ISO 27468:2011

Nuclear criticality safety - Evaluation of systems containing PWR UOX fuels - Bounding burnup credit approach

ISO 27468:2011 establishes an evaluation methodology for nuclear criticality safety with burnup credit. It identifies important parameters and specifies requirements, recommendations, and precautions to be taken into account in the evaluations. It also highlights the main important technical fields to ensure that the fuel composition or history considered in calculations provides a bounding value of the effective neutron multiplication factor, keff. ISO 27468:2011 is applicable to transport, storage, disposal or reprocessing units implying irradiated fissile material from pressurized water reactor (PWR) fuels that initially contain uranium oxide (UOX). Fuels irradiated in other reactors (e.g. boiling water reactors) and fuels that initially contain mixed uranium-plutonium oxide are not covered in ISO 27468:2011. ISO 27468:2011 does not specify requirements related to overall criticality safety evaluation or eventual implementation of burnup credit.

Sûreté-criticité — Évaluation des systèmes mettant en oeuvre des combustibles REP UOX — Approche conservative de crédit burnup

L'ISO 27468:2011 établit une méthodologie d'évaluation de sûreté-criticité faisant intervenir le crédit burnup. Elle identifie les paramètres importants et spécifie des exigences, des recommandations et les précautions à prendre en compte dans les évaluations. Elle met également en évidence les principaux aspects techniques permettant d'assurer que la composition ou l'historique du combustible pris en compte dans les calculs conduit à une valeur conservative du facteur de multiplication effectif des neutrons, keff. L'ISO 27468:2011 est applicable au transport, à l'entreposage, au stockage et au traitement de matière fissile irradiée provenant du combustible des réacteurs à eau sous pression (REP) à base d'oxyde d'uranium (UOX). Les combustibles irradiés dans d'autres types de réacteurs (par exemple à eau bouillante) et les combustibles à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium ne sont pas couverts par la présente Norme internationale. L'ISO 27468:2011 ne spécifie pas d'exigences relatives à l'évaluation globale de la sûreté-criticité ou à la mise en oeuvre opérationnelle du crédit burnup.

General Information

• Status: Published
• Publication Date: 04-Jul-2011
• ICS: 27.120.30 - Fissile materials and nuclear fuel technology
• Technical Committee: ISO/TC 85/SC 5 - Nuclear installations, processes and technologies
• Drafting Committee: ISO/TC 85/SC 5/WG 8 - Nuclear criticality safety
• Current Stage: 9092 - International Standard to be revised
• Start Date: 03-Nov-2025
• Completion Date: 13-Dec-2025

Overview

ISO 27468:2011 - "Nuclear criticality safety - Evaluation of systems containing PWR UOX fuels - Bounding burnup credit approach" establishes a structured methodology for applying burnup credit in nuclear criticality safety assessments. The standard is focused on irradiated Pressurized Water Reactor (PWR) uranium-oxide (UOX) fuels and specifies how to ensure that the assumed fuel composition or history produces a bounding value of the effective neutron multiplication factor (keff). ISO 27468:2011 applies to transport, storage, disposal and reprocessing of irradiated PWR UOX fuel; it explicitly excludes fuels from other reactor types (e.g., BWR) and mixed oxide (MOX) fuels. The document provides requirements, recommendations and precautions but does not itself set overall criticality safety or implementation rules.

Key Topics

• Bounding burnup-credit methodology - stepwise approach to produce conservative keff estimates.
• Main evaluation steps:
  • Choose and justify a burnup distribution (axial and radial profiles).
  • Perform depletion calculations to obtain post‑irradiation nuclide concentrations (including cooling time).
  • Select absorber and actinide nuclides to include in keff calculations.
  • Perform validated criticality calculations and document results.
• Burnup distribution considerations - axial and radial gradients, end effects, flat-profile justifications and uncertainty treatment.
• Irradiation parameters that affect nuclide inventories - boron concentration, coolant temperature/density, burnable poisons, control rod insertion and neighboring fuel types (e.g., MOX).
• Cooling time - choose bounding cooling time for depletion calculations (keff behavior varies with decay of Pu, Am, fission products).
• Validation and documentation - require validation of depletion and criticality codes (Annex A references post-irradiation examination) and documented justification of input assumptions.
• Operational guidance - Annex B offers considerations for implementing burnup credit in operations.

Applications

ISO 27468:2011 is practical for:

• Criticality safety engineers performing safety analyses for transport casks, storage racks, reprocessing facilities and disposal systems handling irradiated PWR UOX fuel.
• Licensing and regulatory submissions where conservative, auditable burnup-credit approaches support higher-fidelity keff estimates.
• Facility designers and operators seeking to reduce unnecessary conservatism (increase cask capacity or reduce handling operations) while maintaining subcritical margins.
• Nuclear analysts validating depletion codes and deriving bounding nuclide inventories for criticality models.

Related Standards

• ISO 1709 - Principles of criticality safety in storing, handling and processing.
• ISO 14943 - Administrative criteria related to nuclear criticality safety.
• ISO 27468 references additional technical literature and measurement/validation practices (e.g., post‑irradiation examination guidance).

Keywords: ISO 27468:2011, burnup credit, nuclear criticality safety, PWR UOX fuels, keff, depletion calculations, burnup distribution, irradiation parameters.

Standards Content (Sample)

INTERNATIONAL ISO
STANDARD 27468
First edition
2011-07-01
Nuclear criticality safety — Evaluation of
systems containing PWR UOX fuels —
Bounding burnup credit approach
Sûreté-criticité — Évaluation des systèmes mettant en œuvre des
combustibles REP UOX — Approche conservative de crédit burnup

Reference number
©
ISO 2011
©  ISO 2011
All rights reserved. Unless otherwise specified, no part of this publication may be reproduced or utilized in any form or by any means,
electronic or mechanical, including photocopying and microfilm, without permission in writing from either ISO at the address below or
ISO's member body in the country of the requester.
ISO copyright office
Case postale 56 • CH-1211 Geneva 20
Tel. + 41 22 749 01 11
Fax + 41 22 749 09 47
E-mail [e-mail]
Web www.iso.org
Published in Switzerland
ii © ISO 2011 – All rights reserved

Contents Page
Foreword .iv
Introduction.v
1 Scope.1
2 Normative references.1
3 Terms and definitions .1
4 Methodology for criticality safety evaluations considering burnup of the fuel.3
5 Implementation of criticality safety evaluations considering burnup of the fuel.6
Annex A (informative) Validation of the depletion codes against post-irradiation examination data .7
Annex B (informative) Operational implementation of a burnup credit application .8
Bibliography.9

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.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, Part 2.
The main task of technical committees is to prepare International Standards. Draft International Standards
adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting. Publication as an
International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
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.
ISO 27468 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel cycle.
iv © ISO 2011 – All rights reserved

Introduction
For many years, criticality evaluations involving irradiated uranium oxide (UOX) fuels in pressurized water
reactor (PWR) considered the fuel as un-irradiated. Information on and consideration of the fuel properties
after irradiation could usually have resulted in considerable criticality safety margins.
The use of PWR UOX fuel with increased enrichment of U motivates evaluation of burnup credit in existing
and new applications for storage, reprocessing or transport of irradiated fuel. A more realistic estimation of the
actual effective neutron multiplication factor, k , of a system involving irradiated fuel is possible with methods
eff
available to nuclear criticality safety specialists. Thus, the maximum estimated k value during normal
eff
conditions and incidents can be reduced compared with the assumption of an un-irradiated fuel.
Moreover, the safe use of burnup credit can reduce the overall risk (fewer cask moves, etc.).
Therefore, for the safe use of the burnup credit, this International Standard highlights the need to consider
new parameters in addition to those that need evaluation for un-irradiated fuel. It presents the different issues
that should be addressed to support evaluations of burnup credit for systems with PWR fuels that are initially
containing uranium oxides and then irradiated in a PWR.
This International Standard identifies a bounding approach in terms of k calculation. Other approaches may
eff
be used (e.g. calculation of the average configuration with k criteria covering credible
eff
variations/bias/uncertainties) especially if there are additional mechanisms to control the subcriticality (e.g.
use of boron, gadolinium or dry transport).
Overall criticality safety evaluation and eventual implementation of burnup credit are not covered by this
International Standard. However, the burnup credit evaluation in this International Standard should support
use of burnup credit in the overall criticality safety evaluation and an eventual implementation of burnup credit.

INTERNATIONAL STANDARD ISO 27468:2011(E)

Nuclear criticality safety — Evaluation of systems containing
PWR UOX fuels — Bounding burnup credit approach
1 Scope
This International Standard establishes an evaluation methodology for nuclear criticality safety with burnup
credit. It identifies important parameters and specifies requirements, recommendations, and precautions to be
taken into account in the evaluations. It also highlights the main important technical fields to ensure that the
fuel composition or history considered in calculations provides a bounding value of the effective neutron
multiplication factor, k .
eff
This International Standard is applicable to transport, storage, disposal or reprocessing units implying
irradiated fissile material from pressurized water reactor (PWR) fuels that initially contain uranium oxide (UOX).
Fuels irradiated in other reactors (e.g. boiling water reactors) and fuels that initially contain mixed uranium-
plutonium oxide are not covered in this International Standard.
This International Standard does not specify requirements related to overall criticality safety evaluation or
eventual implementation of burnup credit.
2 Normative references
The following referenced documents are indispensable for the application of this document. For dated
references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced
document (including any amendments) applies.
ISO 1709, Nuclear energy — Fissile materials — Principles of criticality safety in storing, handling and
processing
ISO 14943, Nuclear fuel technology — Administrative criteria related to nuclear criticality safety
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
3.1
actinide
element with atomic number in the range from 90 to 103
NOTE Many actinides are produced during the irradiation due to neutron capture on other actinides and/or decay of
other actinides and/or by (n,2n) reactions, etc. The corresponding nuclides are all neutron producers and some are net
(considering neutron production and absorption) neutron producers in a slow neutron energy spectrum.
3.2
axial burnup profile
real or modelled axial distribution of the burnup in the fuel assembly
NOTE The axial distribution of the burnup is caused by axial neutron leakage, axial variations in the fuel enrichment,
moderator temperature rise through the core, non-full length burnable poison and partial insertion of control rods.
3.3
burnable poison
nuclide neutron absorber added to the fuel assembly to control reactor reactivity and power distribution
NOTE 1 As the reactor operation progresses, the amount of neutron absorbing material is depleted, or ‘‘burned’’. Then,
if the presence of burnable poisons (fixed or removable) is considered in a criticality safety evaluation, the most reactive
condition may not be for the fresh fuel.
NOTE 2 See also ISO 921:1997, entry 135.
3.4
burnup
average energy released by a defined region of the fuel during its irradiation
NOTE 1 This region could be a complete fuel assembly or some part of the assembly. Burnup is commonly expressed
as energy released per mass of Initial fissionable actinides (uranium only for this International Standard). Units commonly
used are expressed in megawatt day per metric tonne of initial uranium (MWd/t) or gigawatt day per metric tonne of initial
uranium (GWd/t).
NOTE 2 See also ISO 921:1997, entry 1156.
3.5
burnup credit
margin of reduced k for an evaluated system, due to the irradiation of fuel in a reactor, as determined with
eff
the use of a structured evaluation process
3.6
cooling time
time following the final irradiation of the fuel in a reactor
NOTE During this period, the radioactive decay results in changes in the fuel nuclide concentrations.
3.7
depletion calculation
calculation performed to determine the concentrations of individual nuclides in the fuel at the end of irradiation
in a reactor; that is a cooling time equal to zero
NOTE 1 Other fuel properties can usually be determined by depletion calculations (e.g. flux-weighted macroscopic
cross-sections or lattice cell k ).
∞
NOTE 2 Radioactive decay between reactor irradiation periods and after final shutdown is usually included in the same
calculation procedure.
3.8
end effect
impact on k of the less irradiated parts of the fuel assembly (upper and lower ends of the assembly)
eff
NOTE The end effect is commonly defined as the difference between the k for the two following systems:
eff
⎯ a system containing irradiated fuel assemblies having a constant fuel composition corresponding to the average
burnup and irradiation energy spectrum of the fuel,
⎯ the same system containing irradiated fuel assemblies having an axially varying fuel composition corresponding to
the modelled axial burnup profile, with consideration of the neutron energy spectrum during irradiation.
2 © ISO 2011 – All rights reserved

3.9
fission product
nuclide produced from nuclear fission
NOTE 1 During this reaction two or more fission products are produced together with neutrons and radiations (gamma,
etc.). The fission products can be a direct result of the fissions or can be created after the decay of (or neutron absorption
with) other fission products. Often only a selection of fission products is accounted for as neutron absorbers in burnup
credit, but consideration of all fission products absorption is required to simulate fuel irradiation during reactor operation.
NOTE 2 See also ISO 921:1997, entry 478.
3.10
loosely coupled system
system in which two or more regions with high “local” values of k are separated by regions with low k
eff eff
importance
NOTE Convergence problems can occur when a Monte Carlo method is used for the k calculation of such systems
eff
where neutron interaction between the highly fissile regions is weak.
3.11
validation
documented determination that the combination of models, methods and data as embodied in a computer
code methodology is an appropriate representation of the process or system for which it is intended
NOTE This documented determination is accomplished by comparing code results to benchmark experimental
results to define code bias and areas of applicability of a calculation method.
4 Methodology for criticality safety evaluations considering burnup of the fuel
IMPORTANT — The application of this clause requires evaluators to know the initial composition of
each fuel and its history of irradiation.
4.1 General
The bounding approach identified in this International Standard consists of the main following steps, for a
given application (e.g. a given transport, storage, reprocessing, disposal) and for a given range of irradiated
fuels:
⎯ to choose and justify a burnup distribution to model in the fuel assemblies (see 4.2);
⎯ to calculate the irradiated fuel nuclide concentrations for each burnup assessed, with considerations for
the cooling time (see 4.3);
⎯ to select the nuclides to be included in the evaluation of k for the application (see 4.4);
eff
⎯ to perform the criticality calculations of the evaluated application (see 4.5).
For each step where a calculation code is used, the validation of these calculation tools shall be justified and
documented. Such validation may consist of a global validation of the resulting k .
eff
4.2 Distribution of burnup
4.2.1 The burnup distribution of the irradiated fuel assembly shall be evaluated because of its impact on k
eff
(see References [1], [2], [9], [15] and [16]). The axial and radial/horizontal burnup gradients, due to the
neutron flux distribution during the irradiation, are mainly related to:
⎯ neutron leakage at the top and the bottom of the fuel assembly;
⎯ neutron absorption within partially inserted control rods at the top of the fuel assembly;
⎯ the moderator density change from the bottom to the top of the core;
⎯ radial leakage of the neutrons, which depend on the environment of the assembly, on its position in the
reactor during irradiation and on the presence of burnable poisons;
⎯ radial absorption of the neutrons.
WARNING — The axial burnup distribution is not sufficient to determine the axial variation of the
composition of the irradiated fuel: the neutron spectrum of the irradiation flux also varies axially and
has an impact on the fuel nuclide concentrations that are determined from the depletion calculation.
Guidelines on the effect on fuel nuclides concentration of the fuel depletion parameters are given in 4.3.
4.2.2 Each fuel assembly may be divided into regions or zones in which the burnup is assumed to be
uniform. The division into such regions or zones shall be justified for each application and may be different to
what is usually used in the reactor core calculations.
4.2.3 The axial burnup profile(s) considered in the criticality safety evaluation shall ensure a conservative
approach with regard to:
⎯ the range of fuel assemblies (each of them with a different axial burnup profile) considered in the
evaluation;
⎯ the partial insertion of control rods within the fuel assembly during its irradiation.
4.2.3.1 The axial burnup profile considered in the criticality safety evaluation may come from determining
the most limiting profile among calculated profiles and/or measured profiles. When the axial burnup profile is
obtained from calculations, the evaluator shall account for
...

NORME ISO
INTERNATIONALE 27468
Première édition
2011-07-01
Sûreté-criticité — Évaluation des
systèmes mettant en œuvre des
combustibles REP UOX — Approche
conservative de crédit burnup
Nuclear criticality safety — Evaluation of systems containing PWR UOX
fuels — Bounding burnup credit approach

Numéro de référence
©
ISO 2011
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT

©  ISO 2011
Droits de reproduction réservés. Sauf prescription différente, aucune partie de cette publication ne peut être reproduite ni utilisée sous
quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique, y compris la photocopie et les microfilms, sans l'accord écrit
de l'ISO à l'adresse ci-après ou du comité membre de l'ISO dans le pays du demandeur.
ISO copyright office
Case postale 56 • CH-1211 Geneva 20
Tel. + 41 22 749 01 11
Fax + 41 22 749 09 47
E-mail [e-mail]
Web www.iso.org
Publié en Suisse
ii © ISO 2011 – Tous droits réservés

Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction.v
1 Domaine d'application .1
2 Références normatives.1
3 Termes et définitions .1
4 Méthodologie des évaluations de sûreté-criticité tenant compte de la combustion
massique du combustible .3
5 Mise en œuvre des évaluations de sûreté-criticité tenant compte de la combustion
massique du combustible .7
Annexe A (informative) Validation des codes d'évolution à partir des données des examens post-
irradiation .8
Annexe B (informative) Mise en œuvre opérationnelle d'une application de crédit burnup.9
Bibliographie.10

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 Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI,
Partie 2.
La tâche principale des comités techniques est d'élaborer les Normes internationales. Les projets de Normes
internationales adoptés par les comités techniques sont soumis aux comités membres pour vote. Leur
publication comme Normes internationales requiert l'approbation de 75 % au moins des comités membres
votants.
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.
L'ISO 27468 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies nucléaires, et
radioprotection, sous-comité SC 5, Cycle du combustible nucléaire.
iv © ISO 2011 – Tous droits réservés

Introduction
Dans les études de criticité de systèmes mettant en œuvre des combustibles à base d'oxyde d'uranium (UOX)
irradié dans les réacteurs à eau sous pression (REP), le combustible a été considéré pendant des années
comme non irradié. Cependant, la caractérisation et la prise en compte des propriétés du combustible après
irradiation pourraient généralement conduire à dégager des marges de sûreté-criticité.
L'utilisation de combustibles REP UOX de plus en plus enrichis en U motive la prise en compte du crédit
burnup dans les applications, existantes et nouvelles, d'entreposage, de traitement ou de transport de
combustible irradié. Il s'agit de réaliser une évaluation plus réaliste du facteur de multiplication effectif des
neutrons, k , d'un système contenant du combustible irradié en appliquant les méthodes mises à la
eff
disposition des spécialistes en sûreté-criticité. La valeur maximale de k en conditions normales et
eff
incidentelles peut ainsi être réduite par rapport à l'hypothèse d'un combustible non irradié.
En outre, la prise en compte du crédit burnup peut améliorer la sûreté globale (moins de déplacements du
colis de transport, etc.).
En conséquence, la présente Norme internationale souligne la nécessité de considérer de nouveaux
paramètres, qui s'ajoutent à ceux devant être évalués pour un combustible non irradié, afin de garantir la prise
en compte de façon sûre du crédit burnup. Elle présente les différents points qu'il convient d'aborder dans les
études avec prise en compte du crédit burnup pour les systèmes utilisant des combustibles contenant
initialement des oxydes d'uranium et qui sont ensuite irradiés dans un REP.
La présente Norme internationale établit une approche conduisant à définir un calcul conservatif de k .
eff
D'autres approches de prise en compte du crédit burnup peuvent également être envisagées mais ne sont
pas couvertes par la présente Norme internationale (par exemple calculer une configuration avec des
hypothèses d'irradiation du combustible moyennes puis appliquer, sur les résultats de k obtenus, des
eff
pénalisations couvrant les variations/biais/incertitudes de ces hypothèses), notamment s'il existe un mode de
contrôle de la sûreté criticité complémentaire (par exemple utilisation de bore, de gadolinium ou transport à
sec).
L'évaluation globale de la sûreté-criticité et les conditions de mise en œuvre opérationnelle du crédit burnup
ne sont pas couverts par la présente Norme internationale. L'étude du crédit burnup telle que présentée dans
la présente Norme internationale est néanmoins indispensable pour l'évaluation globale de la sûreté-criticité
et pour la mise en œuvre opérationnelle du crédit burnup.

NORME INTERNATIONALE ISO 27468:2011(F)

Sûreté-criticité — Évaluation des systèmes mettant en œuvre
des combustibles REP UOX — Approche conservative de crédit
burnup
1 Domaine d'application
La présente Norme internationale établit une méthodologie d'évaluation de sûreté-criticité faisant intervenir le
crédit burnup. Elle identifie les paramètres importants et spécifie des exigences, des recommandations et les
précautions à prendre en compte dans les évaluations. Elle met également en évidence les principaux
aspects techniques permettant d'assurer que la composition ou l'historique du combustible pris en compte
dans les calculs conduit à une valeur conservative du facteur de multiplication effectif des neutrons, k .
eff
La présente Norme internationale est applicable au transport, à l'entreposage, au stockage et au traitement
de matière fissile irradiée provenant du combustible des réacteurs à eau sous pression (REP) à base d'oxyde
d'uranium (UOX).
Les combustibles irradiés dans d'autres types de réacteurs (par exemple à eau bouillante) et les combustibles
à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium ne sont pas couverts par la présente Norme internationale.
La présente Norme internationale ne spécifie pas d'exigences relatives à l'évaluation globale de la sûreté-
criticité ou à la mise en œuvre opérationnelle du crédit burnup.
2 Références normatives
Les documents de référence suivants sont indispensables pour l'application du présent document. Pour les
références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les références non datées, la dernière édition du
document de référence s'applique (y compris les éventuels amendements).
ISO 1709, Énergie nucléaire — Matières fissiles — Principes de sécurité en matière de criticité lors du
stockage, de la manipulation et du traitement
ISO 14943, Technologie du combustible nucléaire — Critères administratifs concernant la sûreté-criticité
nucléaire
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.
3.1
actinide
élément dont le numéro atomique est compris entre 90 et 103
NOTE De nombreux actinides sont produits lors de l'irradiation en raison de la capture de neutrons sur d'autres
actinides et/ou de la décroissance d'autres actinides et/ou par des réactions (n, 2n), etc. Les nucléides correspondants
sont tous producteurs de neutrons et certains sont des producteurs de neutrons nets (en tenant compte de la production
et de l'absorption de neutrons) pour un spectre d'énergie de neutrons lents.
3.2
profil axial de combustion massique
répartition axiale réelle ou modélisée de la combustion massique dans l'assemblage combustible
NOTE La répartition axiale de la combustion massique est causée par les fuites axiales des neutrons, les variations
axiales d'enrichissement du combustible, l'augmentation de température du modérateur à travers le cœur, la présence de
poisons consommables de hauteur partielle et l'insertion partielle des barres de commande.
3.3
poison consommable
nucléide absorbant les neutrons, ajouté au combustible de l'assemblage pour contrôler la réactivité du
réacteur et la distribution de puissance
NOTE 1 Au fur et à mesure de l'exploitation du réacteur, le matériau absorbant les neutrons s'appauvrit ou est
«consommé». En conséquence, si la présence de poisons consommables fixes ou mobiles est prise en compte dans
l'analyse de sûreté-criticité, la condition la plus réactive peut ne pas être celle du combustible neuf.
NOTE 2 Voir également l'ISO 921:1997, entrée 135.
3.4
combustion massique
burnup
taux de combustion
énergie moyenne libérée dans une région définie du combustible au cours de son irradiation
NOTE 1 Cette région peut être un assemblage combustible complet ou une partie de celui-ci. La combustion massique
s'exprime généralement sous forme d'énergie libérée par masse des actinides fissibles initiaux (dans le cadre de la
présente Norme internationale, il s'agit uniquement d'uranium). Les unités généralement utilisées sont le mégawatt-jour
par tonne d'uranium initial (MWj/t) ou le gigawatt-jour par tonne d'uranium initial (GWj/t).
NOTE 2 Voir également l'ISO 921:1997, entrée 1156.
3.5
crédit burnup
marge de réduction du k d'un système étudié, induite par l'irradiation en réacteur du combustible présent
eff
dans ce système, telle que déterminée à l'aide d'un processus d'évaluation structuré
3.6
temps de refroidissement
période suivant l'arrêt de l'irradiation du combustible en réacteur
NOTE Au cours de cette période, la décroissance radioactive engendre des variations dans la composition du
combustible.
3.7
calcul d'évolution
calcul visant à définir la concentration des différents nucléides dans le combustible à l'issue de son irradiation
en réacteur, c'est-à-dire pour un temps de refroidissement nul
NOTE 1 D'autres propriétés du combustible peuvent habituellement être déterminées par des calculs d'évolution (par
exemple les sections efficaces macroscopiques pondérées par le flux neutronique ou le k de la cellule).
∞
NOTE 2 La décroissance radioactive entre les cycles d'irradiation en réacteur et après le déchargement du
combustible est généralement traitée par la même procédure de calcul.
3.8
effet d'extrémité
impact sur le k des parties les moins irradiées de l'assemblage combustible (extrémités supérieure et
eff
inférieure de l'assemblage)
2 © ISO 2011 – Tous droits réservés

NOTE L'effet d'extrémité (en anglais, end effect) est couramment défini comme étant la différence entre les valeurs
du k des deux systèmes suivants:
eff
⎯ un système contenant des assemblages combustibles irradiés ayant une composition de combustible uniforme,
correspondant à la combustion massique moyenne et au spectre énergétique moyen d'irradiation du combustible;
⎯ le même système contenant des assemblages combustibles irradiés ayant une composition de combustible à
variation axiale, correspondant au profil axial de combustion massique, en tenant compte du spectre énergétique des
neutrons au cours de l'irradiation.
3.9
produit de fission
nucléide produit par fission nucléaire
NOTE 1 Au cours de cette réaction, deux ou plusieurs produits de fission sont produits, ainsi que des neutrons et
d'autres rayonnements (gamma, etc.). Les produits de fission peuvent être le résultat direct des fissions ou être créés par
décroissance d'autres produits de fission ou par absorption de neutrons sur d'autres produits de fission. Généralement,
seuls certains produits de fission sont pris en compte dans les études faisant intervenir le crédit burnup, mais il est
nécessaire de prendre en compte tous les produits de fission pour simuler l'irradiation du combustible en réacteur.
NOTE 2 Voir également l'ISO 921:1997, entrée 478.
3.10
système faiblement couplé
système dans lequel deux (ou plus) zones présentant un k «local» élevé sont séparées par des zones de
eff
faible poids en réactivité
NOTE Des problèmes de convergence peuvent survenir en cas de recours à une méthode de Monte Carlo pour
calculer la valeur de k de tels systèmes dans lesquels les interactions neutroniques entre les zones les plus réactives
eff
sont faibles.
3.11
validation
détermination documentée que la combinaison de modèles, méthodes et données nucléaires implémentées
dans un code de calcul représente de façon juste le processus ou le système pour lequel il est conçu
NOTE Cette détermination documentée est obtenue en comparant les résultats du code à des résultats
expérimentaux de référence (benchmarks), pour définir le biais de calcul et les domaines d'applicabilité de la méthode de
calcul.
4 Méthodologie des évaluations de sûreté-criticité tenant compte de la combustion
massique du combustible
ATTENTION — Pour pouvoir appliquer le présent article, il est nécessaire de connaître la composition
initiale de chaque combustible et son historique d'irradiation.
4.1 Généralités
L'approche conservative définie dans la présente Norme internationale comprend les principales étapes
suivantes, pour une application donnée (par exemple un transport, un entreposage, un traitement, un
stockage) et pour une gamme donnée de combustibles irradiés:
⎯ choisir et justifier la répartition de la combustion massique à modéliser dans les assemblages
combustibles (voir 4.2);
⎯ calculer la composition de combustible irradié pour chaque valeur de combustion massique retenue, en
tenant compte du temps de refroidissement (voir 4.3);
⎯ sélectionner les nucléides à inclure dans l'évaluation de la valeur de k de l'application concernée
eff
(voir 4.4);
⎯ réaliser les calculs de sûreté-criticité de l'application étudiée (voir 4.5).
La validation des outils de calcul utilisés à chaque étape doit être justifiée et documentée. Cette validation
peut consister en une validation globale du k calculé.
eff
4.2 Répartition de la combustion massique
4.2.1 La répartition de la combustion massique de l'assemblage combustible irradié doit être évaluée en
raison de son impact sur la valeur de k (voir les Références [1], [2], [9], [15] et [16]). Les gradients de
eff
combustion massique axiaux et radiaux/horizontaux, dus à la répartition du flux neutronique au cours de
l'irradiation, sont essentiellement liés:
⎯ à la fuite de neutrons aux extrémités supérieure et inférieure de l'assemblage combustible;
⎯ à l'absorption de neutrons dans les barres de commande partiellement insérées dans la partie supérieure
de l'assemblage combustible;
⎯ à la variation de densité du modérateur entre le bas et le haut du cœur;
⎯ à la fuite radiale de neutrons, qui dépend de l'environnement de l'assemblage, de sa position dans le
réacteur au cours de l'irradiation et de la présence de poisons consommables;
⎯ à l'absorption radiale des neutrons.
AVERTISSEMENT — La connaissance de la répartition axiale de la combustion massique ne suffit pas
pour déterminer la variation axiale de la composition du combustible irradié: le spectre neutronique
du flux d'irradiation varie également axialement et a un impact sur la composition du combustible qui
est déterminée par les calculs d'évolution. Le paragraphe 4.3 donne des indications quant à l'impact
sur la composition des paramètres d'évolution du combustible.
4.2.2 Chaque assemblage combustible peut être divisé en zones dans lesquelles la combustion massique
est supposée uniforme. Ce découpage doit être justifié pour chaque application et peut différer des pratiques
habituellement retenues pour les calculs de cœur.
4.2.3 Le(s) profil(s) de combustion massique axial (axiaux) pris en compte dans les évaluations de sûreté-
criticité doit(doivent) garantir une approche conservative en ce qui concerne:
⎯ la gamme des assemblages combustibles concernés par l'application étudiée (chacun ayant un profil de
combustion massique axial distinct);
⎯ l'insertion partielle de barres de commande dans l'assemblage combu
...