ISO 22946:2020
(Main)Nuclear criticality safety — Solid waste excluding irradiated and non-irradiated nuclear fuel
Nuclear criticality safety — Solid waste excluding irradiated and non-irradiated nuclear fuel
This document provides specific requirements and guidance on the nuclear criticality safety of waste containing fissile nuclides, generated during normal operations. This document is intended to be used along-side and in addition to ISO 1709. This document applies specifically to the nuclear criticality safety of solid nuclear wastes. It also applies to residual quantities of liquids and/or slurries which are either intimately associated with the solid nuclear waste materials or arise as a result of processing or handling the waste. This document does not apply to bulk or process liquids (including higher concentration process solutions) or irradiated or un-irradiated fuel elements. NOTE The term fuel element is sometimes applied to fuel assembly, fuel bundle, fuel cluster, fuel rod, fuel plate, etc. All these terms are based on one or more fuel elements. A cylindrical fuel rod (sometimes referred to as a fuel pin) for a light-water-reactor is an example of a fuel element. All stages of the waste life cycle are within the scope of the document. This document can also be applied to the transport of solid nuclear waste outside the boundaries of nuclear establishments.
Sûreté-criticité — Déchets solides à l'exclusion du combustible nucléaire irradié et non irradié
Le présent document fournit des exigences et des recommandations relatives à la sûreté-criticité de déchets contenant des matières fissiles, produits dans des conditions d'exploitation normales. Le présent document est destiné à être utilisé conjointement et en complément de l'ISO 1709. Le présent document s'applique spécifiquement à la sûreté-criticité des déchets radioactifs solides. Il s'applique également aux petites quantités de liquides et/ou boues qui sont intimement liées aux déchets radioactifs solides ou qui sont produites suite au traitement ou à la manipulation des déchets. Le présent document ne s'applique ni aux grandes quantités de liquides ni aux procédés de traitements liquides (y compris les solutions de traitement dont la concentration est plus élevée), ni aux éléments combustibles irradiés ou non irradiés. NOTE Le terme « élément combustible » s'applique parfois aux assemblages combustibles, aux grappes de combustible, aux faisceaux de combustible, aux crayons de combustible, aux plaques combustibles, etc. Tous ces termes désignent un ou plusieurs éléments combustibles. Un crayon combustible cylindrique (parfois désigné sous le nom d'aiguille combustible) pour un réacteur à eau légère est un exemple d'élément combustible. Toutes les étapes du cycle de vie des déchets relèvent du domaine d'application du présent document. Le présent document peut également s'appliquer au transport de déchets radioactifs solides sur la voie publique.
General Information
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 22946
First edition
2020-01
Nuclear criticality safety — Solid
waste excluding irradiated and non-
irradiated nuclear fuel
Sûreté-criticité — Déchets solides à l'exclusion du combustible
nucléaire irradié et non irradié
Reference number
ISO 22946:2020(E)
©
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ISO 22946:2020(E)
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Published in Switzerland
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ISO 22946:2020(E)
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Nuclear criticality safety strategy for waste . 2
4.1 General . 2
4.2 Developing the strategy . 2
4.3 Consulting with stakeholders. 3
4.4 Strategizing over the waste life cycle . 3
4.5 Radioactive waste characterization . 3
4.6 Review and update of strategy . 4
5 Nuclear criticality safety assessments of waste . 4
5.1 General . 4
5.2 Deriving criticality safety limits . 5
5.3 Variations in the inventory . 5
5.4 Radioactive decay . 5
5.5 Consequences of a criticality accident . 5
6 Balancing nuclear criticality safety of waste with other considerations.6
Annex A (informative) Example radioactive waste characterization sheet .7
Annex B (informative) Supporting information to 4.5 . 9
Annex C (informative) Supporting Information to 5.3 .10
Bibliography .11
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ISO 22946:2020(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 voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the
World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following
URL: www .iso .org/ iso/ foreword .html.
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies
and radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear installations, processes and technologies.
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www .iso .org/ members .html.
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ISO 22946:2020(E)
Introduction
Nuclear criticality safety considerations can play a significant role in the production, management,
transport and disposal of waste containing fissile nuclides. Such waste can present particular challenges
from a nuclear criticality safety perspective.
— The fissile content of waste can vary significantly. Most waste has a relatively low fissile content;
however, there is the potential for waste to contain some items with significantly higher fissile
inventory or for fissile nuclides to move and/or increase in local concentration. Typically, there are
also large variations associated with the moderators, absorbers and scattering materials which
make up the waste matrix.
— The uncertainties associated with the quantity, distribution, concentration and elemental fractions
of fissile nuclides associated with a waste material can be large. Typically, there is also significant
uncertainty associated with the moderators, absorbers and scattering materials that may comprise
the waste matrix.
— Very large volumes of waste requiring criticality assessment can arise. Often the average fissile
concentration can be low, but the total fissile mass can be significant.
— The physical and chemical form of waste can be very diverse, with a wide variety of potential effects
on nuclear criticality safety (e.g. moderation, neutron poisons, neutron reflectors, etc.).
— The timescales that require nuclear criticality safety to be demonstrated for waste may be very long
(and could be as large as hundreds of thousands of years or more when considering final disposal).
Over such timescales, there is the potential for key parameters to change - for example, nuclide
proportions as a result of radioactive decay, chemical changes in the waste matrix, re-distribution
of fissile nuclides and moderators, separation of poisons. There is the potential for significant
variability in the distribution of fissile nuclides within the waste volume at the time of disposal.
— There is often a requirement to transport waste within the public domain, which can be subject to
differing limits and constraints when compared with where the waste was produced.
The purpose of this document is to support nuclear criticality safety throughout the waste life cycle
while taking into account the potential to have a significant negative impact on other important areas
such as:
— Radiological safety: For example dose control, risk of nuclear material ingestion/inhalation, the
potential for contaminated wounds when handling waste, etc. If the nuclear criticality safety limits
are set with little consideration of the other areas, resulting in large criticality safety margins, there
is the potential for reworking waste to ensure compliance, incurring unnecessary radiological risk.
— Environmental considerations: For example additional handling, processing and storage leading
to additional discharges, use of services such as electricity and water, generation of additional
contaminated and non-contaminated packaging materials, generation of increased waste volumes.
— Conventional safety: For example additional risks of acute or chronic physical injuries.
— Cost: For example excessive or disproportionate costs which might be better spent reducing risk
elsewhere. Final disposal space (e.g. deep geological disposal or shallow/ surface disposal) is an
expensive, finite resource – with costs being directly linked to the volume of waste produced. Cost
may also arise from, for example, the numbers of packages produced and the number of package
movements required.
— Delay: For example potential for excessive delay due to development of overly complicated engineered
solutions or safety arguments.
The criticality safety specific requirements and guidance within this document are to be applied with
an awareness of this wider context to ensure that an appropriate balance between the criticality safety
considerations and these other important factors is achieved.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 22946:2020(E)
Nuclear criticality safety — Solid waste excluding
irradiated and non-irradiated nuclear fuel
1 Scope
This document provides specific requirements and guidance on the nuclear criticality safety of waste
containing fissile nuclides, generated during normal operations. This document is intended to be used
along-side and in addition to ISO 1709.
This document applies specifically to the nuclear criticality safety of solid nuclear wastes. It also applies
to residual quantities of liquids and/or slurries which are either intimately associated with the solid
nuclear waste materials or arise as a result of processing or handling the waste.
This document does not apply to bulk or process liquids (including higher concentration process
solutions) or irradiated or un-irradiated fuel elements.
NOTE The term fuel element is sometimes applied to fuel assembly, fuel bundle, fuel cluster, fuel rod, fuel
plate, etc. All these terms are based on one or more fuel elements. A cylindrical fuel rod (sometimes referred to as
a fuel pin) for a light-water-reactor is an example of a fuel element.
All stages of the waste life cycle are within the scope of the document. This document can also be
applied to the transport of solid nuclear waste outside the boundaries of nuclear establishments.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 1709, Nuclear energy — Fissile materials — Principles of criticality safety in storing, handling and
processing
ISO 12749-3, Nuclear energy, nuclear technologies and radiation protection — Vocabulary — Part 3:
Nuclear fuel cycle
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 1709, ISO 12749-3 and the
following apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at http:// www .electropedia .org/
3.1
waste
any kind of solid material containing or contaminated with fissile nuclides
for which no further use is foreseen, not including irradiated or un-irradiated fuel elements
Note 1 to entry: This also includes:
a) solids containing or contaminated with fissile nuclides for which no further use is foreseen, but for which
further work to prepare the waste for final disposal is programmed, e.g. volume reduction;
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ISO 22946:2020(E)
b) residual quantities of liquid or slurry type wastes which are either intimately associated with the solid
nuclear wastes, or generated as a result of processing or handling the waste.
3.1.1
waste life cycle
all phases in the life of the waste
Note 1 to entry: These phases can include, but are not limited to:
— pre-generation: the planning, design or operational stage of a process or facility before any waste is produced;
— generation: the processes that lead to generation of waste;
— initial handling: the initial handling of waste, prior to movement to a storage location or interim waste
processing;
— local or interim storage: storage of waste for a short period when compared with the longer-term fate of
the waste;
— interim waste processing: operations undertaken to further process the waste, prior to final disposal;
— transportation: the deliberate physical movement of waste to either some interim waste processing location,
interim storage facility, or the location of final disposal;
— final disposal: emplacement of waste in an appropriate facility without the intention of retrieval (note that
the term disposal implies that retrieval is not intended; it does not mean that retrieval is not possible).
Note 2 to entry: Typically, final disposal is split into two phases:
— operational: when the facility is being filled with waste and/or waste movements are taking place;
— post-closure: after the last addition of waste material, no more waste movements. Materials are in a long-
term, quiescent state.
3.1.2
waste matrix
non-radioactive materials within waste in which radioactive substances are dispersed, including (but
not exclusive to) any encapsulation or immobilisation material
Note 1 to entry: There is no expectation that the dispersal of the radioactive substances is homogeneous
throughout the waste matrix.
[SOURCE: ISO 19017:2015, 2.23, modified — added “including (but not exclusive to) any encapsulation
material”.]
3.2
nuclear criticality safety strategy for waste
high level plan as to how the nuclear criticality safety of the waste will be managed throughout the
waste life cycle
4 Nuclear criticality safety strategy for waste
4.1 General
This document requires that a nuclear criticality safety strategy for waste is developed to make all
relevant stakeholders aware of how nuclear criticality safety of solid waste are managed over the
waste life cycle. This clause specifies requirements and recommendations for preparing, defining and
maintaining a nuclear criticality safety strategy for waste.
4.2 Developing the strategy
A nuclear criticality safety strategy for waste shall be developed and documented.
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ISO 22946:2020(E)
Developing a nuclear criticality safety strategy as early as practicable will reduce the potential redesign
or rework of nuclear criticality safety assessment and controls at a later stage. Documentation of the
strategy allows for it to be reviewed; it also forms part of the audit trail as the waste is managed over
its entire waste life cycle potentially including multiple owners, handling and processing stages and
significant periods of time.
The nuclear criticality safety strategy for waste should be developed at the facility/plant design stage
before any waste is created so risk and waste volume reduction options can be considered.
In the instances of existing wastes, which may have been created without a formal nuclear criticality
safety strategy for waste, the earliest practicable stage can be regarded as the current stage at the time
of application of this document.
4.3 Consulting with stakeholders
The nuclear criticality safety strategy for waste should be developed in consultation with all relevant
recognized stakeholders.
If the strategy is developed without the input of all relevant recognized stakeholders, there is the
potential that the strategy may not be optimised or will have to be revised at a later stage. However,
identifying all relevant stakeholders can be difficult and depends on, amongst other things, the stage
the project is at when the nuclear criticality safety strategy is developed. Therefore, it is appropriate to
reflect this potential uncertainty in the wording of this recommendation.
Relevant stakeholders could include, but are not nec
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 22946
Première édition
2020-01
Sûreté-criticité — Déchets solides à
l'exclusion du combustible nucléaire
irradié et non irradié
Nuclear criticality safety — Solid waste excluding irradiated and non-
irradiated nuclear fuel
Numéro de référence
ISO 22946:2020(F)
©
ISO 2020
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ISO 22946:2020(F)
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publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
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Publié en Suisse
ii © ISO 2020 – Tous droits réservés
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ISO 22946:2020(F)
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 1
4 Stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité .3
4.1 Généralités . 3
4.2 Développement de la stratégie . 3
4.3 Consultation des parties prenantes . 3
4.4 Stratégies sur le cycle de vie des déchets . 3
4.5 Caractérisation des déchets radioactifs . 4
4.6 Réexamen et mise à jour de la stratégie . 4
5 Démonstration de sûreté-criticité des déchets . 5
5.1 Généralités . 5
5.2 Définition des limites relatives à la sûreté-criticité. 5
5.3 Évolutions de l'inventaire . 5
5.4 Décroissance radioactive. 6
5.5 Conséquences d'un accident de criticité . 6
6 Proportionner la maîtrise du risque de criticité des déchets et les autres domaines .6
Annexe A (informative) Exemple de fiche des caractéristiques des déchets radioactifs .8
Annexe B (informative) Informations complémentaires relatives au paragraphe 4.5 .10
Annexe C (informative) Informations complémentaires relatives au paragraphe 5.3 .11
Bibliographie .13
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ISO 22946:2020(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 (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient en particulier de prendre note des différents
critères d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été
rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir www
.iso .org/ directives).
L'attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l'objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l'élaboration du document sont indiqués dans l'Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l'ISO (voir www .iso .org/ brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l'intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion
de l'ISO aux principes de l'Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: www .iso .org/ iso/ fr/ avant -propos .html.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 5, Installations nucléaires, procédés et technologies.
Il convient que l'utilisateur adresse tout retour d'information ou toute question concernant le présent
document à l'organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes
se trouve à l'adresse www .iso .org/ fr/ members .html.
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ISO 22946:2020(F)
Introduction
La sûreté-criticité peut avoir un impact significatif au niveau de la production, de la gestion, du
transport et du stockage définitif des déchets contenant des matières fissiles. De tels déchets peuvent
présenter des problématiques particulières vis-à-vis de la maîtrise du risque de criticité.
— Le contenu en matières fissiles des déchets peut être très variable. La plupart des déchets contiennent
une quantité relativement faible de matières fissiles; il est toutefois possible que des déchets
présentent une quantité de matières fissiles sensiblement plus importante ou que les matières
fissiles migrent et/ou se concentrent localement dans le stockage. Généralement, une très grande
variabilité des éléments modérateurs, des éléments neutrophages et des matériaux réflecteurs de
neutrons qui constituent la matrice de déchets est aussi constatée.
— Les incertitudes associées à la quantité, à la répartition, à la concentration et aux teneurs enmatières
fissiles associées aux déchets peuvent être importantes. Généralement, une grande incertitude est
également associée aux quantités d'éléments modérateurs, d’éléments neutrophages et de matériaux
réflecteurs de neutrons qui peuvent constituer la matrice de déchets.
— L'analyse de sûreté-criticité peut être nécessaire du fait du très grand volume de déchets. La
concentration moyenne en matière fissile peut être faible alors que la masse totale de matière fissile
peut être importante.
— Les déchets peuvent se présenter sous des formes physico-chimiques très diverses, avec des effets
variés sur la sûreté-criticité (par exemple, vis-à-vis de la modération, des éléments neutrophages,
des matériaux réflecteurs de neutrons, etc.).
— Les démonstrations de sûreté-criticité des déchets doivent couvrir des périodes de temps qui
peuvent être extrêmement longues (susceptibles de s'étendre sur des centaines de milliers d'années
ou plus, lorsque le stockage définitif est envisagé). Sur de telles échelles de temps, les paramètres
clés peuvent évoluer - par exemple, un changement notable des quantités de radionucléides
provoqué par la décroissance radioactive, des évolutions chimiques de la matrice de déchets, une
modification de la répartition des matières fissiles et des éléments modérateurs, une migration des
éléments neutrophages. Une variation importante de la répartition des matières fissiles est possible
à l’intérieur du volume des déchets durant la période du stockage définitif.
— Le transport des déchets dans le domaine public peut être soumis à des limites et à des contraintes
différentes de celles du lieu où les déchets ont été produits.
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ISO 22946:2020(F)
Le présent document a pour objectif d’assurer la maîtrise du risque de criticité des déchets tout au long
de leur cycle de vie, tout en tenant compte de l'impact significatif qu'elle pourrait avoir sur d'autres
domaines importants, tels que:
— la radioprotection: par exemple, le bilan dosimétrique, le risque de dispersion et d’ingestion de
matières nucléaires, la possibilité de contamination interne lors de la manipulation des déchets,
etc. Si les limites de sûreté-criticité sont définies en considérant des marges importantes de sûreté-
criticité, sans prendre suffisamment en compte ces autres domaines, les déchets pourraient être
reconditionnés afin d’assurer leur compatibilité avec les limites de sûreté-criticité, et, de ce fait,
engendrer des risques radiologiques injustifiés;
— les considérations environnementales: par exemple, des traitements, des procédés et des
entreposages supplémentaires des déchets entraînant des rejets supplémentaires; l'utilisation
de ressources telles que l'électricité et l'eau; la production de conditionnements supplémentaires
contaminés et non contaminés; et la production de volumes de déchets plus importants;
— la sécurité conventionnelle: par exemple, les risques supplémentaires de lésions physiques graves
ou chroniques;
— le coût: par exemple, les coûts excessifs ou disproportionnés impliquant des moyens qui pourraient
être utilisés à meilleur escient afin de contribuer à la maîtrise d'autres risques. L'espace de stockage
définitif (par exemple, le stockage géologique profond ou le stockage en surface ou en sub-surface)
est une ressource coûteuse et limitée, dont les coûts sont directement liés au volume de déchets
produit. Les coûts peuvent également résulter, par exemple, du nombre de colis produits et du
nombre d'opérations nécessaires au traitement des déchets;
— les retards: par exemple, la possibilité d'un retard excessif en raison de l'utilisation de solutions
techniques ou de démonstrations de sûreté trop complexes.
Les exigences et les recommandations relatives à la sûreté-criticité fournies dans le présent document
doivent être suivies en prenant en compte tout l'environnement présenté ci-avant afin de proportionner
les contraintes entre les dispositions de sûreté-criticité avec ces autres domaines importants.
vi © ISO 2020 – Tous droits réservés
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NORME INTERNATIONALE ISO 22946:2020(F)
Sûreté-criticité — Déchets solides à l'exclusion du
combustible nucléaire irradié et non irradié
1 Domaine d'application
Le présent document fournit des exigences et des recommandations relatives à la sûreté-criticité
de déchets contenant des matières fissiles, produits dans des conditions d'exploitation normales. Le
présent document est destiné à être utilisé conjointement et en complément de l'ISO 1709.
Le présent document s'applique spécifiquement à la sûreté-criticité des déchets radioactifs solides.
Il s'applique également aux petites quantités de liquides et/ou boues qui sont intimement liées aux
déchets radioactifs solides ou qui sont produites suite au traitement ou à la manipulation des déchets.
Le présent document ne s'applique ni aux grandes quantités de liquides ni aux procédés de traitements
liquides (y compris les solutions de traitement dont la concentration est plus élevée), ni aux éléments
combustibles irradiés ou non irradiés.
NOTE Le terme « élément combustible » s'applique parfois aux assemblages combustibles, aux grappes de
combustible, aux faisceaux de combustible, aux crayons de combustible, aux plaques combustibles, etc. Tous ces
termes désignent un ou plusieurs éléments combustibles. Un crayon combustible cylindrique (parfois désigné
sous le nom d'aiguille combustible) pour un réacteur à eau légère est un exemple d'élément combustible.
Toutes les étapes du cycle de vie des déchets relèvent du domaine d'application du présent document.
Le présent document peut également s'appliquer au transport de déchets radioactifs solides sur la voie
publique.
2 Références normatives
Les documents suivants cités dans le texte constituent, pour tout ou partie de leur contenu, des
exigences du présent document. Pour les références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les
références non datées, la dernière édition du document de référence s'applique (y compris les éventuels
amendements).
ISO 1709, Énergie nucléaire — Matières fissiles — Principes de sûreté-criticité lors des opérations
d'entreposage, de manutention et de mise en oeuvre du procédé
ISO 12749-3, Énergie nucléaire, technologies nucléaires et protection radiologique — Vocabulaire — Partie
3: Cycle de combustibles nucléaires
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions donnés dans l'ISO 1709, l'ISO 12749-3
ainsi que les suivants s'appliquent.
L'ISO et l'IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l'adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l'adresse http:// www .electropedia .org/
© ISO 2020 – Tous droits réservés 1
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ISO 22946:2020(F)
3.1
déchet
tout type de matière solide contenant, ou contaminée par des matières fissiles pour
lequel aucun autre usage n'est prévu, à l'exception des éléments combustibles irradiés ou non irradiés
Note 1 à l'article: Cela comprend également:
a) les solides contenant, ou contaminés par des matières fissiles pour lesquels aucun autre usage n'est prévu,
mais pour lesquels d'autres traitements de préparation des déchets en vue de leur stockage définitif sont
envisagés, par exemple la réduction de leur volume;
b) les quantités résiduelles de déchets liquides ou boueux qui sont intimement liées aux déchets radioactifs
solides ou sont générées par le traitement ou la manipulation des déchets.
3.1.1
cycle de vie des déchets
l'ensemble des phases qui constituent la vie des déchets
Note 1 à l'article: Ces phases peuvent comprendre, sans s'y limiter:
— l'avant-production: l'étape de planification, de conception ou d'exploitation d'un procédé ou d'une installation,
avant que tout déchet ne soit produit;
— la production: les procédés qui entraînent la production des déchets;
— la manipulation initiale: la manipulation initiale des déchets préalable au transport vers un site d'entreposage
ou de traitement des déchets;
— l'entreposage local ou provisoire: l'entreposage des déchets pendant une période courte comparée au
stockage sur le long terme;
— le traitement des déchets: les opérations mises en œuvre afin de traiter les déchets, avant leur stockage
définitif;
— le transport: le déplacement physique des déchets vers un autre site de traitement des déchets, une installation
d’entreposage ou vers le site de stockage définitif;
— le stockage définitif: la mise en place des déchets dans une installation appropriée, sans intention de les
récupérer (noter que le terme « stockage définitif » implique que la récupération des déchets n'est pas
souhaitée, mais ne signifie pas pour autant qu'elle n'est pas possible).
Note 2 à l'article: Ce cycle de vie se décompose généralement en deux phases: la phase d'exploitation: lorsque
l'installation reçoit des déchets et/ou que des transferts de déchets ont lieu; la phase d'après-fermeture: une fois les
derniers déchets stockés, plus aucun transfert n'a lieu. Les matières sont dans un état quasi statique à long terme.
3.1.2
matrice de déchets
matières non radioactives à l'intérieur d'un déchet, au sein desquelles sont réparties les substances
radioactives, y compris (mais sans s'y limiter) toute matière d'enrobage ou d'immobilisation
Note 1 à l'article: Il n'est pas prévu que la répartition des substances radioactives soit homogène dans toute la
matrice de déchets.
[SOURCE: ISO 19017:2015, 2.23, définition modifiée — ajout de « y compris (mais sans s'y limiter) toute
matière d'enrobage ou d'immobilisation ».]
3.2
stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité
vision d'ensemble qui établit de quelle manière la sûreté-criticité des déchets est gérée selon l’étape du
cycle de vie des déchets
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4 Stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité
4.1 Généralités
Le présent document exige l'élaboration d'une stratégie de gestion des déchets du point de vue de la
sûreté-criticité afin de s'assurer que toutes les parties prenantes comprennent la façon dont la sûreté-
criticité des déchets radioactifs solides est gérée pendant le cycle de vie des déchets. Le présent article
spécifie des exigences et des recommandations pour le développement, la mise en œuvre et le suivi
d'une stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité.
4.2 Développement de la stratégie
Une stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité doit être développée et
documentée.
Le développement de cette stratégie le plus tôt possible permettra de minimiser les éventuelles
modifications de démonstration et des contrôles relatifs à la sûreté-criticité lors d'une étape ultérieure.
La documentation de la stratégie permet l'analyse de cette dernière; en outre, elle fait partie des
éléments auditables dans la mesure où les déchets font l'objet d'une gestion particulière tout au
long de leur cycle de vie, incluant éventuellement plusieurs exploitants et différents traitements et
manipulations, et tout cela sur de longues périodes de temps.
Il convient de développer la stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité lors de
la conception de l'installation nucléaire, avant toute production de déchets, de sorte à pouvoir prendre
en compte les dispositions de limitation des risques et du volume des déchets.
Dans les cas de déchets existants, qui peuvent avoir été produits sans stratégie particulière de gestion
des déchets du point de vue de la sûreté-criticité, cette étape peut être considérée comme la première à
mettre en œuvre lors de l'application de la présente norme.
4.3 Consultation des parties prenantes
Il convient de développer la stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité en
concertation avec l'ensemble des parties prenantes pertinentes.
Si la stratégie est développée sans la participation de l'ensemble des parties prenantes pertinentes, il
est possible que la stratégie ne soit pas optimisée ou qu'elle doive être revue lors d'une étape ultérieure.
Toutefois, l'identification de l'ensemble des parties prenantes peut s'avérer difficile et dépend, entre
autres choses, de l'étape à laquelle se trouve le projet lorsque la stratégie de gestion des déchets du
point de vue de la sûreté-criticité est développée. Il est donc recommandé de prendre en compte cette
incertitude dans la mise en œuvre de cette recommandation.
Les parties prenantes peuvent inclure, sans nécessairement s'y limiter:
— les industriels destinés à manipuler, traiter, entreposer, transporter ou stocker les déchets tout au
long de leur cycle de vie;
— les autorités administratives compétentes.
4.4 Stratégies sur le cycle de vie des déchets
La stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité doit intégrer la sûreté-criticité
tout au long du cycle de vie des déchets.
Si la stratégie de gestion des déchets radioactifs du point de vue de la sûreté-criticité ne prend pas
en compte l’intégralité du cycle de vie des déchets, il est possible que cela engendre une dégradation
de la maîtrise du risque de criticité lors d'une étape ultérieure, ou d'un autre risque ou des coûts
supplémentaires, par exemple s'il est nécessaire de reconditionner les déchets.
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Il est important que la stratégie ne prenne pas seulement en compte les contraintes locales, mais qu'elle
prenne aussi en compte, par exemple, les exigences associées au transport et/ou au stockage définitif
(le cas échéant). Les contraintes liées au transport dans le domaine public peuvent différer de celles
appliquées au transport interne à une installation nucléaire (par exemple, les critères de l'Agence
[1]
internationale de l'énergie atomique (AIEA), voir la Référence ). Les limites et exigences du stockage
définitif peuvent aussi être différentes de celles mises en place au niveau local.
4.5 Caractérisation des déchets radioactifs
La stratégie de gestion des déchets du point de vue de la sûreté-criticité doit permettre une
caractérisation des déchets radioactifs proportionnée au niveau de risque de criticité que présentent
les déchets tout au long de leur cycle de vie.
La caractérisation des déchets radioactifs réduit les incertitudes et permet d'effectuer une analyse de
sûreté-criticité plus réaliste. Cela peut réduire les coûts et permettre une meilleure comparaison entre
les problématiques liées au risque de criticité et les autres domaines importants. Si une caractérisation
proportionnée des déchets radioactifs n'est pas intégrée dans la stratégie, il pourrait être nécessaire de
procéder à la caractérisation des déchets radioactifs dans des conditions non prévues à l'origine. Il est
également essentiel que la caractérisation des déchets radioactifs prenne en compte le cycle de vie des
déchets dans son ensemble. À cet égard, par exemple, un élément chimique ou un radionucléide qui ne
serait pas valorisé dans le cadre de la démonstration de sûreté-criticité dans les premières phases du
cycle de vie des déchets pourrait l'être dans le cadre du stockage définitif.
Il convient d'enregistrer les résultats de la caractérisation des déchets radioactifs. Les avantages sont
évidents, car il est probable que les déchets soient transférés via plusieurs exploitants et qu'ils soient
gérés durant de nombreuses années, de sorte qu'un manque de documentation pourrait nécessiter
une re-caractérisation des déchets. Un exemple de fiche de caractéristiques des déchets radioactifs est
présenté en Annexe A. L'utilisation de cette fiche n'est pas exigée pour tracer les informations relatives
à la caractérisation des déchets; elle est simplement présentée à titre d'exemple.
Les éléments à prendre en compte dans le cadre de la caractérisation des déchets radioactifs incluent les
inventaires radiologiques pour les matières radioactives, y compris les matières fissiles, et la matrice de
déchets. Les estimations les plus fines (mesures « Best Estimate »), associées à une plage d’incertitudes
de mesure, peuvent être utiles pour compléter la démonstration et pour comparer le niveau de risque
de criticité avec celui des autres risques. L'Annexe B fournit des exemples d'éléments à considérer en cas
d'utilisation de moyens de mesure nucléaire.
Les exemples donnés en Annexe B mettent en évidence la complexité et les sources possibles
d’incertitudes associées à l'utilisation de mesures nucléaires pour la caractérisation des déchets
radioactifs. Une analyse détaillée des moyens de mesure nucléaire peut être nécessaire pour définir les
techniques de mesure appropriées et/ou pour interpréter les résultats. Lorsqu'il est recouru à de telles
méthodes en vue de vérifier le respect d'une limite de sûreté-criticité associée à un déchet (voir 5.2), il
est important de prendre en compte dans la démonstration de sûreté-criticité toutes les incertitudes de
mesure existantes.
4.6 Réexamen et mise à jour de la stratégie
Quand cela est nécessaire, il convient de réexaminer périodiquement la stratégie de gestion des déchets
du point de vue de la sûreté-criticité et de la mettre à jour en conséquence.
Une fois la stratégie initiale développée, si des évolutions interviennent (par exemple, un changement
de procédé ou la mise à disposition d'autres données relatives aux caractéristiques des déchets
radioactifs) ou en cas d'évolution d'origine externe à la stratégie (par exemple, une évolution du cadre
réglementaire), un réexamen et, s'il y a lieu, une mise à jour de la stratégie permettront de prendre en
compte ces évolutions.
Il convient de justifier la périodicitédu réexamen de la stratégie.
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5 Démonstration de sûreté-criticité des déchets
5.1 Généralités
Le présent article spécifie des exigences et des recommandations pour la réalisation d'une
démonstration de sûreté-criticité de déchets.
Lors de la réalisation d'une telle démonstration, une approche déterministe ou probabiliste peut être
utilisée.
Par exemple, s'il est démontré qu'une situation anormale est possible, mais hautement improbable, par
exemple s'il est nécessaire que plusieurs colis de déchets contenant chacun une quantité improbablement
élevée de matières fissiles soient regroupés pour qu'un accident de criticité soit possible, il peut être
retenu dans la démonstration de sûreté-criticité de ne pas fournir d’études détaillées supplémentaires
d’un tel scénario. Si cette approche est adoptée, il convient de justifier dans la démonstration de sûreté-
criticité le caractère hautement improbable d’un événement.
Différentes approches peuvent être utilisées afin de réaliser une démonstration de sûreté-criticité pour
les phases d'exploitation et d'après-fermeture d'une installation de stockage, puisque les paramètres
influant sur les risques de criticité peuvent être contrôlés de manière active pendant la phase
d'exploitation, contrairement à la phase d'après-fermeture. Par exemple, l'intégrité du conteneur est
une exigence importante pendant la phase d’exploitation du stockage, mais peut ne pas l'être autant
pour la phase d'après-fermeture. Des recommandations sont fournies à cette occasion concernant les
exigences à considérer, selon que l'installation se trouve en phase d'exploitation ou d'après-fermeture.
5.2 Définition des limites relatives à la sûreté-criticité
Les limites locales relatives à la sûreté-criticité des déchets doivent être définies en tenant compte de la
stratégie de gestion des déchets.
Si l'ensemble du cycle de vie des déchets, tel que défini dans la stratégie de gestion des déchets du point
de vue de la sûreté-criticité, n'est pas pris en compte lors de la détermination des limites de sûreté-
criticité, il est possible que plusieurs traitements ou nouveaux conditionnements des déchets soient
nécessaires à l'avenir.
Différents paramètres peuvent être utilisés pour définir une limite de sûreté-criticité. Des exemples de
tels paramètres peuvent être, de manière non exhaustive: la masse de matières fissiles dans le déchet
...
Questions, Comments and Discussion
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