lorsque la fluence
neutronique ou les matériaux peuvent varier d’une partie de l’objet à l’autre).
b) Méthode par plage
Lorsque la méthode d’estimation par plage est appliquée, il convient que le nombre de résultats de
calcul d’activation obtenus soit adéquat pour être utilisés en tant que données d’évaluation pour
la détermination des concentrations en radioactivité. Il est possible de déterminer si ce nombre
est adéquat ou non en considérant le nombre de calculs d’activation effectués et l’évolution de la
stabilité des valeurs statistiques obtenues à partir des résultats de ces calculs d’activation.
4.4 Validati
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.