Nuclear energy — Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems

Is applicable to all operations with plutonium, uranium 233, uranium enriched in the 235 isotope, and other fissionable materials. Does not require separate additional instrumentation when the operating instrumentation of the facilities meets its requirements. Is principally concerned with gamma-radiation rate-sensing systems. Annex A refers to the specification of a minimum accident of concern, annex B provides examples of application, and annex C provides guidance for development of emergency plans. Does not include details of administrative steps or specific design and description of instrumentation.

Énergie nucléaire — Prescriptions relatives aux caractéristiques techniques et aux méthodes d'essai des systèmes de détection et d'alarme de criticité

General Information

Status
Withdrawn
Publication Date
12-Aug-1987
Current Stage
9599 - Withdrawal of International Standard
Completion Date
01-Sep-2023
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ISO 7753:1987 - Nuclear energy -- Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems
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ISO 7753:1987 - Énergie nucléaire -- Prescriptions relatives aux caractéristiques techniques et aux méthodes d'essai des systemes de détection et d'alarme de criticité
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Standards Content (Sample)

IS0
INTERNATIONAL STANDARD
7753
First edition
1987-08-01
-
INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR STANDARDIZATION
ORGANISATION INTERNATIONALE DE NORMALISATION
MEXJJYHAPOAHAfl OPrAHM3A~MFI IlO CTAHAAPTM3AuMM
_---
_----
Nuclear energy - Performance and testing
requirements for criticality detection
and alarm systems
Prescriptions relatives aux caractbristiques techniques et aux mhthodes
Energie nuckaire -
d’essai des s yst&mes de d& tection et d’alarme de criticitb
Reference number
Iso 7753 : 1987 (E)

---------------------- Page: 1 ----------------------
Foreword
IS0 (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of
national standards bodies (IS0 member bodies). The work of preparing International
Standards is normally carried out through IS0 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, govern-
mental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to
the member bodies for approval before their acceptance as international Standards by
the IS0 Council. They are approved in accordance with IS0 procedures requiring at
least 75 % approval by the member bodies voting.
International Standard IS0 7753 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85,
Nuclear energy.
Users should note that all International Standards undergo revision from time to time
and that any reference made herein to any other International Standard implies its
latest edition, unless otherwise stated.
0 International Organization for Standardization, 1987
Printed in Switzerland

---------------------- Page: 2 ----------------------
IS0 7753: 1987 (E)
INTERNATIONAL STANDARD
Nuclear energy - Performance and testing
requirements for criticality detection
and alarm systems
0 Introduction
2.1 criticality accident: The release of energy as a result of
In some operations with fissionable materials the risk of nuclear
accidentally producing a self-sustaining or divergent neutron
criticality, while very small, cannot be eliminated. It is important
chain reaction.
in such an event to provide both a means of alerting personnel
to the threat of high radiation intensity and a procedure for their
evacuation.
2.2 minimum accident of concern: The smallest accident
a criticality alarm system is required to detect.
This International Standard, which deals with the design and
maintenance of criticality detection and alarm systems, is sup-
plemented by three annexes. Annex A outlines the specifica-
tion of a minimum accident of concern, annex B provides ex-
3 General principles
amples of application of this International Standard to process
areas and annex C provides guidance for development of
emergency plans. 3.1 General
Alarm systems shall be provided wherever it is deemed that
they will result in a reduction in total risk. Consideration shall be
1 Scope and field of application
given to hazards that may result from false alarms.
This International Standard specifies performance and testing
requirements for criticality detection and alarm systems; it is
3.2 Limitations and general requirements
applicable to all operations with plutonium, uranium 233,
uranium enriched in the 235 isotope, and other fissionable
materials in which inadvertent criticality may occur and cause
3.2.1 The need for criticality alarm systems shall be evaluated
the exposure of personnel to unacceptable amounts of radia-
for all activities in which the inventory of fissionable materials in
tion. This International Standard does not require separate ad-
individual unrelated areas exceeds 700 g of 235U, 520 g of *%,
ditional instrumentation when the operating instrumentation of
450 g of the fissile isotopes of plutonium or 450 g of any com-
facilities, such as nuclear reactors or critical experiments, meets
bination of these isotopes (see [l]). Attention shall be given to
the requirements of this International Standard.
all processes in which neutron moderators or reflectors more
effective than water are present.
This International Standard does not include details of ad-
ministrative steps, which are considered to be managerial
In the above context, individual areas may be considered
prerogatives, or specific design and description of instrumen-
unrelated where the boundaries are such that there can be no
tation. Details of nuclear accident dosimetry, personnel ex-
interchange of material between areas, the minimum separ-
posure evaluations and detectors for post-accident diagnosis
ation distance between material in adjacent areas is 10 cm and
are not within the scope of this International Standard.
the surface density of fissile material, averaged over each in-
dividual area, is less than 50 g/m*.
A standard which provides guidance on detailed characteristics
of instrumentation to be used in criticality alarm systems is cur-
3.2.2 A criticality alarm system is not required under the terms
rently being drawn up by the IEC.
of this International Standard in areas where the maximum
foreseeable accidental dose in free air will not exceed 0,12 Gy.
This International Standard is principally concerned with
gamma-radiation rate-sensing systems. Specific detection For the purpose of this evaluation, a maximum yield may be
assumed not to exceed 2 x 1OJg fissions for events outside
criteria can be met with integrating systems or with systems
detecting neutron or gamma radiation, and analogous con- reactor cores.
siderations apply.
3.3 Detection
2 Definitions
In areas in which criticality alarm coverage is required, a means
shall be provided to detect excessive radiation dose or dose rate
For the purposes of this International Standard, the following
definitions apply. and to signal personnel evacuation.
1

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IS0 7753: 1987 (El
3.4 Alarm 4.2 Detection criterion
Criticality alarm systems shall be designed to detect promptly
3.4.1 The alarm signal shall be unique, sufficiently loud and
the minimum accident of concern. For this purpose, in typical
shall cover a wide enough range to be heard in all areas that are
unshielded process areas, the minimum accident of concern
to be evacuated. The alarm signal shall last long enough to
may be assumed to deliver an absorbed neutron and gamma
allow people to reach their assembly points.
dose in free air of 0,2 Gy at a distance of 2 m from the reacting
material within 60 sl). Very slowly increasing excursions, while
3.4.2 The alarm trip point should be set high enough to
unlikely to occur, may not attain this value. Furthermore, ex-
minimize the probability of an alarm from sources other than
cursions in unmoderated systems will probably occur much
criticality. The level shall be set low enough to detect the
more rapidly.
minimum accident of concern.
4.3 Instrument response
3.4.3 The signal to evacuate shall be sounded as soon as an
accident is detected.
In the design of radiation detectors, it may be assumed that the
minimum duration of the radiation transient is 1 ms. Systems
shall be designed to respond to radiation transients of this
3.4.4 Once triggered, the signal shall continue to sound until
duration.
reset even though the radiation falls below the alarm point.
Manual resets, with restricted access, shall be provided outside
the areas to be evacuated.
4.4 Trip point
In order to minimize false alarms, the trip point may be set as
3.4.5 Areas with very high background noise levels may re-
high as is considered desirable as long as the detection criterion
quire that the alarm be supplemented with visual sign als. \
specified in 4.2 is met. Indications should be provided to show
which detection channels have been tripped.
3.5 Dependability
4.5 Positioning the detectors
3.5.1 Adequate consideration shall be given to avoiding false
alarms. This may be accomplished by providing reliable single
The location and spacing of detectors should be chosen to
detector channels or preferably by requiring concurrent avoid the effect of shielding by massive equipment or materials.
response of two or more detector channels to trigger the alarm.
The spacing of detectors shall be consistent with the selected
In systems employing redundant channels, failure of any single alarm trip point and with the detection criterion. Detector
channel shall not prevent compliance with the detection
coverage is discussed in annex B.
criterion specified in 4.2. Warning of a malfunction without
activation of the alarm should be provided.
4.6 Testing
3.5.2 A means that will not cause an evacuation should be
4.6.1 Instrument response to radiation shall be checked
provided to test the response and performance of the alarm
periodically to confirm continuing instrument performance. In a
system.
system having redundant channels, the performance of each
channel shall be monitored. The test interval may be deter-
3.5.3 Process areas in which activities will continue during an
mined on the basis of experience; however, tests should be
interruption in the power supply shall have uninterruptable
carried out at least once a month. Records of the tests shall be
power supplies for criticality detection and alarm systems or maintained.
else activities during such interruptions shall be monitored,
4,6,2 The entire alarm system shall be tested periodically.
using portable instruments.
Each audible signal generator should be tested at least once
every three months. Field observations shall establish that the
3.5.4 Detectors shall not fail to trigger an alarm when sub-
signal is audible above background noise throughout all areas
jected to intense radiation exceeding lo3 Gy/h. Compliance
to be evacuated. All personnel in affected areas shall be notified
with this provision may be demonstrated by a test of sample
in advance of an audible test.
detectors or by a manufacturer’s test of production samples.
4.6.3 Where tests reveal inadequate performance, corrective
action shall be taken without delay.
4 Criteria for system design
4.6.4 Procedures shall be formulated to minimize false alarms,
which may be caused by testing, and to return the system to
4.1 Reliability normal operation immediately following the test,
4.6.5 The facility management shall be given advance notice
The design of the system should be as simple as is consistent
of any periods during which the system will be taken out of
with the twin objectives of ensuring reliable activation of the
service.
alarm and avoiding false alarms.
1) Consideration of past accidents, supplemented by annex A, shows that if a criticality accident should occur, the radiation intensity may be
expected to exceed this value.
2

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IS0 7753: 1987 (El
Annex A
Characterization of minimum accident of concern
(This annex does not form an integral part of the standard.)
A basic consideration in the design of a criticality accident alarm system is the definition of the size of the event to be detected. A
“minimum accident of concern” has been specified on the basis of accident history, supplemented by consideration of accident
mechanisms, as one which will result in a dose of 0,2 Gy in the first minute at a distance of 2 m from the reacting material, assuming
only nominal shielding.
Nine nuclear criticality accidents that have occurred during processing or handling of fissile material are described in [2]. Consider-
ation of these events resulted in the specification of the minimum accident of concern given above. One may postulate mechanisms
that will provide a very small energy release in an event, but a self-terminating accident must liberate enough energy to provide a shut-
down mechanism. Furthermore, while a system may liberate this energy over a long time, this would require control of such delicacy
that it is not to be expected in process accidents.
A typical process accident would result from the addition of reactivity to a subcritical system so that it becomes supercritical. The
increase in reactivity could result from the addition of fissile material, from an increase in moderator or reflector present, or from a
change in the system shape to one having a lower neutron leakage.
The supercritical system will rapidly release energy, the rate varying with the degree of supercriticality which has been attained. Some
of the energy released will cause thermal expansion, boiling or other effects that will reduce the reactivity. Thus the supercriticality will
quickly be compensated for, and the reaction rate will be greatly reduced. The energy released during this power transient (a
characteristic of most criticality accidents) is the “spike yield”.
The spike yields of the nine process accidents mentioned above are shown in figure 1. Accidents that have occurred in reactors and
remotely-operated critical facilities are not included, because the mechanisms available for reactivity addition are so unlike those
associated with process facilities.
Conversion of the fission yields in figure 1 to dose or dose rate near the assembly is not direct. Estimates of the dose received in four
of these nine events, along with estimates of the distance of the exposed person from the excursion, are presented in [3]. These data
indicate that, within a factor of about 2, the four accidents would each have resulted in about IO Gy at a distance of 2 m. Doses were
all delivered in short times, usually a few seconds.
Fissions in spike
Figure 1 - Spike yields
3

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IS0 7753: 1987 (E)
The smallest spike yields in figure 1 resulted from hand-stacking reflector material around a 6,2 kg plutonium sphere. In one case, the
reflector was tungsten carbide, in the other, beryllium. The spike yield in the first case has been estimated to have been about
2 x 1015 fissions; in the second, a factor of 10 less. Both spikes were followed by brief power plateaus so that the total yields were
1016 and 3 x 1015 fissions, respectively. Each assembly remained critical for about 1 s.
The persons nearest these assemblies received lethal exposures, but some uncertainty exists as to doses received. For the tungsten
carbide reflected assembly, data are quite sparse and are complicated by the presence of heavy shielding. Several studies have been
made to determine the doses from the beryllium-reflected
...

ISO
NORME INTERNATIONALE
7753
Première édition
1987-08-o 1
INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR STANDARDIZATION
ORGANISATION INTERNATIONALE DE NORMALISATION
MEXaYHAPOflHAFI OPf-AHM3A~Mfl t-l0 CTAHJjAPTM3A~MM
Énergie nucléaire - Prescriptions relatives aux
caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systèmes de détection et d’alarme de criticité
Performance and testing reguirements for criticality detection and alarm
Nuclear energy -
systems
Numéro de référence
ISO 7753 : 1987 (F)

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Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale
d’organismes nationaux de normalisation (comités membres de I’ISO). L’élaboration
des Normes internationales est normalement confiée aux comités techniques de I’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 I’ISO participent également aux travaux.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis
aux comités membres pour approbation, avant leur acceptation comme Normes inter-
nationales par le Conseil de I’ISO. Les Normes internationales sont approuvées confor-
mément aux procédures de I’ISO qui requiérent l’approbation de 75 % au moins des
comités membres votants.
La Norme internationale ISO 7753 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85,
Energie nucléaire.
L’attention des utilisateurs est attirée sur le fait que toutes les Normes internationales
sont de temps en temps soumises à révision et que toute référence faite à une autre
Norme internationale dans le présent document implique qu’il s’agit, sauf indication
contraire, de la derniére édition.
0 Organisation internationale de normalisation, 1987
Imprimé en Suisse

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NORME INTERNATIONALE
ISO 7753 : 1987 (F)
Énergie nucléaire
- Prescriptions relatives aux
caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systèmes de détection et d’alarme de criticité
0 Introduction La présente Norme internationale est essentiellement consa-
crée aux détails des dispositifs sensibles au débit d’exposition
Dans certaines opérations où l’on utilise de la matière fissile, le
due aux rayonnements gamma. Les critères de detection spéci-
risque de criticité, bien qu’étant très faible, ne peut être écarté. fiés peuvent être satisfaits avec des dispositifs intégrateurs ou
II est donc important dans un tel cas de disposer à la fois de
avec des systèmes détectant les rayonnements de neutrons ou
moyens permettant d’avertir le personnel du risque de niveaux gamma, et les considérations analogues sont applicables.
élevés de rayonnements ionisants et des procédures d’évacua-
tion.
2 Définitions
La présente Norme internationale relative à la conception et la
maintenance des systèmes de détection et d’alarme de criticité,
Dans le cadre de la présente Norme internationale, les défini-
est complétée par trois annexes. L’annexe A donne les spécifi-
tions suivantes sont applicables.
cations d’un accident minimal de référence, l’annexe B donne
des exemples d’application de la présente Norme internationale
aux zones de traitement et l’annexe C fournit un guide pour la
2.1 accident de criticité : Émission accidentelle d’énergie à
mise au point des plans d’urgence.
la suite d’une réaction neutronique en chaîne, divergente ou
auto-entretenue.
1 Objet et domaine d’application
2.2 accident minimal de référence: Le plus petit accident
qu’un système d’alarme de criticité doit pouvoir détecter.
La présente Norme internationale donne des prescriptions rela-
tives aux caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systémes de détection et d’alarme de criticité. Elle est appli-
cable à toutes les opérations faisant intervenir du plutonium, de
3 Principes généraux
l’uranium 233, de l’uranium enrichi en isotope 235, et toute
autre matière fissile pouvant conduire à l’état critique et provo-
quer l’exposition de personnel a des niveaux inacceptables. Elle
3.1 Généralités
ne nécessite pas une instrumentation supplémentaire séparée,
lorsque les appareils utilisés pour le fonctionnement des instal-
Des systémes d’alarme doivent être prévus chaque fois que l’on
lations, tels que les réacteurs nucléaires où les expérimenta-
estime que leur installation aura pour effet la réduction du ris-
tions critiques sont conformes à la présente Norme internatio- que total. On devra par ailleurs étudier les risques de déclenche-
nale.
ment de fausses alarmes.
La présente Norme internationale ne traite pas des détails des
3.2 Limites d’application et spécifications
mesures administratives, lesquelles sont considérées comme
générales
ressortissant des responsabilités des autorités, ni de la concep-
tion spécifique ou la description des instruments. Les détails
3.21 La nécessité de disposer de systèmes d’alarme de criti-
relatifs à la dosimétrie en cas d’accident nucléaire, aux évalua-
cité doit être étudiée pour chaque opération faisant intervenir
tions de l’exposition du personnel ainsi qu’aux détecteurs
des matériaux fissiles dont la quantité dépasse dans chaque
nécessaires à l’établissement des diagnostics post-accident, ne
zone séparée, 700 g pour le 235U, 520 g pour le 233U, 450 g pour
font pas l’objet de la présente Norme internationale.
les isotopes fissiles de plutonium ou bien 450 g pour une com-
binaison quelconque de ces isotopes (voir [ll). On devra accor-
Une norme rassemblant les prescriptions auxquelles doivent
der une attention toute particulière à tous les processus dans
répondre les caractéristiques des instruments utilisés dans les
systèmes d’alarme de criticité se trouve actuellement à l’étude lesquels on rencontre des réflecteurs ou des modérateurs de
neutrons dont l’efficacité est supérieure à celle de l’eau.
dans le cadre de la CEI.

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ISO 7’753: 1987 (El
Dans l’énoncé ci-dessus, on peut considérer comme séparées mieux encore, par la nécessité de réponses concomitantes de
les zones dont les limites sont telles qu’il ne peut y avoir pas- deux ou plusieurs chaînes de détection pour déclencher
sage de matériaux d’une zone à l’autre, la distance minimale de l’alarme. Dans les systémes où l’on a recours simultanément à
séparation entre des matériaux appartenant à des zones adja- plusieurs chaînes, la panne d’une quelconque chaîne ne doit
centes est de 10 cm, et la masse surfacique de matériaux fissi- pas suspendre la conformité de l’ensemble au critére de détec-
les, moyennée sur chaque zone séparée, est inférieure à tion spécifié en 4.2. Un dispositif de signalisation de la panne
50 g/m2. sans déclenchement de l’alarme doit être prévu.
3.2.2 Aux termes de la présente Norme internationale, un
3.5.2 Un dispositif de vérification de la réponse et des caracté-
systéme d’alarme de criticité n’est pas nécessaire, lorsque la
ristiques du systéme d’alarme, n’entraînant pas l’évacuation,
dose maximale prévisible qui serait délivrée en cas d’accident
doit être prévu.
dans l’air libre ne dépasse pas 0,12 Gy. II faut pour cette évalua-
tion supposer un rendement maximal ne dépassant pas
2 x 10lg fis sions pour des cas survenant en dehors du cœur
3.5.3 Les zones dans lesquelles les opérations se poursuivent
du réacteur.
pendant les coupures de courant doivent disposer d’alimenta-
tions secourues pour les systèmes de détection de criticité et
d’alarme, ou bien il faut mettre en place pour ces opérations, en
3.3 Détection
cas de panne de courant, une surveillance avec des instruments
portatifs.
Dans les zones où la protection par alarme de criticité est
requise, on devra prévoir des dispositifs pour détecter les
dépassements de dose ou de débit de dose de rayonnements,
3.5.4 On ne peut accepter que les détecteurs ne déclenchent
ainsi que pour signaler l’évacuation du personnel.
pas l’alarme lorsqu’ils sont soumis à des champs de rayonne-
ment intenses dépassant 103 Gy/h. La conformité avec cette
disposition peut être démontrée par essai sur des détecteurs
3.4 Alarme
((échantillons)) ou par des essais effectués par le constructeur
sur des échantillons de sa production.
3.4.1 Le signal d’alarme doit être unique et avoir un niveau
ainsi qu’une portée sonore suffisants, de façon à être entendu
en tous points des zones à évacuer. La durée du signal doit être
telle qu’elle permette à chacun de rallier son point de rassem-
4 Critkes pour la conception du système
blement.
4.1 Fiabilité
3.4.2 Le niveau de déclenchement de l’alarme doit être réglé à
une valeur suffisamment élevee de façon à reduire au minimum
La conception du système doit, autant que possible, être sim-
la probabilité d’alarme provoquée par des sources autres que la
ple et compatible avec l’objectif recherché, à savoir un déclen-
criticité. Cependant, le niveau doit être réglé à une valeur suffi-
chement fiable de l’alarme, dépourvu de fausses alertes.
samment basse pour que soit détecté l’accident minimal de
référence.
4.2 Critère de ddtection
3.4.3 L’évacuation doit être signalée dès la détection d’un
accident.
Les systèmes d’alarme de criticité doivent être conçus de façon
à détecter rapidement l’accident minimal de référence. A cet
3.4.4 Après son déclenchement, le signal sonore doit se pour-
effet, on considère que, dans les zones typiques de traitement
suivre jusqu’à l’acquittement, même si le rayonnement retombe
hors protection, l’accident minimal de réference est supposé
au-dessous du niveau d’alarme. Le dispositif d’acquittement
délivrer une dose absorbée de neutrons et de rayons gamma
manuel, accessible aux seules personnes autorisées, doit être
dans l’air libre de 0,2 Gy à une distance de 2 m du matériau en
installé hors des zones à évacuer.
réaction et pendant 60 s ‘1. Des excursions évoluant très l,ente-
ment, bien qu’elles soient peu probables, peuvent ne pas
atteindre cette valeur. Par ailleurs, les excursions se produisant
3.4.5 Les zones où règnent des fonds sonores d’intensité trés
dans des systémes dépourvus de modérateur surviendront pro-
élevée peuvent nécessiter l’adjonction, au système d’alarme,
bablement beaucoup plus rapidement.
d’une signalisation visuelle.
3.5 Fiabilitb
4.3 Réponse des instruments
3.5.1 Une attention particulière s’impose pour éviter le Lors de la conception des detecteurs de rayonnements, on peut
déclenchement de fausses alarmes. Ceci peut être obtenu supposer que la duree minimale du rayonnement transitoire est
grâce à l’utilisation d’une seule chaîne fiable de détection ou de 1 ms. Les systèmes doivent être conçus pour répondre à des
rayonnements transitoires de cette durée.
1) Des considérations sur les mécanismes de l’accident d’a illeurs complétées l’annexe A montrent qu’en cas d’accident de criticité l’intensité du
Par
cette valeur.
rayonnement dépasserait en régie générale
2

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ISO 7753: 1987 (El
caractéristiques de chaque chaîne. Les intervalles entre les véri-
4.4 Point de déclenchement
fications peuvent être choisis sur la base de l’expérience, à con-
dition qu’il soit procédé à des essais au moins une fois par mois.
Afin de réduire autant que possible les fausses alarmes, le point
de déclenchement doit être réglé à un niveau suffisamment On devra conserver les résultats de ces vérifications.
élevé tout en restant conforme au fonctionnement souhaité et
au critère de détection spécifié en 4.2. On doit pouvoir connaî-
4.6.2 L’ensemble du système d’alarme doit être vérifié réguliè-
tre les chaînes de détection qui ont réagi positivement.
rement. Chaque générateur de signal sonore doit être vérifié au
moins une fois tous les trois mois. Des observations effectuées
sur place doivent établir que le signal est effectivement audible
4.5 Disposition des détecteurs
au-dessus du bruit de fond en chaque point des zones à éva-
cuer. Tous les membres du personnel, dans la zone concernée
La disposition et l’espacement des détecteurs doivent être choi-
doivent être prévenus d’avance des essais sonores.
sis tout en évitant d’avoir un effet d’écran dû aux appareils ou
équipements trop - massifs. Les distances séparant les détec-
teurs doivent être compatibles avec le niveau choisi pour le
4.6.3 Lorsque les essais révèlent des caractéristiques non
déclenchement de l’alarme et avec le critère de détection. Les
satisfaisantes, des mesures correctrices doivent être prises sans
prescriptions à respecter en matière de distance entre les détec-
délai.
teurs sont examinées dans l’annexe 6.
4.6.4 Des procédures doivent être formulées pour la réduc-
tion du nombre des fausses alarmes imputables aux essais et
4.6 Vérifications
pour la remise en fonctionnement normal du systéme immédia-
tement aprés les essais.
4.6.1 La réponse de l’instrument aux rayonnements doit être
contrôlée régulièrement afin de confirmer la continuité des
4.6.5 Le responsable de l’installation doit faire connaître par
caractéristiques de l’instrument. Dans les systèmes où l’on a
lise hors service du système d’alarme.
avance toute période de m
recours simultanément à plusieurs chaînes, on doit vérifier les

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IsoT753: 1987 (FI
Annexe A
Caractérisation de l’accident minimal de référence
(Cette annexe ne fait pas partie intégrante de la norme.)
Une des premières considérations devant présider à la conception d’un systéme d’alarme de criticité, est la définition de l’importance
de l’événement à détecter. Un «accident minimal de référence)) a été défini sur la base d’un scénario d’accident, complété ensuite par
des considérations sur les mécanismes de l’accident correspondant à la délivrance d’une dose de 0,2 Gy dans la première minute sui-
vant l’accident, à une distance de 2 m des matériaux fissiles pour la protection nominale.
Neuf accidents de criticité survenus au cours de traitement ou de manipulation de matériaux fissiles sont décrits dans [2]. C’est l’étude
de ces événements qui a conduit à la définition ci-dessus de l’accident minimal de référence. On pourrait bien sûr imaginer des méca-
nismes ne libérant lors d’un accident que de faibles quantités d’énergie, mais un accident s’arrêtant de lui-même doit liberer suffisam-
ment d’énergie pour que ce mécanisme d’arrêt ait lieu. De plus, si un systéme pouvait libérer cette énergie sur une longue période,
cela nécessiterait une surveillance minutieuse que l’on peut espérer en cas d’accident.
Un accident classique resulterait de l’addition de réactivité à un système jusqu’alors sous-critique qui deviendrait alors supercritique.
L’accroissement de réactivité pourrait être dû à l’addition de matériaux fissiles, à l’accroissement de l’effet des modérateurs ou des
réflecteurs présents, ou encore, a une modification de la configuration du système entraînant une plus faible fuite neutronique.
Le systéme supercritique se met rapidement à libérer de l’énergie, le débit variant avec le degré de supercriticité atteint. Une part de
l’énergie libérée va entraîner une dilatation thermique, l’ebullition ou d’autres effets qui reduiront la réactivité. Ainsi, la supercriticité
sera rapidement compensée et le taux de réaction grandement atténué. L’énergie libérée lors de ce transitoire de puissance (caracté-
ristique de la plupart des accidents de criticité) est le ((rendement du pic)).
Les pics des neuf accidents de traitements mentionnés ci-dessus sont présentés sur la figure 1. Les accidents survenus dans des réac-
teurs ou dans des expériences de criticité télécommandées ne sont pas ici pris en compte, car les mécanismes pouvant être responsa-
bles de l’accroissement de réactivité sont très différents de ceux que l’on rencontre dans les installations de traitement.
La conversion des rendements de fission de la figure 1 en doses ou débits de dose au voisinage de l’assemblage n’est pas immédiate.
Des estimations de la dose délivrée dans quatre de ces neuf accidents ont été proposées dans 131, ou on trouve également des estima-
tions de la distance séparant la personne exposée du point de l’excursion critique. Ces données montrent, qu’à un facteur 2 près, ces
quatre accidents auraient chacun conduit à une exposition de 10 Gy à une distance de 2 m. Les doses ont toutes été délivrées dans
des temps très courts, en général quelques secondes.
O-
Nombre de fissions en pic
Rendements du pic
Figure 1 -

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60 7753: 1987 K-1
Les plus petits-pics de rendement de la figure 1 sont dus à l’empilement manuel de matière autour d’une sphère de plutonium métalli-
que de 6,2 kg. Dans ce cas, le réflecteur était constitué par du carbure de tungsténe et dans un autre, par du béryllium. Dans le pre-
mier cas, on a estimé que le pic de rendement avait été de l’ordre de 2 x 1015 fissions, et dans le deuxiéme cas inférieur d’un
facteur 10. Les deux pics ont été suivis de brefs plateaux de puissance, si bien que les rendements globaux ont été de 1016 et de
3 x 1015 fis sions respectivement. Chacun des assemblages est resté à l’état critique pendant environ 1 s.
Les perso
...

ISO
NORME INTERNATIONALE
7753
Première édition
1987-08-o 1
INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR STANDARDIZATION
ORGANISATION INTERNATIONALE DE NORMALISATION
MEXaYHAPOflHAFI OPf-AHM3A~Mfl t-l0 CTAHJjAPTM3A~MM
Énergie nucléaire - Prescriptions relatives aux
caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systèmes de détection et d’alarme de criticité
Performance and testing reguirements for criticality detection and alarm
Nuclear energy -
systems
Numéro de référence
ISO 7753 : 1987 (F)

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Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale
d’organismes nationaux de normalisation (comités membres de I’ISO). L’élaboration
des Normes internationales est normalement confiée aux comités techniques de I’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 I’ISO participent également aux travaux.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis
aux comités membres pour approbation, avant leur acceptation comme Normes inter-
nationales par le Conseil de I’ISO. Les Normes internationales sont approuvées confor-
mément aux procédures de I’ISO qui requiérent l’approbation de 75 % au moins des
comités membres votants.
La Norme internationale ISO 7753 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85,
Energie nucléaire.
L’attention des utilisateurs est attirée sur le fait que toutes les Normes internationales
sont de temps en temps soumises à révision et que toute référence faite à une autre
Norme internationale dans le présent document implique qu’il s’agit, sauf indication
contraire, de la derniére édition.
0 Organisation internationale de normalisation, 1987
Imprimé en Suisse

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NORME INTERNATIONALE
ISO 7753 : 1987 (F)
Énergie nucléaire
- Prescriptions relatives aux
caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systèmes de détection et d’alarme de criticité
0 Introduction La présente Norme internationale est essentiellement consa-
crée aux détails des dispositifs sensibles au débit d’exposition
Dans certaines opérations où l’on utilise de la matière fissile, le
due aux rayonnements gamma. Les critères de detection spéci-
risque de criticité, bien qu’étant très faible, ne peut être écarté. fiés peuvent être satisfaits avec des dispositifs intégrateurs ou
II est donc important dans un tel cas de disposer à la fois de
avec des systèmes détectant les rayonnements de neutrons ou
moyens permettant d’avertir le personnel du risque de niveaux gamma, et les considérations analogues sont applicables.
élevés de rayonnements ionisants et des procédures d’évacua-
tion.
2 Définitions
La présente Norme internationale relative à la conception et la
maintenance des systèmes de détection et d’alarme de criticité,
Dans le cadre de la présente Norme internationale, les défini-
est complétée par trois annexes. L’annexe A donne les spécifi-
tions suivantes sont applicables.
cations d’un accident minimal de référence, l’annexe B donne
des exemples d’application de la présente Norme internationale
aux zones de traitement et l’annexe C fournit un guide pour la
2.1 accident de criticité : Émission accidentelle d’énergie à
mise au point des plans d’urgence.
la suite d’une réaction neutronique en chaîne, divergente ou
auto-entretenue.
1 Objet et domaine d’application
2.2 accident minimal de référence: Le plus petit accident
qu’un système d’alarme de criticité doit pouvoir détecter.
La présente Norme internationale donne des prescriptions rela-
tives aux caractéristiques techniques et aux méthodes d’essai
des systémes de détection et d’alarme de criticité. Elle est appli-
cable à toutes les opérations faisant intervenir du plutonium, de
3 Principes généraux
l’uranium 233, de l’uranium enrichi en isotope 235, et toute
autre matière fissile pouvant conduire à l’état critique et provo-
quer l’exposition de personnel a des niveaux inacceptables. Elle
3.1 Généralités
ne nécessite pas une instrumentation supplémentaire séparée,
lorsque les appareils utilisés pour le fonctionnement des instal-
Des systémes d’alarme doivent être prévus chaque fois que l’on
lations, tels que les réacteurs nucléaires où les expérimenta-
estime que leur installation aura pour effet la réduction du ris-
tions critiques sont conformes à la présente Norme internatio- que total. On devra par ailleurs étudier les risques de déclenche-
nale.
ment de fausses alarmes.
La présente Norme internationale ne traite pas des détails des
3.2 Limites d’application et spécifications
mesures administratives, lesquelles sont considérées comme
générales
ressortissant des responsabilités des autorités, ni de la concep-
tion spécifique ou la description des instruments. Les détails
3.21 La nécessité de disposer de systèmes d’alarme de criti-
relatifs à la dosimétrie en cas d’accident nucléaire, aux évalua-
cité doit être étudiée pour chaque opération faisant intervenir
tions de l’exposition du personnel ainsi qu’aux détecteurs
des matériaux fissiles dont la quantité dépasse dans chaque
nécessaires à l’établissement des diagnostics post-accident, ne
zone séparée, 700 g pour le 235U, 520 g pour le 233U, 450 g pour
font pas l’objet de la présente Norme internationale.
les isotopes fissiles de plutonium ou bien 450 g pour une com-
binaison quelconque de ces isotopes (voir [ll). On devra accor-
Une norme rassemblant les prescriptions auxquelles doivent
der une attention toute particulière à tous les processus dans
répondre les caractéristiques des instruments utilisés dans les
systèmes d’alarme de criticité se trouve actuellement à l’étude lesquels on rencontre des réflecteurs ou des modérateurs de
neutrons dont l’efficacité est supérieure à celle de l’eau.
dans le cadre de la CEI.

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ISO 7’753: 1987 (El
Dans l’énoncé ci-dessus, on peut considérer comme séparées mieux encore, par la nécessité de réponses concomitantes de
les zones dont les limites sont telles qu’il ne peut y avoir pas- deux ou plusieurs chaînes de détection pour déclencher
sage de matériaux d’une zone à l’autre, la distance minimale de l’alarme. Dans les systémes où l’on a recours simultanément à
séparation entre des matériaux appartenant à des zones adja- plusieurs chaînes, la panne d’une quelconque chaîne ne doit
centes est de 10 cm, et la masse surfacique de matériaux fissi- pas suspendre la conformité de l’ensemble au critére de détec-
les, moyennée sur chaque zone séparée, est inférieure à tion spécifié en 4.2. Un dispositif de signalisation de la panne
50 g/m2. sans déclenchement de l’alarme doit être prévu.
3.2.2 Aux termes de la présente Norme internationale, un
3.5.2 Un dispositif de vérification de la réponse et des caracté-
systéme d’alarme de criticité n’est pas nécessaire, lorsque la
ristiques du systéme d’alarme, n’entraînant pas l’évacuation,
dose maximale prévisible qui serait délivrée en cas d’accident
doit être prévu.
dans l’air libre ne dépasse pas 0,12 Gy. II faut pour cette évalua-
tion supposer un rendement maximal ne dépassant pas
2 x 10lg fis sions pour des cas survenant en dehors du cœur
3.5.3 Les zones dans lesquelles les opérations se poursuivent
du réacteur.
pendant les coupures de courant doivent disposer d’alimenta-
tions secourues pour les systèmes de détection de criticité et
d’alarme, ou bien il faut mettre en place pour ces opérations, en
3.3 Détection
cas de panne de courant, une surveillance avec des instruments
portatifs.
Dans les zones où la protection par alarme de criticité est
requise, on devra prévoir des dispositifs pour détecter les
dépassements de dose ou de débit de dose de rayonnements,
3.5.4 On ne peut accepter que les détecteurs ne déclenchent
ainsi que pour signaler l’évacuation du personnel.
pas l’alarme lorsqu’ils sont soumis à des champs de rayonne-
ment intenses dépassant 103 Gy/h. La conformité avec cette
disposition peut être démontrée par essai sur des détecteurs
3.4 Alarme
((échantillons)) ou par des essais effectués par le constructeur
sur des échantillons de sa production.
3.4.1 Le signal d’alarme doit être unique et avoir un niveau
ainsi qu’une portée sonore suffisants, de façon à être entendu
en tous points des zones à évacuer. La durée du signal doit être
telle qu’elle permette à chacun de rallier son point de rassem-
4 Critkes pour la conception du système
blement.
4.1 Fiabilité
3.4.2 Le niveau de déclenchement de l’alarme doit être réglé à
une valeur suffisamment élevee de façon à reduire au minimum
La conception du système doit, autant que possible, être sim-
la probabilité d’alarme provoquée par des sources autres que la
ple et compatible avec l’objectif recherché, à savoir un déclen-
criticité. Cependant, le niveau doit être réglé à une valeur suffi-
chement fiable de l’alarme, dépourvu de fausses alertes.
samment basse pour que soit détecté l’accident minimal de
référence.
4.2 Critère de ddtection
3.4.3 L’évacuation doit être signalée dès la détection d’un
accident.
Les systèmes d’alarme de criticité doivent être conçus de façon
à détecter rapidement l’accident minimal de référence. A cet
3.4.4 Après son déclenchement, le signal sonore doit se pour-
effet, on considère que, dans les zones typiques de traitement
suivre jusqu’à l’acquittement, même si le rayonnement retombe
hors protection, l’accident minimal de réference est supposé
au-dessous du niveau d’alarme. Le dispositif d’acquittement
délivrer une dose absorbée de neutrons et de rayons gamma
manuel, accessible aux seules personnes autorisées, doit être
dans l’air libre de 0,2 Gy à une distance de 2 m du matériau en
installé hors des zones à évacuer.
réaction et pendant 60 s ‘1. Des excursions évoluant très l,ente-
ment, bien qu’elles soient peu probables, peuvent ne pas
atteindre cette valeur. Par ailleurs, les excursions se produisant
3.4.5 Les zones où règnent des fonds sonores d’intensité trés
dans des systémes dépourvus de modérateur surviendront pro-
élevée peuvent nécessiter l’adjonction, au système d’alarme,
bablement beaucoup plus rapidement.
d’une signalisation visuelle.
3.5 Fiabilitb
4.3 Réponse des instruments
3.5.1 Une attention particulière s’impose pour éviter le Lors de la conception des detecteurs de rayonnements, on peut
déclenchement de fausses alarmes. Ceci peut être obtenu supposer que la duree minimale du rayonnement transitoire est
grâce à l’utilisation d’une seule chaîne fiable de détection ou de 1 ms. Les systèmes doivent être conçus pour répondre à des
rayonnements transitoires de cette durée.
1) Des considérations sur les mécanismes de l’accident d’a illeurs complétées l’annexe A montrent qu’en cas d’accident de criticité l’intensité du
Par
cette valeur.
rayonnement dépasserait en régie générale
2

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ISO 7753: 1987 (El
caractéristiques de chaque chaîne. Les intervalles entre les véri-
4.4 Point de déclenchement
fications peuvent être choisis sur la base de l’expérience, à con-
dition qu’il soit procédé à des essais au moins une fois par mois.
Afin de réduire autant que possible les fausses alarmes, le point
de déclenchement doit être réglé à un niveau suffisamment On devra conserver les résultats de ces vérifications.
élevé tout en restant conforme au fonctionnement souhaité et
au critère de détection spécifié en 4.2. On doit pouvoir connaî-
4.6.2 L’ensemble du système d’alarme doit être vérifié réguliè-
tre les chaînes de détection qui ont réagi positivement.
rement. Chaque générateur de signal sonore doit être vérifié au
moins une fois tous les trois mois. Des observations effectuées
sur place doivent établir que le signal est effectivement audible
4.5 Disposition des détecteurs
au-dessus du bruit de fond en chaque point des zones à éva-
cuer. Tous les membres du personnel, dans la zone concernée
La disposition et l’espacement des détecteurs doivent être choi-
doivent être prévenus d’avance des essais sonores.
sis tout en évitant d’avoir un effet d’écran dû aux appareils ou
équipements trop - massifs. Les distances séparant les détec-
teurs doivent être compatibles avec le niveau choisi pour le
4.6.3 Lorsque les essais révèlent des caractéristiques non
déclenchement de l’alarme et avec le critère de détection. Les
satisfaisantes, des mesures correctrices doivent être prises sans
prescriptions à respecter en matière de distance entre les détec-
délai.
teurs sont examinées dans l’annexe 6.
4.6.4 Des procédures doivent être formulées pour la réduc-
tion du nombre des fausses alarmes imputables aux essais et
4.6 Vérifications
pour la remise en fonctionnement normal du systéme immédia-
tement aprés les essais.
4.6.1 La réponse de l’instrument aux rayonnements doit être
contrôlée régulièrement afin de confirmer la continuité des
4.6.5 Le responsable de l’installation doit faire connaître par
caractéristiques de l’instrument. Dans les systèmes où l’on a
lise hors service du système d’alarme.
avance toute période de m
recours simultanément à plusieurs chaînes, on doit vérifier les

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IsoT753: 1987 (FI
Annexe A
Caractérisation de l’accident minimal de référence
(Cette annexe ne fait pas partie intégrante de la norme.)
Une des premières considérations devant présider à la conception d’un systéme d’alarme de criticité, est la définition de l’importance
de l’événement à détecter. Un «accident minimal de référence)) a été défini sur la base d’un scénario d’accident, complété ensuite par
des considérations sur les mécanismes de l’accident correspondant à la délivrance d’une dose de 0,2 Gy dans la première minute sui-
vant l’accident, à une distance de 2 m des matériaux fissiles pour la protection nominale.
Neuf accidents de criticité survenus au cours de traitement ou de manipulation de matériaux fissiles sont décrits dans [2]. C’est l’étude
de ces événements qui a conduit à la définition ci-dessus de l’accident minimal de référence. On pourrait bien sûr imaginer des méca-
nismes ne libérant lors d’un accident que de faibles quantités d’énergie, mais un accident s’arrêtant de lui-même doit liberer suffisam-
ment d’énergie pour que ce mécanisme d’arrêt ait lieu. De plus, si un systéme pouvait libérer cette énergie sur une longue période,
cela nécessiterait une surveillance minutieuse que l’on peut espérer en cas d’accident.
Un accident classique resulterait de l’addition de réactivité à un système jusqu’alors sous-critique qui deviendrait alors supercritique.
L’accroissement de réactivité pourrait être dû à l’addition de matériaux fissiles, à l’accroissement de l’effet des modérateurs ou des
réflecteurs présents, ou encore, a une modification de la configuration du système entraînant une plus faible fuite neutronique.
Le systéme supercritique se met rapidement à libérer de l’énergie, le débit variant avec le degré de supercriticité atteint. Une part de
l’énergie libérée va entraîner une dilatation thermique, l’ebullition ou d’autres effets qui reduiront la réactivité. Ainsi, la supercriticité
sera rapidement compensée et le taux de réaction grandement atténué. L’énergie libérée lors de ce transitoire de puissance (caracté-
ristique de la plupart des accidents de criticité) est le ((rendement du pic)).
Les pics des neuf accidents de traitements mentionnés ci-dessus sont présentés sur la figure 1. Les accidents survenus dans des réac-
teurs ou dans des expériences de criticité télécommandées ne sont pas ici pris en compte, car les mécanismes pouvant être responsa-
bles de l’accroissement de réactivité sont très différents de ceux que l’on rencontre dans les installations de traitement.
La conversion des rendements de fission de la figure 1 en doses ou débits de dose au voisinage de l’assemblage n’est pas immédiate.
Des estimations de la dose délivrée dans quatre de ces neuf accidents ont été proposées dans 131, ou on trouve également des estima-
tions de la distance séparant la personne exposée du point de l’excursion critique. Ces données montrent, qu’à un facteur 2 près, ces
quatre accidents auraient chacun conduit à une exposition de 10 Gy à une distance de 2 m. Les doses ont toutes été délivrées dans
des temps très courts, en général quelques secondes.
O-
Nombre de fissions en pic
Rendements du pic
Figure 1 -

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60 7753: 1987 K-1
Les plus petits-pics de rendement de la figure 1 sont dus à l’empilement manuel de matière autour d’une sphère de plutonium métalli-
que de 6,2 kg. Dans ce cas, le réflecteur était constitué par du carbure de tungsténe et dans un autre, par du béryllium. Dans le pre-
mier cas, on a estimé que le pic de rendement avait été de l’ordre de 2 x 1015 fissions, et dans le deuxiéme cas inférieur d’un
facteur 10. Les deux pics ont été suivis de brefs plateaux de puissance, si bien que les rendements globaux ont été de 1016 et de
3 x 1015 fis sions respectivement. Chacun des assemblages est resté à l’état critique pendant environ 1 s.
Les perso
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