ISO 12807:1996
(Main)Safe transport of radioactive materials — Leakage testing on packages
Safe transport of radioactive materials — Leakage testing on packages
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle de l'étanchéité des colis
General Information
Relations
Buy Standard
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL
STANDARD
First edition
1996-09-I 5
Safe transport of radioactive materials -
Leakage testing on packages
S&et6 des transports de mat&es radioactives - Contrdle d’&anch&@
des co/is
Reference number
IS0 12807: 1996(E)
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IS0 12807:1996(E)
Contents Page
.......... ........................................................................ 1
1 Scope
........... .................................
2 Definitions, symbols and units
2.1 Definitions .
2.2 Symbols and units .
3 Regulatory requirements .
3.1 General .
Relevant regulations .
3.2
................................
3.3 Regulatory containment requirements
4 Procedure for meeting the requirements
....................................... 7
of this International Standard .
7
4.1 General .
7
4.2 Procedure . .
5 Determination of permissible activity release rates . 9
............................... 9
5.1 Step 1 : List the radioactive contents, Ii
9
5.2 Step 2: Determine the total releasable activity, MT .
5.3 Step 3: Determine the maximum permissible activity
.................................................................... 10
release rates, R
6 Determination of standardized leakage rates . 10
6.1 General . . 10
6.2
Step 4: Determine the activity release rate due
10
to permeation, RP .
63 . Step 5: Determine the maximum permissible activity
release rate due to leakage, RG . 10
0 IS0 1996
All rights reserved. Unless otherwise specified, no part of this publication may be
reproduced or utilized in any form or by any means, electronic or mechanical, including
photocopying and microfilm, without permission in writing from the publisher.
International Organization for Standardization
Case Postale 56 l CH-1211 Geneve 20 l Switzerland
Printed in Switzerland
ii
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IS0 12807:1996(E)
@ IS0
64 . Step 6: Determine the activity per unit volume
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
of the containment system medium, C
65 . Step 7: Determine the maximum permissible volumetric
11
leakage rate of the medium, L . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
66 . Step 8: Determine the maximum permissible equivalent
capillary leak diameter, D . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .*. 11
Step 9: Determine the permissible standardized leakage
67 .
12
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
rate, &LR
7 Containment-system verification requirements . 12
7.1 Containment-system verification stages . 12
7.2 Verification requirements . 14
8 Leakage test procedure requirements . 14
. General . 14
81
Step 12: Perform tests and record results . 14
82 .
Test sensitivity . 14
83 .
8.4 Test procedure requirements . 15
Annexes
A Preferred leakage test methods . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
Methods of calculation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
Conversion tables . 36
Worked examples . 37
Explanatory notes . 66
Bibliography . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
F 76
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IS0 (the international Organization for Standardization) is a worldwide fed-
eration 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, governmental
and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the vvork. IS0
collaborates closely with the International Electrotechnical Commission
(IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
Draft International Standards adopted by the technical committees are
circulated to the member bodies for voting. Publication as an International
Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting
a vote.
International Standard IS0 12807 was prepared by Technical Committee
lSO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel technology.
Annexes A to F of this International Standard are for information only.
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0 IS0 IS0 12807:1996(E)
Introduction
The International Atomic Energy Agency (IAEA) Safety Series No. 6,
Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (reference [I ]
in annex F) specify permitted release of radioactivity under normal and
accidental conditions of transport, in terms of activity per unit of time, for
Type B packaging used to transport radioactive materials. Generally, it is
not practical to measure activity release directly. The usual method used is
to relate activity release to non-radioactive fluid leakage, for which several
leakage test procedures are available. The appropriate procedure will de-
pend on its sensitivity and its application to a specific package.
This International Standard specifies gas leakage test criteria and test
methods for demonstrating that packages used to transport radioactive
materials comply with the package containment requirements defined in
reference [ I] of annex F for:
- design verification,
fabrication verification,
- preshipment verification,
periodic verification.
The regulations specify permissible activity release for normal and acci-
dental conditions of transport. These activity release limits can be ex-
pressed in maximum permissible activity release rates for the radioactive
material carried within a containment system.
In general, it is not feasible to demonstrate that the activity release limits
are not exceeded by direct measurement of activity release. In practice,
the most common method to prove that a containment system provides
adequate containment is to carry out an equivalent gas leakage rate test.
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INTERNATIONAL STANDARD o IS0 IS0 12807:1996(E)
Leakage testing
Safe transport of radioactive materials -
on packages
1 Scope
This International Standard describes a method for relating permissible activity release rates of the radioactive
contents carried within a containment system to equivalent gas leakage rates under specified test conditions. This
approach is called gas leakage test methodology. However, in this International Standard it is recognized that other
methodologies might be acceptable.
When other methodologies are to be used, it shall be shown that the methodology demonstrates that any release
of the radioactive contents will not exceed the regulatory requirements. The use of any alternative methodology
shall be by agreement with the competent authority.
This International Standard provides both overall and detailed guidance on the complex relationships between an
equivalent gas leakage test and a permissible activity release rate. Whereas the overall guidance is universally
agreed upon, the use of the detailed guidance shall be agreed upon with the competent authority during the Type B
package certification process.
It should be noted that, for a given package, demonstration of compliance is not limited to a single methodology.
While this International Standard does not require particular gas leakage test procedures, it does present minimum
requirements for any test that is to be used. It is the responsibility of the package designer or consignor to estimate
or determine the maximum permissible release rate of radioactivity to the environment and to select appropriate
leakage test procedures that have adequate sensitivity.
This International Standard pertains specifically to Type B packages for which the regulatory containment require-
ments are specified explicitly.
2 Definitions, symbols and units
2.1 Definitions
Terms defined in this International Standard have the same meaning as those used in the applicable documents
mentioned in clause 3. However, some of these definitions have been adapted particularly for the purpose of this
International Standard and might not conform to those in other publications.
2.1.1 accidental conditions of transport: Conditions used in the applicable documents listed in clause 3.
2.1.2 activity release rate: Loss of radioactive contents per unit time through leaks or permeable walls of a con-
tainment system.
1
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0 IS0
IS0 12807:1996(E)
2.1.3 A,: Quantity (activity) of radioactive material, other than special-form radioactive material, as defined in the
applicable documents listed in clause 3.
2.1.4 blockage mechanism: Mechanism by which radioactive material might be retained within a containment
system due to blockage of potential leakage paths by solid or liquid material.
2.1.5 competent authority: Any national or international authority designated or recognized as such for any
purpose in connection with the International Atomic Energy Agency’s Regulations for the Safe Transport of Radio-
active Material (reference [I] in annex F).
2.1.6 containment system: Assembly of components of the packaging intended to retain the radioactive material
during transport.
2.1.7 gas leakage test methodology: Method of specifying a gas leakage test which relates permissible
activity release rates of the radioactive contents carried within a containment system to equivalent gas leakage
rates under specified test conditions.
2.1.8 leak: Any unwanted opening or openings through a containment system that could permit the escape of the
contents.
2.1.9 leakage: Transfer of a material from the containment system to the environment through a leak or leaks.
See also permeation (2.1 .I 7).
2.1.10 leakage rate: Quantity of solid particles, liquids or gases passing through leaks per unit time.
The term leakage rate can refer to the radioactive material (gas, liquid, solid or any mixture of these) or to the test
fluid.
The dimensions of the rate of solid leakage are mass divided by time. The dimensions of the rate of liquid leakage
can be mass divided by time or volume divided by time. The dimensions of the rate of gas leakage are the product
of pressure and volume (this is a mass-like unit) divided by time at a known temperature.
2.1.11 leaktight: General term indicating that a containment system meets the required level of containment for
particular contents. See clause E.6.
2.1.12 medium: Any fluid, which might or might not be radioactive itself, which could carry radioactive material
through a leak or leaks.
2.1.13 molecular flow: The flow of gas through a leak under conditions such that the mean free path is greater
than the largest dimension of a transverse section of the leak. The rate of molecular flow depends on the partial
pressure gradient.
2.1.14 normal conditions of transport: Conditions used in the applicable documents listed in clause 3.
2.1.15
package: Packaging together with its radioactive contents as presented for transport.
2.1.16 packaging: Assembly of components necessary to enclose the radioactive contents completely.
2
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@ IS0 IS0 12807:1996(E)
2.1.17 permeation: Passage of a fluid through a solid permeable barrier (even if there are no leaks) by adsorption-
diffusion-desorption mechanisms. Permeation should not be considered as a release of activity unless the fluid
itself is radioactive. In this International Standard, permeation is applied only to gases.
2.1.18 permeation rate: Quantity of gases passing through permeable walls per unit time. The permeation rate
depends on the partial pressure gradient.
21.19 qualitative: Refers to leakage test procedures which detect the presence of a leak but do not measure
leakage rate or total leakage.
2.1.20 quantitative: Leakage test procedures which measure total leakage rate(s) from a containment system or
from parts of it.
2.1.21 sensitivity
2.1.21.1 sensitivity of a leakage detector: Minimum usable response of the detector to tracer fluid leakage, that
is, the leakage rate that will produce a repeatable change in the detector reading.
2.1.21.2 sensitivity of a leakage test procedure: Minimum detectable leakage rate that the test procedure is
capable of detecting.
standardized leakage rate (SLR): Leakage rate, evaluated under known conditions, normalized to the flow
2.1.22
of dry air at reference conditions of upstream pressure 1,013 x 105 Pa, downstream pressure 0 Pa and temperature
of 298 K (25 OC). The units for standardized leakage rate are written as Pa.rn3.s1 SLR.
2.1.23 standardized helium leakage rate (SHeLR): Helium leakage rate, evaluated under known conditions,
normalized to the flow of dry helium at reference conditions of upstream pressure I,01 3 x 105 Pa, downstream
pressure 0 Pa and temperature of 298 K (25 “C). The units for standardized helium leakage rate are written as
Pa-m%-1 SHeLR.
2.1.24 test gas or tracer gas: Gas that is used to detect leakage or measure leakage rates.
2.1.25 Type B package: Package that is designed to meet the criteria given in the applicable documents listed in
clause 3.
2.1.26 viscous flow: Continuous flow of gas through a leak under conditions such that the mean free path is
very small in comparison with the smallest dimension of a transverse section of the leak. This flow may be either
laminar or turbulent. Viscous flow depends upon total pressure gradient.
2.2 Symbols and units
The following symbols and units are used in this International Standard (also see clause B.2 in annex B).
Symbol Definition Unit
Quantity (activity) of radioactive material, other than special-form radioactive Bq
A2
material, as defined in the applicable documents listed in clause 3
c Average activity per unit volume; the symbol is used to simplify figure 1 and rep- Bq.m-3
resents the use of either CA or CN
3
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IS0 12807:1996(E)
Definition
Symbol Unit
Average activity per unit volume of the medium that could escape from the con- Bq-m-3
tainment system under accidental conditions of transport
Average activity per unit volume of the medium that could escape from the con- Bq.m-3
tainment system under normal conditions of transport
nbol is used to simplify figure 1 and rep-
Maximum permissible diameter; the sy m
resents the use of either DA or DN
Maximum permissible equivalent capill ary leak diameter under accidental con- m
ditions of transport
Maximum permissible equivalent capillary leak diameter under normal conditions m
of transport
Release fraction of radionuclide i from the radioactive contents into the con-
FCiA
tainment system under accidental conditions of transport
Release fraction of radionuclide i from the radioactive contents into the con-
FCiN
tainment system under normal conditions of transport
Fraction of radionuclide i which is available for release from the containment
FEiA
system into the environment under accidental conditions of transport
Fraction of radionuclide i which is available for release from the containment
FEiN
system into the environment under normal conditions of transport
Activity of radionuclide i
Bq
Ii
m3.s-1
L Maximum permissible volumetric leakage rate; the symbol is used to simplify
figure 1 and represents the use of either LA or LN
m3.s-1
Maximum permissible volumetric leakage rate of the medium at pressure PA,
under accidental conditions of transport
m3.s-1
Maximum permissible volumetric leakage rate of the medium at pressure pN,
under normal conditions of transport
Containment system pressure under accide ntal conditions of transport
Pa
PA
Containment system pressure under norma I conditions of transport
Pa
PN
Standardized leakage rate; the symbol is used to simplify figure 1 and rep-
Pa.m3s1
QSLR
resents the use of either QA(SLR) or QN(SLR)
The permissible leakage rate of the medium under accidental conditions of
Pa.rn3.s1
QA
transport and is calculated from LA
The permissible standardized leakage rate (SLR) under accidental conditions of
Pa.m3s1
QA(SLR)
transport
The permissible leakage rate of the medium under normal conditions of trans-
Pa.m3s1
QN
port and is calculated from LN
The permissible standardized leakage rate (SLR) under normal conditions of
Pa.rn3.s1
QN(SLR)
transport
The permissible test leakage rate of the tracer or test gas that is related to acci-
Pa.m3s-l
&DA
dental conditions of transport at the design verification stage and is determined
from QA(SLR)
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Unit
Symbol Definition
Pa~m3.s1
The permissible test leakage rate of the tracer or test gas that is related to nor-
QTDN
mal conditions of transport at the design verification stage and is determined
from QN(SLR)
The permissible test leakage rate of the tracer gas at the fabrication verification Pa.rn3.s1
QTF
stage
Pa.m%-I
The permissible test leakage rate of the tracer gas at the preshipment verifi-
QTS
cation stage
Pa.rn3.s1
The permissible test leakage rate of the tracer gas at the periodic verification
QTP
stage
lify figure 1 Bq-s-l
Maximum permissible activity release rate; the symbol is used to simp
and represents the use of either RA or RN
Maximum permissible activity release rate of the contents under accidental Bqs-1
conditions of transport
Bqs-1
Maximum permissible activity release rate of the contents under normal con-
ditions of transport
Bqs-1
RG Maximum permissible activity release rate of the gas contents; the symbol is
used to simplify figure 1 and represents the use of either RGA or RGN
Maximum permissible activity release rate of the gas contents under accidenta Bqs-1
RGA
conditions of transport after allowing for permeation
Maximum permissible activity release rate of the gas contents under norma Bqs-1
RGN
conditions of transport after allowing for permeation
Releasable activity of radionuclide i under accidental conditions of transport
Bq
R1iA
Releasable activity of radionuclide i under normal conditions of transport
Bq
R1iN
Total releasable activity for all radionuclides; the symbol is used to simplify figure 1
Bq
RIT
and represents the use of either RZTA or RZTN
Total releasable activity for all radionuclides under accidental conditions of trans-
RITA Bq
port
Total releasable activity for all radionuclides under normal conditions of transport
Bq
RzTN
-1
.
RP Activity release rate due to permeation; the symbol is used to simplify figure 1
Bq s
and represents the use of either RPA or RPN
Activity release rate due to permeation under accidental conditions of transport
Bqs-1
RPA
Activity release rate due to permeation under normal conditions of transport Bqs-1
RPN
Standardized helium leakage rate
SHeLR Pa.rn3.s1 SHeLR
SLR Standardized leakage rate Pa.rn3.s1 SLR
Medium volume under accidental conditions of transport
ms
VA
Medium volume under normal conditions of transport m3
VN
5
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3 Regulatory requirements
3.1 General
The word “shall” denotes a requirement; the word “should” denotes a recommendation; and the word “may” de-
notes permission, neither a requirement nor a recommendation. Imperative statements also denote requirements.
To conform with this International Standard, all operations shall be performed in accordance with its requirements,
but not necessarily with its recommendations.
The words “can”, “could” and “might” denote possibility rather than permission.
The word “will” denotes that an event is certain to occur rather than a requirement.
3.2 Relevant regulations
The main applicable document is IAEA Safety Series No. 6, Regulations for the Safe Transport of Radioactive
Material, 1985 Edition (as amended 1990) (reference [I ] in annex F). The following sections are particularly relevant:
1) Section I, paragraphs 110, 121, 132, 134, 135, 142 and 147.
2) Section II, paragraph 209.
3) Section Ill, paragraphs 301 to 306 and 313.
4) Section IV, paragraphs 401 and 402.
5) Section V, paragraphs 543, 548 and 556.
6) Section VI, paragraphs 601, 602, 614 to 624 and 626 to 629.
Explanatory and advisory material is provided in Safety Series No. 7 and No. 37 (references [2] and [3] in annex F)
(see also annex E).
Other relevant national or international regulations should also be considered to ensure that any differences with
the IAEA regulations are taken into account.
3.3 Regulatory containment requirements
The Type B package containment requirements are given in table 1.
Table 1 - Containment requirements for Type B packages
Containment requirement
Condition
Normal conditions of transport A2 x IO-6 per hour
Accidental conditions of transport IO A2 in one week for *5Kr
A2 in one week for all other radionuclides
Values of A, are specified in table 1, or are determined in accordance to paragraphs 302 and 303 and table 2 of ref-
erence [I] in annex F for individual radionuclides, and in paragraphs 304 and 548 for mixtures of radionuclides.
For the calculation of values of A, for mixtures of radionuclides, the assumptions made for the releasable radio-
active material shall be acceptable to the competent authority.
6
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@ IS0
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4 Procedure for meeting the requirements of this International Standard
4.1 General
Compliance with package containment requirements may be demonstrated either by measurement of the radioac-
tive-contents release rate of by other methods. This International Standard shows how the package containment
requirements can be demonstrated by an equivalent gas leakage test. All measured test leakage rates shall be cor-
related to the potential release of the contained material by performance of tests on prototypes or models, refer-
ence to previous demonstrations, calculations or reasoned arguments.
This International Standard is based on the following premises.
The radioactive material which could be released from the package could be in any one or any combination of
a)
the following forms:
- liquid,
- gas,
- solid,
- liquids with solids in suspension,
particulate solids in a gas (aerosols).
The maximum permissible activity release rate can be expressed in terms of a maximum permissible leak
diameter when the physical form and properties of the radioactive contents are taken into account.
b) Gas leakage test procedure can be used to measure gas flow rates. These rates can be related mathematically
to the diameter of a single straight capillary which in most cases is considered to conservatively represent a
leak or leaks
c) Gas leakage test procedures can be used to demonstrate compliance with regulatory containment require-
ments when the diameter of the single straight capillary associated with the leakage test from 4.1 b) is equal
to or smaller than the maximum permissible leak diameter from 4.1 a).
In this International Standard it is recognized that the activity release, or the absence of activity release (leaktight),
ca n occur in one or more of the following ways:
- viscous flow,
- molecular flow,
- permeation,
- blockage.
4.2 Procedure
Using the flow chart in figure 1 as a guide, the procedure below shall be used. The text within each box in the flow
chart indicates the result of the particular step.
Steps 1 to 8 in figure 1 pertain to containment of the radioactive contents, while Steps 10 to 12 pertain to leakage
of a test gas. Step 9 is a reference step which links containment of the radioactive contents to the leakage of a test
gas.
Because the releasable radioactive material might be in the form of gas, liquid or solid, or a combination of these,
it is necessary to follow the appropriate part of the procedure below, as applicable to the form of the radioactive
material, to obtain the permissible standardized leakage rates.
Figure 1 has been prepared for the general case. In some cases, it does not need to be necessary to complete all
the steps, for example, in the case of a single radionuclide in liquid form. In other cases, such as a mixture of radio-
active materials that are in different forms, it might be necessary to repeat some steps in a reiterative fashion.
However, for any of these cases it will be necessary to complete the appropriate steps in figure 1 for both normal
and accidental conditions of transport.
7
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STEP
Radioactive contents, li
1
r I
r Releasable activity, RIT
2
Permissible activity-release rate, R
3
I
Gas
I
Solid Liquid
4 Permeation activity-release rate, RP
ul
c
c
aJ
Permissible activity-release rate due to leakage,
t
c 5
RG = R - RP
0
U
:
.-
t
iii
Activity per unit volume, C
0 6
--I
e
A?
I
? Maximum permissible medium volumetric leakage rate, L I
I
8 ~1 Maximum permissible equivalent capillary-leak diameter, D 1
---- --------_--________________
--------_---__-------~~~-~~~~-------
T
Permissible standardized leakage rate, Q (SLR)
9
---------------------------------------------------
Permissible test leakage rate for each verification stage
10
, \
Fabrication
Design Preshipment Periodic
OTOA, QTDN OTF QTS OTP
11 Select appropriate test method
I
12 Perform test
Figure 1 - Flow chart for gas leakage test methodology
42.1 Determination of permissible activity release rates
The inventory of the releasable radioactive contents shall be identified and the releasable contents shall be com-
pared to the regulatory containment requirements. See Steps 1 to 3 in figure 1 and clause 5.
4.22 Determination of standardized leakage rates
The permissible activity release rates shall be converted to equivalent standardized leakage rates. See Steps 4 to 9
in figure 1 and clause 6.
4.2.3 Determination of permissible test leakage rates for each verification stage
The appropriate gas leakage rates shall be determined for the design, fabrication, preshipment and periodic verifi-
cation stages. See Step 10 in figure 1 and clause 7.2.
8
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4.2.4 Selection of appropriate test methods
The appropriate gas leakage test methods shall be selected for the design, fabrication, preshipment and periodic
verification stages. See Step 11 in figure 1 and clause 7.2.
4.2.5 Performance of tests and record of results
The required tests shall be performed and the results shall be recorded. See Step 12 in figure 1 and clause 8.
5 Determination of permissible activity release rates
Permissible activity release rates shall be determined by following Steps 1 to 3 for both normal and accidental
conditions of transport.
5.1 Step 1: List the radioactive contents, Ii
This gives an inventory of the radioactive contents and includes the activity and physical characteristics for each
radionuclide. It could be necessary to consider the contents as separate phases, i.e. liquids, gases and solids.
Aerosols can be considered as gases. Fine particles in solution can be considered as a liquid.
5.2 Step 2: Determine the total releasable activity, RZT
In some cases, the radioactive contents might be contained by more than one container in the containment sys-
tem. An irradiated fuel rod assembly in a transport packaging is an example of this situation. Then, for either normal
or accidental conditions of transport, only a fraction of the radioactive contents might be released from the inner-
most container into the containment system FCiN, FCiA and, of this fraction, only another fraction may be available
FE,*. The numerical value of any release frac-
for release from the containment system to the environment, FEiN,
tion will depend on the specific radionuclide and, if the radioactive contents consist of a mixture of radionuclides,
many release fraction values could result. Also, release fraction values for normal conditions of transport might dif-
fer from those for acci
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12807
Première édition
1996-09-I 5
Sûreté des transports de matières
radioactives - Contrôle d’étanchéité
des colis
Safe transport of radioactive materials - Leakage testing on packages
Numéro de référence
ISO 12807:1996(F)
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ISO 12807:1996(F)
Page
Sommaire
1 Domaine d’application .
2 Définitions, symboles et unités .
2.1 Définitions .
2.2 Symboles et unités .
..............................................
3 Prescriptions réglementaires
..........................................................................
3.1 Généralités
......................................................
3.2 Règlements applicables
.............
3.3 Prescriptions réglementaires pour le confinement
4 Procédure permettant de satisfaire aux prescriptions
................................... 7
de la présente Norme internationale
7
4.1 Généralités .
7
4.2 Procédure .
Détermination des taux de relâchement d’activité
5
admissibles . 9
........................ 9
5.1 Étape 1 : Inventaire du contenu radioactif, Ii
5.2 Étape 2: Détermination de l’activité totale susceptible
9
d’être relâchée, RIT .
5.3 Étape 3: Détermination des taux de relâchement d’activité
10
maximaux admissibles, R .
10
6 Détermination des flux de fuite normalisés .
61 . Généralités . . 10
62 . Étape 4: Détermination du taux de relâchement d’activité
10
dû à la perméation, RP .
63 . Étape 5: Détermination du taux de relâchement d’activité
maximal admissible dû à une fuite, RG . 10
0 ISO 1996
Droits de reproduction réservés. Sauf prescription différente, aucune partie de cette publi-
cation ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun pro-
cédé, électronique ou mécanique, y compris la photocopie et les microfilms, sans l’accord
écrit de l’éditeur.
Organisation internationale de normalisation
Case postale 56 l CH-121 1 Genève 20 l Suisse
Imprimé en Suisse
ii
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ISO 12807:1996(F)
@ ISO
64 . Étape 6: Détermination de l’activité volumique du fluide
porteur dans l’enveloppe de confinement, C . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
65 . Étape 7: Détermination du débit-volume de fuite maximal
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
admissible du fluide porteur, L 11
66 . Étape 8: Détermination du diamètre maximal admissible
d’un capillaire équivalent, D . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
67 . Étape 9: Détermination du flux de fuite admissible, QsLR . . . 12
7 Prescriptions pour le contrôle de l’enveloppe
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
de confinement
Étapes du contrôle de l’enveloppe de confinement . . . . . . . . . . . . 12
7.1
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
7.2 Prescriptions pour les contrôles
8 Prescriptions relatives aux procédures de contrôle
d’étanchéité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
81 . Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
82 . Étape 12: Réalisation des essais et rédaction d’un rapport
d’essai . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
83 . Sensibilité des essais . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
84 . Prescriptions relatives aux méthodes d’essai . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15
Annexes
Méthodes d’essai d’étanchéité recommandées . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
Méthodes de calcul . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
Tableaux de conversion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
Exemples traités . . . . . . . . . . . . . . . . . .*. 37
Notes explicatives . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
66
Bibliographie .,.
77
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ISO 12807:1996(F) @ ISO
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 en général 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 gouvernemen-
tales, en liaison avec I’ISO participent également aux travaux. L’ISO colla-
bore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (CEI)
en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques
sont soumis aux comités membres pour vote. Leur publication comme
Normes internationales requiert l’approbation de 75 % au moins des co-
mités membres votants.
La Norme internationale ISO 12807 a été élaborée par le comité technique
lSO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 5, Technologie du combus-
tible nucléaire.
Les annexes A à F de la présente Norme internationale sont données uni-
quement à titre d’information.
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
Introduction
Le Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence interna-
tionale de l’énergie atomique (AIEA), Collection sécurité, no 6 (réf. [ 11 de
l’annexe F), spécifie les relâchements d’activité admis en conditions nor-
males et en conditions accidentelles de transport en termes d’activité par
unité de temps pour les emballages destinés au transport des matières
radioactives. En règle générale, il n’est pas possible de mesurer directe-
ment le relâchement d’activité. La méthode usuelle consiste à relier ce
relâchement à une fuite de fluide non radioactif. Or, il existe plusieurs
méthodes d’essai d’étanchéité pour les fuites de fluides non radioactifs; la
procédure employée dépendra de la sensibilité qu’elle présente et du colis
spécifique auquel elle sera appliquée.
La présente Norme internationale donne les critères applicables aux essais
d’étanchéité au gaz et les méthodes de contrôle permettant de vérifier
que les colis utilisés pour transporter les matières radioactives sont con-
formes aux prescriptions pour le confinement définies dans la réf. [Il de
l’annexe F du point de vue des:
- contrôles à la conception,
- contrôles en cours de fabrication,
- contrôles avant expédition,
- contrôles périodiques.
Le règlement spécifie le relâchement d’activité admissible en conditions
normales et en conditions accidentelles de transport. Ces limites de relâ-
chement d’activité peuvent être exprimées en taux de relâchement
d’activité maximaux admissibles pour les matières radioactives transpor-
tées dans une enveloppe de confinement.
D’une façon générale, il n’est pas possible de démontrer que ces limites
de relâchement d’activité ne sont pas dépassées en mesurant directe-
ment un relâchement d’activité. En pratique, la méthode la plus courante,
pour démontrer qu’une enveloppe assure le confinement nécessaire, con-
siste à effectuer un contrôle équivalent du flux de fuite avec un gaz.
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ISO 12807:1996(F)
NORME INTERNATIONALE @ ISO
Sûreté des transports de matières radioactives -
Contrôle d’étanchéité des colis
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale décrit une méthodologie qui permet d’établir une relation entre les taux admissi-
bles de relâchement d’activité du contenu radioactif transporté dans une enveloppe de confinement et les flux de
fuite équivalents d’un gaz, dans des conditions d’essai données. II s’agit de la méthodologie de contrôle
d’étanchéité au gaz. Cependant, la présente Norme internationale admet que d’autres méthodologies puissent être
suivies.
Si d’autres méthodologies sont employées, on doit démontrer que celle qui est retenue garantit que toute perte de
contenu radioactif n’excédera pas les prescriptions réglementaires. Dans ce cas, l’utilisation de toute autre métho-
dologie doit être soumise à l’accord de l’autorité compétente.
La présente Norme internationale fournit des lignes directrices à la fois générales et détaillées sur les relations
complexes entre un essai de flux de fuite équivalent et le taux admissible de relâchement d’activité. Étant donné
que les lignes directrices générales sont reconnues universellement, l’utilisation des lignes directrices détaillées
doit faire l’objet d’un accord avec l’autorité compétente lors de la certification des colis du type B.
II convient de noter que la démonstration de la conformité d’un colis donné n’est pas limitée à la mise en œuvre
d’une seule méthodologie.
Bien que la présente Norme internationale ne prescrive pas de méthode spécifique d’essai d’étanchéité au gaz, elle
indique des prescriptions minimales pour toute méthode susceptible d’être utilisée. II incombe au concepteur, ou à
l’expéditeur du colis, d’estimer, ou de déterminer, le taux de relâchement maximal admissible de matière radioac-
tive dans l’environnement et de choisir des méthodes d’essai d’étanchéité appropriées qui présentent la sensibilité
requise.
La présente Norme internationale s’applique tout particulièrement aux colis de type B pour lesquels les prescrip-
tions réglementaires pour le confinement sont spécifiées explicitement.
2 Définitions, symboles et unités
2.1 Définitions
Les termes définis dans la présente Norme internationale ont le même sens que ceux qui figurent dans les textes
réglementaires mentionnes dans l’article 3. Néanmoins, pour les besoins de la présente Norme internationale, cer-
taines de ces définitions ont été adaptées et il se peut qu’elles ne correspondent pas à celles qui figurent dans
d’autres publications.
2.1.1 conditions accidentelles de transport: Conditions définies dans les textes réglementaires mentionnés
dans l’article 3.
1
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0 ISO
ISO 12807:1996(F)
2.1.2 taux de relâchement d’activité: Perte de contenu radioactif par unité de temps à travers les conduits de
fuite ou les parois perméables d’une enveloppe de confinement.
2.1.3 A*: Quantité (activité) de matières radioactives, autres que celles sous forme spéciale, définie dans les
textes réglementaires mentionnés dans l’article 3.
2.1.4 phénomène de blocage: Mécanisme de rétention des matières radioactives dans une enveloppe de confi-
nement résultant de l’obturation des chemins de fuite potentiels par un liquide ou par un solide.
2.1.5 autorité compétente: Toute autorité, nationale ou internationale, désignée ou reconnue comme telle à
toute fin visée par le Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence internationale de l’énergie
atomique (AIEA) (réf. [Il de l’annexe F).
2.1.6 enveloppe de confinement: Assemblage des composants de l’emballage qui visent à assurer le confine-
ment des matières radioactives pend ant le transport.
2.1.7 méthodologie de contrôle d’étanchéité au gaz: Méthode de contrôle du flux de fuite d’un gaz qui permet
d’établir une relation entre les taux de relâchement d’activité admissibles du contenu radioactif transporté dans une
enveloppe de confinement et les flux de fuite équivalents de gaz dans des conditions d’essai spécifiées.
2.1.8 conduit de fuite: Ouverture indésirable au travers d’une enveloppe de confinement, quelle qu’elle soit, sus-
ceptible de permettre au contenu de s’échapper.
2.1.9 fuite: Transport de matière à partir de I’enve loppe de confinement, vers l’environnement, à travers un ou
plusieurs conduits de fuite. Voir égale ment perméati on (21.17).
2.1.10 débit de fuite; flux de fuite: Quantité de particules solides, liquides ou gazeuses, passant à travers des
conduits de fuite par unité de temps.
Le terme de débit de fuite peut s’appliquer à une matière radioactive (sous forme gazeuse, liquide ou solide ou tout
mélange de ces formes) ou à un fluide d’essai.
Le débit de fuite d’un solide a les dimensions d’une masse divisée par un temps. Le débit de fuite d’un
liquide a les dimensions d’une masse divisée par un temps ou celles d’un volume divisé par un temps. Le débit de
fuite d’un gaz a les dimensions du produit de la pression par le volume (qui est assimilable à une unité de masse)
divisé par le temps, pour une température donnée. II est appelé flux de fuite. (L’usage commun retient souvent le
terme taux de fuite.)
2.1 .ll étanche: Terme g é néral ualifia nt une enveloppe de confi nemen t respectant le niveau requis de confine-
q
ment pour un con tenu don n é. vo rr aussr article E6 . .
2.1 .12 fluide porteur: Tout fluide, radioactif ou non, susceptible de transporter une matière radioactive à travers
un ou des conduits de fuite.
2.1.13 écoulement moléculaire: Écoulement de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles
que le libre parcours moyen soit très grand par rapport à la plus grande dimension de la section transversale de ce
conduit. Le débit de l’écoulement moléculaire dépend de la différence des pressions partielles.
2.1.14 conditions normales de transport: Conditions de transport définies dans les textes réglementaires men-
tionnés dans l’article 3.
2
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
2.1.15 colis: Emballage avec son contenu radioactif, tel qu’il est présenté pour le transport.
2.1.16 emballage: Assemblage des composants nécessaires pour enfermer complètement le contenu radioactif.
2.1.17 perméation: Passage d’un fluide a travers une barrière solide perméable (même en l’absence de conduit
de fuite) par l’intermédiaire de mécanismes d’absorption, de diffusion et de désorption. Excepté lorsque le fluide
est lui-même radioactif, il convient de ne pas considérer la perméation comme un relâchement d’activité. Dans la
présente Norme internationale, la perméation ne s’applique qu’aux gaz.
2.1.18 flux de perméation: Quantité de gaz passant à travers des parois perméables par unité de temps. Le flux
,méation dépend de la différence des pressions partielles.
de per
2.1.19 qualitatif: Qualifie les méthodes de contrôle d’étanchéité qui permettent de détecter l’existence d’une
fuite, mais qui ne mesurent ni le flux de fuite ni la perte cumulée.
Qualifie les méthodes de contrôle d’étanchéité qui permette nt de mesurer le flux de fuite de
2.1.20 quantitatif:
enveloppe d e confinem ent.
tout ou partie d’une
2.1.21 sensibilité
211.21.1 sensibilité d’un détecteur de fuites: Réponse utile minimale du détecteur à une fuite de fluide tracteur,
c’est-à-dire flux de fuite qui produira une modification reproductible de la lecture du détecteur.
2.1.21.2 sensibilité d’une méthode de contrôle d’étanchéité: Flux de fuite minimal détectable pouvant être
décelé par la méthode de contrôle.
2.1.22 flux de fuite normalisé (SLR): Flux de fuite, évalué dans des conditions connues, représenté par un
écoulement d’air sec dans les conditions de référence, à savoir une pression amont de 1,013 x 105 Pa et une pres-
sion aval de 0 Pa, a une température de 298 K (25 OC). Le flux de fuite normalisé est exprimé en Pa-mss-1 SLR.
2.1.23 flux de fuite normalisé d’hélium (SHeLR): Flux de fuite, évalué dans des conditions connues, représenté
par un écoulement d’hélium sec dans les conditions de référence, à savoir une pression amont de 1 ,013 x 105 Pa
et une pression aval de 0 Pa, à une température de 298 K (25 OC). Le flux de fuite normalisé est exprimé en
Pa.m3s-1 SHeLR .
2.1.24 gaz d’essai ou gaz traceur: Gaz utilisé pour détecter une fuite ou pour mesurer un flux de fuite.
2.1.25 colis de type B: Colis conçu pour satisfaire les critères définis dans les textes réglementaires mentionnés
dans l’article 3.
2.1.26 écoulement visqueux: Écoulement continu de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles
que le libre parcours moyen soit très petit par rapport à la plus petite dimension de la section transversale de ce
conduit de fuite. Cet écoulement peut être soit laminaire, soit turbulent. Le débit de l’écoulement visqueux dépend
de la différence des pressions totales.
2.2 Symboles et unités
Les symboles et unités utilisés dans la présente Norme internationale sont les suivants (voir aussi article B.2 en
annexe B).
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@ ISO
ISO 12807:1996(F)
Définition Unité
Symbole
Quantité (activité) de matières radioactives, autres que celles sous forme spé- Bq
A2
ciale, définie dans les textes réglementaires mentionnés dans l’article 3
C Activité volumique moyenne; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, Bq.m-3
correspondant à CA ou à CN
Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s’échapper de Bq.m-3
l’enveloppe de confinement en conditions accidentelles de transport
Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s’échapper de Bq.m-3
l’enveloppe de confinement en conditions normales de transport
Diamètre maximal admissible; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, m
D
correspondant à DA OU à DN
Diamètre maximal admissible d’un capillaire équivalent en conditions acciden- m
DA
telles de transport
Diamètre maximal admissible d’un capillaire équivalent en conditions normales m
DN
de transport
Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l’enveloppe
-
FCiA
de confinement en conditions accidentelles de transport
Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l’enveloppe
-
FCiN
de confinement en conditions normales de transport
Fraction du radionucléide i susceptible d’être rejetée depuis l’enveloppe de -
FEiA
confinement dans l’environnement en conditions accidentelles de transport
’ Fraction du radionucléide i susceptible d’être rejetée depuis l’enveloppe de -
FEiN
confinement dans l’environnement en conditions normales de transport
Activité du radionucléide i
Bq
4
L Débit-volume de fuite maximal admissible; le symbole est utilisé pour simplifier mss-1
la figure 1, correspond à LA ou à LN
Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression PA, en mss-1
LA
conditions accidentelles de transport
Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression pN, en mss-1
LN
conditions normales de transport
Pression dans l’enveloppe de confinement en conditions accidentelles de trans- Pa
PA
port
Pa
Pression dans l’enveloppe de confinement en conditions normales de transport
PN
Pa.rn3.s1
Flux de fuite normalisé; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, carres-
&LR
Pondant a QA(SLR) ou a &N(sLR)
Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions accidentelles de trans- Pa.mss-1
QA
port, calculé à partir de LA
Pa.rn3.s1
Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions accidentelles de transport
QA(SLR)
Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions normales de transport, Pamss-1
QN
calculé à partir de LN
Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions normales de transport Pa.rn3.s1
QN(SLR)
4
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
Définition Unité
Symbole
Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d’essai, en conditions accidentelles de Pa.rn3.s1
QTDA
transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de QA(sLR)
Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d’essai, en conditions normales de Pa.rn3.s1
QTDN
transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de QN(sLR)
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles en cours de fabrica- Pa*mas-1
QTF
tion
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles avant expédition Pa.mss-1
QTS
Paom3s-l
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles périodiques
QTP
R Taux de relâchement d’activité maximal admissible; le symbole est utilisé pour Bqs-1
simplifier la figure 1, correspond à RA ou à RN
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu en conditions Bqs-1
accidentelles de transport
Bqs-1
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu en conditions
RN
normales de transport
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux; le sym- Bqs-1
RG
bole est utilisé pour simplifier la figure 1, correspond à RGA ou à RGN
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux, en con- Bqs-1
RGA
ditions accidentelles de transport, compte tenu de la perméation
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux, en con- Bqs-1
RGN
ditions normales de transport, compte tenu de la perméation
Activité d’un radionucléide i susceptible d’être relâchée en conditions acciden- Bq
R1iA
telles de transport
Activité d’un radionucléide i susceptible d’être relâchée en conditions normales Bq
R1iN
de transport
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides; le sym- Bq
RIT
bole est utilisé pour simplifier la figure 1, correspond à RITA OU à RZTN
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides en candi- Bq
RITA
tions accidentelles de transport
Bq
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides en candi-
RzTN
tions normales de transport
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation; le symbole est utilisé pour Bqs-1
RP
simplifier la figure 1, correspond à RPA ou à RPN
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation en conditions accidentelles de Bqs-1
RPA
transport
Bqs-1
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation en conditions normales de
RPN
transport
SHeLR Flux de fuite normalisé d’hélium Paomss-l SHeLR
SLR Flux de fuite normalisé Paomss-l SLR
Volume de fluide porteur en conditions accidentelles de transport ma
VA
Volume de fluide porteur en conditions normales de transport m3
VN
5
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ISO 12807:1996(F)
3 Prescriptions réglementaires
3.1 Généralités
Les formes verbales ((doit (doivent))) et ((il convient)) sont respectivement utilisées pour exprimer une prescription
et une recommandation. L’emploi de la forme verbale ((peut (peuvent))) est réservé à l’expression d’une autorisa-
tion. Les affirmations impératives traduisent également des exigences. Pour être conformes à la présente Norme
internationale, toutes les opérations doivent être effectuées selon les prescriptions qui y sont données et non pas
nécessairement selon les recommandations qui y sont formulées.
Les formes verbales ((il est possible de», ((être susceptible de)) expriment une possibilité, ou une éventualité, plu-
tôt qu’une permission.
Dans la version française de la présente Norme internationale, un verbe conjugué au futur exprime une prescrip-
tion.
3.2 Règlements applicables
Le principal document applicable est constitué par la Collection sécurité no 6, Règlement de transport des matières
radioactives c It e I’AIEA, édition 1985 (revue en 1990) (réf. [l] de l’annexe F), dont les chapitres suivants sont les plus
pertinents:
1) Chapitre ’ paragraphes II 0, 121, 132, 134, 135, 142 et 147.
2) Chapitre 1, paragraphe 209.
3) Chapitre II, paragraphes 301 à 306 et 313.
4) Chapitre IV, paragraphes 401 et 402.
5) Chapitre V, paragraphes
543, 548 et 556.
6) Chapitre VI, paragraphes 601, 602, 614 à
624 et 626 à 629.
Des directives et des commentaires figurent dans et de la Collection sécurité no 7 et no 37 (réf. [2] et [3] de
l’annexe F) (voir aussi annexe E).
II convient de prendre en compte les autres règlements applicables, nationaux ou internationaux, afin de tenir
compte de toute différence avec le Règlement de I’AIEA.
3.3 Prescriptions réglementaires pour le confinement
Les prescriptions pour le confinement concernant les colis de type B sont indiquées dans le tableau 1 ci-dessous.
Tableau 1 - Prescriptions pour le confinement concernant les colis de type B
Conditions Prescription
A2 x 10-6 par heure
Conditions normales de transport
Conditions accidentelles de transport 10 A2 en une semaine pour le @Kr
A2 en une semaine pour tous les autres
radionucléides
Les valeurs de A2 sont soit prescrites dans le tableau I de la référence [Il de l’annexe F, soit déterminées confor-
mément aux paragraphes 302 et 303, et au tableau II de la même référence [Il, pour chacun des radionucléides, et
aux paragraphes 304 et 548 pour les mélanges de radionucléides.
Pour le calcul du A2 des mélanges de radionucléides, les hypothèses concernant la matière radioactive susceptible
de s’échapper doivent être acceptables par l’autorité compétente.
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
4 Procédure permettant de satisfaire aux prescriptions
de la présente Norme internationale
4.1 Généralités
La conformité aux prescriptions pour le confinement des colis peut être démontrée soit par la mesure du taux de
relâchement du contenu radioactif, soit par une autre méthode. La présente norme indique comment cette con-
formité peut être démontrée par un essai équivalent d’étanchéité au gaz. Tous les flux de fuite mesurés devront
être corrélés avec le relâchement potentiel de la matière contenue, par l’exécution d’essais sur des prototypes ou
des maquettes, par référence à des démonstrations antérieures, par le calcul ou par un raisonnement logique.
La présente Norme internationale est fondée sur les hypothèses suivantes:
a) La matière radioactive susceptible de s’échapper du colis peut se présenter sous une ou plusieurs des formes
suivantes:
liquide,
- gazeuse,
- solide,
- liquide contenant des solides en suspension,
- particules solides dans un gaz (aérosol).
Le taux de relâchement d’activité maximal admissible peut être traduit par le diamètre maximal admissible
d’un conduit de fuite si l’état physique et les propriétés du contenu radioactif sont pris en compte.
b) Des méthodes d’essai d’étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour mesurer les débits de gaz. II est pos-
sible de relier mathématiquement ces débits au diamètre d’un capillaire rectiligne unique jugé représentatif,
selon des estimations conservatives, d’un ou de plusieurs conduits de fuite.
c) Des méthodes d’essai d’étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour démontrer la conformité aux prescrip-
tions réglementaires pour le confinement, lorsque le diamètre du capillaire rectiligne qui correspond à l’essai
d’étanchéité décrit en 4.1 b) ci-dessus est égal ou plus petit que le diamètre du conduit maximal admissible
mentionné en 4.1 a) ci-dessus.
Dans le cadre de la présente Norme internationale, il est admis que le relâchement d’activité, ou l’absence de relâ-
chement d’activité, peut se produire d’une, ou de plusieurs, des façons suivantes:
- écoulement visqueux,
- écoulement moléculaire,
- perméation,
blocage.
4.2 Procédure
La procédure ci-dessous doit être appliquée à l’aide du diagramme de la figure 1. Le texte figurant dans chaque
cadre du diagramme indique le résultat de l’étape correspondante.
Les étapes 1 à 8 de la figure 1 concernent le confinement du contenu radioactif, tandis que les étapes 10 à 12 con-
cernent la fuite d’un gaz d’essai. L’étape 9 est une étape intermédiaire qui permet d’établir un lien entre le confi-
nement du contenu radioactif et la fuite d’un gaz d’essai.
Dans la mesure où la matière radioactive susceptible de s’échapper peut se présenter sous forme gazeuse, liquide,
solide, ou un mélange de ces formes, il est nécessaire de suivre la partie de la procédure ci-dessous appropriée à la
forme de la matière radioactive pour obtenir les flux de fuite normalisés admissibles.
La figure 1 traite le cas le plus général. Dans certains cas, lorsqu’un seul radionucléide est présent, sous forme
liquide par exemple, il n’est pas nécessaire de suivre toutes les étapes. Dans d’autres cas, par exemple pour un
mélange de matières radioactives sous différentes formes, il peut être nécessaire de répéter certaines étapes de
façon itérative. II sera toutefois nécessaire, dans tous les cas, de suivre les étapes adéquates de la figure 1, cela
aussi bien pour les conditions normales que pour les conditions accidentelles de transport.
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@ ISO
ISO 12807:1996(F)
ÉTAPE
1
1 1 Inventaire du co
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12807
Première édition
1996-09-I 5
Sûreté des transports de matières
radioactives - Contrôle d’étanchéité
des colis
Safe transport of radioactive materials - Leakage testing on packages
Numéro de référence
ISO 12807:1996(F)
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ISO 12807:1996(F)
Page
Sommaire
1 Domaine d’application .
2 Définitions, symboles et unités .
2.1 Définitions .
2.2 Symboles et unités .
..............................................
3 Prescriptions réglementaires
..........................................................................
3.1 Généralités
......................................................
3.2 Règlements applicables
.............
3.3 Prescriptions réglementaires pour le confinement
4 Procédure permettant de satisfaire aux prescriptions
................................... 7
de la présente Norme internationale
7
4.1 Généralités .
7
4.2 Procédure .
Détermination des taux de relâchement d’activité
5
admissibles . 9
........................ 9
5.1 Étape 1 : Inventaire du contenu radioactif, Ii
5.2 Étape 2: Détermination de l’activité totale susceptible
9
d’être relâchée, RIT .
5.3 Étape 3: Détermination des taux de relâchement d’activité
10
maximaux admissibles, R .
10
6 Détermination des flux de fuite normalisés .
61 . Généralités . . 10
62 . Étape 4: Détermination du taux de relâchement d’activité
10
dû à la perméation, RP .
63 . Étape 5: Détermination du taux de relâchement d’activité
maximal admissible dû à une fuite, RG . 10
0 ISO 1996
Droits de reproduction réservés. Sauf prescription différente, aucune partie de cette publi-
cation ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun pro-
cédé, électronique ou mécanique, y compris la photocopie et les microfilms, sans l’accord
écrit de l’éditeur.
Organisation internationale de normalisation
Case postale 56 l CH-121 1 Genève 20 l Suisse
Imprimé en Suisse
ii
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ISO 12807:1996(F)
@ ISO
64 . Étape 6: Détermination de l’activité volumique du fluide
porteur dans l’enveloppe de confinement, C . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
65 . Étape 7: Détermination du débit-volume de fuite maximal
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
admissible du fluide porteur, L 11
66 . Étape 8: Détermination du diamètre maximal admissible
d’un capillaire équivalent, D . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
67 . Étape 9: Détermination du flux de fuite admissible, QsLR . . . 12
7 Prescriptions pour le contrôle de l’enveloppe
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
de confinement
Étapes du contrôle de l’enveloppe de confinement . . . . . . . . . . . . 12
7.1
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
7.2 Prescriptions pour les contrôles
8 Prescriptions relatives aux procédures de contrôle
d’étanchéité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
81 . Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
82 . Étape 12: Réalisation des essais et rédaction d’un rapport
d’essai . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
83 . Sensibilité des essais . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
84 . Prescriptions relatives aux méthodes d’essai . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15
Annexes
Méthodes d’essai d’étanchéité recommandées . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
Méthodes de calcul . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
Tableaux de conversion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
Exemples traités . . . . . . . . . . . . . . . . . .*. 37
Notes explicatives . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
66
Bibliographie .,.
77
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ISO 12807:1996(F) @ ISO
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 en général 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 gouvernemen-
tales, en liaison avec I’ISO participent également aux travaux. L’ISO colla-
bore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (CEI)
en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques
sont soumis aux comités membres pour vote. Leur publication comme
Normes internationales requiert l’approbation de 75 % au moins des co-
mités membres votants.
La Norme internationale ISO 12807 a été élaborée par le comité technique
lSO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 5, Technologie du combus-
tible nucléaire.
Les annexes A à F de la présente Norme internationale sont données uni-
quement à titre d’information.
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
Introduction
Le Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence interna-
tionale de l’énergie atomique (AIEA), Collection sécurité, no 6 (réf. [ 11 de
l’annexe F), spécifie les relâchements d’activité admis en conditions nor-
males et en conditions accidentelles de transport en termes d’activité par
unité de temps pour les emballages destinés au transport des matières
radioactives. En règle générale, il n’est pas possible de mesurer directe-
ment le relâchement d’activité. La méthode usuelle consiste à relier ce
relâchement à une fuite de fluide non radioactif. Or, il existe plusieurs
méthodes d’essai d’étanchéité pour les fuites de fluides non radioactifs; la
procédure employée dépendra de la sensibilité qu’elle présente et du colis
spécifique auquel elle sera appliquée.
La présente Norme internationale donne les critères applicables aux essais
d’étanchéité au gaz et les méthodes de contrôle permettant de vérifier
que les colis utilisés pour transporter les matières radioactives sont con-
formes aux prescriptions pour le confinement définies dans la réf. [Il de
l’annexe F du point de vue des:
- contrôles à la conception,
- contrôles en cours de fabrication,
- contrôles avant expédition,
- contrôles périodiques.
Le règlement spécifie le relâchement d’activité admissible en conditions
normales et en conditions accidentelles de transport. Ces limites de relâ-
chement d’activité peuvent être exprimées en taux de relâchement
d’activité maximaux admissibles pour les matières radioactives transpor-
tées dans une enveloppe de confinement.
D’une façon générale, il n’est pas possible de démontrer que ces limites
de relâchement d’activité ne sont pas dépassées en mesurant directe-
ment un relâchement d’activité. En pratique, la méthode la plus courante,
pour démontrer qu’une enveloppe assure le confinement nécessaire, con-
siste à effectuer un contrôle équivalent du flux de fuite avec un gaz.
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ISO 12807:1996(F)
NORME INTERNATIONALE @ ISO
Sûreté des transports de matières radioactives -
Contrôle d’étanchéité des colis
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale décrit une méthodologie qui permet d’établir une relation entre les taux admissi-
bles de relâchement d’activité du contenu radioactif transporté dans une enveloppe de confinement et les flux de
fuite équivalents d’un gaz, dans des conditions d’essai données. II s’agit de la méthodologie de contrôle
d’étanchéité au gaz. Cependant, la présente Norme internationale admet que d’autres méthodologies puissent être
suivies.
Si d’autres méthodologies sont employées, on doit démontrer que celle qui est retenue garantit que toute perte de
contenu radioactif n’excédera pas les prescriptions réglementaires. Dans ce cas, l’utilisation de toute autre métho-
dologie doit être soumise à l’accord de l’autorité compétente.
La présente Norme internationale fournit des lignes directrices à la fois générales et détaillées sur les relations
complexes entre un essai de flux de fuite équivalent et le taux admissible de relâchement d’activité. Étant donné
que les lignes directrices générales sont reconnues universellement, l’utilisation des lignes directrices détaillées
doit faire l’objet d’un accord avec l’autorité compétente lors de la certification des colis du type B.
II convient de noter que la démonstration de la conformité d’un colis donné n’est pas limitée à la mise en œuvre
d’une seule méthodologie.
Bien que la présente Norme internationale ne prescrive pas de méthode spécifique d’essai d’étanchéité au gaz, elle
indique des prescriptions minimales pour toute méthode susceptible d’être utilisée. II incombe au concepteur, ou à
l’expéditeur du colis, d’estimer, ou de déterminer, le taux de relâchement maximal admissible de matière radioac-
tive dans l’environnement et de choisir des méthodes d’essai d’étanchéité appropriées qui présentent la sensibilité
requise.
La présente Norme internationale s’applique tout particulièrement aux colis de type B pour lesquels les prescrip-
tions réglementaires pour le confinement sont spécifiées explicitement.
2 Définitions, symboles et unités
2.1 Définitions
Les termes définis dans la présente Norme internationale ont le même sens que ceux qui figurent dans les textes
réglementaires mentionnes dans l’article 3. Néanmoins, pour les besoins de la présente Norme internationale, cer-
taines de ces définitions ont été adaptées et il se peut qu’elles ne correspondent pas à celles qui figurent dans
d’autres publications.
2.1.1 conditions accidentelles de transport: Conditions définies dans les textes réglementaires mentionnés
dans l’article 3.
1
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0 ISO
ISO 12807:1996(F)
2.1.2 taux de relâchement d’activité: Perte de contenu radioactif par unité de temps à travers les conduits de
fuite ou les parois perméables d’une enveloppe de confinement.
2.1.3 A*: Quantité (activité) de matières radioactives, autres que celles sous forme spéciale, définie dans les
textes réglementaires mentionnés dans l’article 3.
2.1.4 phénomène de blocage: Mécanisme de rétention des matières radioactives dans une enveloppe de confi-
nement résultant de l’obturation des chemins de fuite potentiels par un liquide ou par un solide.
2.1.5 autorité compétente: Toute autorité, nationale ou internationale, désignée ou reconnue comme telle à
toute fin visée par le Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence internationale de l’énergie
atomique (AIEA) (réf. [Il de l’annexe F).
2.1.6 enveloppe de confinement: Assemblage des composants de l’emballage qui visent à assurer le confine-
ment des matières radioactives pend ant le transport.
2.1.7 méthodologie de contrôle d’étanchéité au gaz: Méthode de contrôle du flux de fuite d’un gaz qui permet
d’établir une relation entre les taux de relâchement d’activité admissibles du contenu radioactif transporté dans une
enveloppe de confinement et les flux de fuite équivalents de gaz dans des conditions d’essai spécifiées.
2.1.8 conduit de fuite: Ouverture indésirable au travers d’une enveloppe de confinement, quelle qu’elle soit, sus-
ceptible de permettre au contenu de s’échapper.
2.1.9 fuite: Transport de matière à partir de I’enve loppe de confinement, vers l’environnement, à travers un ou
plusieurs conduits de fuite. Voir égale ment perméati on (21.17).
2.1.10 débit de fuite; flux de fuite: Quantité de particules solides, liquides ou gazeuses, passant à travers des
conduits de fuite par unité de temps.
Le terme de débit de fuite peut s’appliquer à une matière radioactive (sous forme gazeuse, liquide ou solide ou tout
mélange de ces formes) ou à un fluide d’essai.
Le débit de fuite d’un solide a les dimensions d’une masse divisée par un temps. Le débit de fuite d’un
liquide a les dimensions d’une masse divisée par un temps ou celles d’un volume divisé par un temps. Le débit de
fuite d’un gaz a les dimensions du produit de la pression par le volume (qui est assimilable à une unité de masse)
divisé par le temps, pour une température donnée. II est appelé flux de fuite. (L’usage commun retient souvent le
terme taux de fuite.)
2.1 .ll étanche: Terme g é néral ualifia nt une enveloppe de confi nemen t respectant le niveau requis de confine-
q
ment pour un con tenu don n é. vo rr aussr article E6 . .
2.1 .12 fluide porteur: Tout fluide, radioactif ou non, susceptible de transporter une matière radioactive à travers
un ou des conduits de fuite.
2.1.13 écoulement moléculaire: Écoulement de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles
que le libre parcours moyen soit très grand par rapport à la plus grande dimension de la section transversale de ce
conduit. Le débit de l’écoulement moléculaire dépend de la différence des pressions partielles.
2.1.14 conditions normales de transport: Conditions de transport définies dans les textes réglementaires men-
tionnés dans l’article 3.
2
---------------------- Page: 8 ----------------------
@ ISO ISO 12807:1996(F)
2.1.15 colis: Emballage avec son contenu radioactif, tel qu’il est présenté pour le transport.
2.1.16 emballage: Assemblage des composants nécessaires pour enfermer complètement le contenu radioactif.
2.1.17 perméation: Passage d’un fluide a travers une barrière solide perméable (même en l’absence de conduit
de fuite) par l’intermédiaire de mécanismes d’absorption, de diffusion et de désorption. Excepté lorsque le fluide
est lui-même radioactif, il convient de ne pas considérer la perméation comme un relâchement d’activité. Dans la
présente Norme internationale, la perméation ne s’applique qu’aux gaz.
2.1.18 flux de perméation: Quantité de gaz passant à travers des parois perméables par unité de temps. Le flux
,méation dépend de la différence des pressions partielles.
de per
2.1.19 qualitatif: Qualifie les méthodes de contrôle d’étanchéité qui permettent de détecter l’existence d’une
fuite, mais qui ne mesurent ni le flux de fuite ni la perte cumulée.
Qualifie les méthodes de contrôle d’étanchéité qui permette nt de mesurer le flux de fuite de
2.1.20 quantitatif:
enveloppe d e confinem ent.
tout ou partie d’une
2.1.21 sensibilité
211.21.1 sensibilité d’un détecteur de fuites: Réponse utile minimale du détecteur à une fuite de fluide tracteur,
c’est-à-dire flux de fuite qui produira une modification reproductible de la lecture du détecteur.
2.1.21.2 sensibilité d’une méthode de contrôle d’étanchéité: Flux de fuite minimal détectable pouvant être
décelé par la méthode de contrôle.
2.1.22 flux de fuite normalisé (SLR): Flux de fuite, évalué dans des conditions connues, représenté par un
écoulement d’air sec dans les conditions de référence, à savoir une pression amont de 1,013 x 105 Pa et une pres-
sion aval de 0 Pa, a une température de 298 K (25 OC). Le flux de fuite normalisé est exprimé en Pa-mss-1 SLR.
2.1.23 flux de fuite normalisé d’hélium (SHeLR): Flux de fuite, évalué dans des conditions connues, représenté
par un écoulement d’hélium sec dans les conditions de référence, à savoir une pression amont de 1 ,013 x 105 Pa
et une pression aval de 0 Pa, à une température de 298 K (25 OC). Le flux de fuite normalisé est exprimé en
Pa.m3s-1 SHeLR .
2.1.24 gaz d’essai ou gaz traceur: Gaz utilisé pour détecter une fuite ou pour mesurer un flux de fuite.
2.1.25 colis de type B: Colis conçu pour satisfaire les critères définis dans les textes réglementaires mentionnés
dans l’article 3.
2.1.26 écoulement visqueux: Écoulement continu de gaz à travers un conduit de fuite dans des conditions telles
que le libre parcours moyen soit très petit par rapport à la plus petite dimension de la section transversale de ce
conduit de fuite. Cet écoulement peut être soit laminaire, soit turbulent. Le débit de l’écoulement visqueux dépend
de la différence des pressions totales.
2.2 Symboles et unités
Les symboles et unités utilisés dans la présente Norme internationale sont les suivants (voir aussi article B.2 en
annexe B).
---------------------- Page: 9 ----------------------
@ ISO
ISO 12807:1996(F)
Définition Unité
Symbole
Quantité (activité) de matières radioactives, autres que celles sous forme spé- Bq
A2
ciale, définie dans les textes réglementaires mentionnés dans l’article 3
C Activité volumique moyenne; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, Bq.m-3
correspondant à CA ou à CN
Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s’échapper de Bq.m-3
l’enveloppe de confinement en conditions accidentelles de transport
Activité volumique moyenne du fluide porteur susceptible de s’échapper de Bq.m-3
l’enveloppe de confinement en conditions normales de transport
Diamètre maximal admissible; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, m
D
correspondant à DA OU à DN
Diamètre maximal admissible d’un capillaire équivalent en conditions acciden- m
DA
telles de transport
Diamètre maximal admissible d’un capillaire équivalent en conditions normales m
DN
de transport
Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l’enveloppe
-
FCiA
de confinement en conditions accidentelles de transport
Fraction du radionucléide i rejetée depuis le contenu radioactif dans l’enveloppe
-
FCiN
de confinement en conditions normales de transport
Fraction du radionucléide i susceptible d’être rejetée depuis l’enveloppe de -
FEiA
confinement dans l’environnement en conditions accidentelles de transport
’ Fraction du radionucléide i susceptible d’être rejetée depuis l’enveloppe de -
FEiN
confinement dans l’environnement en conditions normales de transport
Activité du radionucléide i
Bq
4
L Débit-volume de fuite maximal admissible; le symbole est utilisé pour simplifier mss-1
la figure 1, correspond à LA ou à LN
Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression PA, en mss-1
LA
conditions accidentelles de transport
Débit-volume de fuite maximal admissible du fluide porteur à la pression pN, en mss-1
LN
conditions normales de transport
Pression dans l’enveloppe de confinement en conditions accidentelles de trans- Pa
PA
port
Pa
Pression dans l’enveloppe de confinement en conditions normales de transport
PN
Pa.rn3.s1
Flux de fuite normalisé; le symbole est utilisé pour simplifier la figure 1, carres-
&LR
Pondant a QA(SLR) ou a &N(sLR)
Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions accidentelles de trans- Pa.mss-1
QA
port, calculé à partir de LA
Pa.rn3.s1
Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions accidentelles de transport
QA(SLR)
Flux de fuite admissible du fluide porteur en conditions normales de transport, Pamss-1
QN
calculé à partir de LN
Flux de fuite normalisé (SLR) admissible en conditions normales de transport Pa.rn3.s1
QN(SLR)
4
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@ ISO ISO 12807:1996(F)
Définition Unité
Symbole
Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d’essai, en conditions accidentelles de Pa.rn3.s1
QTDA
transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de QA(sLR)
Flux de fuite admissible du gaz traceur ou d’essai, en conditions normales de Pa.rn3.s1
QTDN
transport, lors des contrôles à la conception, déterminé à partir de QN(sLR)
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles en cours de fabrica- Pa*mas-1
QTF
tion
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles avant expédition Pa.mss-1
QTS
Paom3s-l
Flux de fuite admissible du gaz traceur lors des contrôles périodiques
QTP
R Taux de relâchement d’activité maximal admissible; le symbole est utilisé pour Bqs-1
simplifier la figure 1, correspond à RA ou à RN
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu en conditions Bqs-1
accidentelles de transport
Bqs-1
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu en conditions
RN
normales de transport
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux; le sym- Bqs-1
RG
bole est utilisé pour simplifier la figure 1, correspond à RGA ou à RGN
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux, en con- Bqs-1
RGA
ditions accidentelles de transport, compte tenu de la perméation
Taux de relâchement d’activité maximal admissible du contenu gazeux, en con- Bqs-1
RGN
ditions normales de transport, compte tenu de la perméation
Activité d’un radionucléide i susceptible d’être relâchée en conditions acciden- Bq
R1iA
telles de transport
Activité d’un radionucléide i susceptible d’être relâchée en conditions normales Bq
R1iN
de transport
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides; le sym- Bq
RIT
bole est utilisé pour simplifier la figure 1, correspond à RITA OU à RZTN
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides en candi- Bq
RITA
tions accidentelles de transport
Bq
Activité totale susceptible d’être relâchée par tous les radionucléides en candi-
RzTN
tions normales de transport
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation; le symbole est utilisé pour Bqs-1
RP
simplifier la figure 1, correspond à RPA ou à RPN
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation en conditions accidentelles de Bqs-1
RPA
transport
Bqs-1
Taux de relâchement d’activité dû à la perméation en conditions normales de
RPN
transport
SHeLR Flux de fuite normalisé d’hélium Paomss-l SHeLR
SLR Flux de fuite normalisé Paomss-l SLR
Volume de fluide porteur en conditions accidentelles de transport ma
VA
Volume de fluide porteur en conditions normales de transport m3
VN
5
---------------------- Page: 11 ----------------------
ISO 12807:1996(F)
3 Prescriptions réglementaires
3.1 Généralités
Les formes verbales ((doit (doivent))) et ((il convient)) sont respectivement utilisées pour exprimer une prescription
et une recommandation. L’emploi de la forme verbale ((peut (peuvent))) est réservé à l’expression d’une autorisa-
tion. Les affirmations impératives traduisent également des exigences. Pour être conformes à la présente Norme
internationale, toutes les opérations doivent être effectuées selon les prescriptions qui y sont données et non pas
nécessairement selon les recommandations qui y sont formulées.
Les formes verbales ((il est possible de», ((être susceptible de)) expriment une possibilité, ou une éventualité, plu-
tôt qu’une permission.
Dans la version française de la présente Norme internationale, un verbe conjugué au futur exprime une prescrip-
tion.
3.2 Règlements applicables
Le principal document applicable est constitué par la Collection sécurité no 6, Règlement de transport des matières
radioactives c It e I’AIEA, édition 1985 (revue en 1990) (réf. [l] de l’annexe F), dont les chapitres suivants sont les plus
pertinents:
1) Chapitre ’ paragraphes II 0, 121, 132, 134, 135, 142 et 147.
2) Chapitre 1, paragraphe 209.
3) Chapitre II, paragraphes 301 à 306 et 313.
4) Chapitre IV, paragraphes 401 et 402.
5) Chapitre V, paragraphes
543, 548 et 556.
6) Chapitre VI, paragraphes 601, 602, 614 à
624 et 626 à 629.
Des directives et des commentaires figurent dans et de la Collection sécurité no 7 et no 37 (réf. [2] et [3] de
l’annexe F) (voir aussi annexe E).
II convient de prendre en compte les autres règlements applicables, nationaux ou internationaux, afin de tenir
compte de toute différence avec le Règlement de I’AIEA.
3.3 Prescriptions réglementaires pour le confinement
Les prescriptions pour le confinement concernant les colis de type B sont indiquées dans le tableau 1 ci-dessous.
Tableau 1 - Prescriptions pour le confinement concernant les colis de type B
Conditions Prescription
A2 x 10-6 par heure
Conditions normales de transport
Conditions accidentelles de transport 10 A2 en une semaine pour le @Kr
A2 en une semaine pour tous les autres
radionucléides
Les valeurs de A2 sont soit prescrites dans le tableau I de la référence [Il de l’annexe F, soit déterminées confor-
mément aux paragraphes 302 et 303, et au tableau II de la même référence [Il, pour chacun des radionucléides, et
aux paragraphes 304 et 548 pour les mélanges de radionucléides.
Pour le calcul du A2 des mélanges de radionucléides, les hypothèses concernant la matière radioactive susceptible
de s’échapper doivent être acceptables par l’autorité compétente.
---------------------- Page: 12 ----------------------
@ ISO ISO 12807:1996(F)
4 Procédure permettant de satisfaire aux prescriptions
de la présente Norme internationale
4.1 Généralités
La conformité aux prescriptions pour le confinement des colis peut être démontrée soit par la mesure du taux de
relâchement du contenu radioactif, soit par une autre méthode. La présente norme indique comment cette con-
formité peut être démontrée par un essai équivalent d’étanchéité au gaz. Tous les flux de fuite mesurés devront
être corrélés avec le relâchement potentiel de la matière contenue, par l’exécution d’essais sur des prototypes ou
des maquettes, par référence à des démonstrations antérieures, par le calcul ou par un raisonnement logique.
La présente Norme internationale est fondée sur les hypothèses suivantes:
a) La matière radioactive susceptible de s’échapper du colis peut se présenter sous une ou plusieurs des formes
suivantes:
liquide,
- gazeuse,
- solide,
- liquide contenant des solides en suspension,
- particules solides dans un gaz (aérosol).
Le taux de relâchement d’activité maximal admissible peut être traduit par le diamètre maximal admissible
d’un conduit de fuite si l’état physique et les propriétés du contenu radioactif sont pris en compte.
b) Des méthodes d’essai d’étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour mesurer les débits de gaz. II est pos-
sible de relier mathématiquement ces débits au diamètre d’un capillaire rectiligne unique jugé représentatif,
selon des estimations conservatives, d’un ou de plusieurs conduits de fuite.
c) Des méthodes d’essai d’étanchéité aux gaz peuvent être utilisées pour démontrer la conformité aux prescrip-
tions réglementaires pour le confinement, lorsque le diamètre du capillaire rectiligne qui correspond à l’essai
d’étanchéité décrit en 4.1 b) ci-dessus est égal ou plus petit que le diamètre du conduit maximal admissible
mentionné en 4.1 a) ci-dessus.
Dans le cadre de la présente Norme internationale, il est admis que le relâchement d’activité, ou l’absence de relâ-
chement d’activité, peut se produire d’une, ou de plusieurs, des façons suivantes:
- écoulement visqueux,
- écoulement moléculaire,
- perméation,
blocage.
4.2 Procédure
La procédure ci-dessous doit être appliquée à l’aide du diagramme de la figure 1. Le texte figurant dans chaque
cadre du diagramme indique le résultat de l’étape correspondante.
Les étapes 1 à 8 de la figure 1 concernent le confinement du contenu radioactif, tandis que les étapes 10 à 12 con-
cernent la fuite d’un gaz d’essai. L’étape 9 est une étape intermédiaire qui permet d’établir un lien entre le confi-
nement du contenu radioactif et la fuite d’un gaz d’essai.
Dans la mesure où la matière radioactive susceptible de s’échapper peut se présenter sous forme gazeuse, liquide,
solide, ou un mélange de ces formes, il est nécessaire de suivre la partie de la procédure ci-dessous appropriée à la
forme de la matière radioactive pour obtenir les flux de fuite normalisés admissibles.
La figure 1 traite le cas le plus général. Dans certains cas, lorsqu’un seul radionucléide est présent, sous forme
liquide par exemple, il n’est pas nécessaire de suivre toutes les étapes. Dans d’autres cas, par exemple pour un
mélange de matières radioactives sous différentes formes, il peut être nécessaire de répéter certaines étapes de
façon itérative. II sera toutefois nécessaire, dans tous les cas, de suivre les étapes adéquates de la figure 1, cela
aussi bien pour les conditions normales que pour les conditions accidentelles de transport.
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@ ISO
ISO 12807:1996(F)
ÉTAPE
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1 1 Inventaire du co
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