※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。
序文
ISO (国際標準化機構) は、国家標準化団体 (ISO メンバー団体) の世界的な連合体です。国際規格の作成作業は通常、ISO 技術委員会を通じて行われます。技術委員会が設立された主題に関心のある各会員団体は、その委員会に代表される権利を有します。政府および非政府の国際機関も ISO と連携してこの作業に参加しています。 ISO は、電気技術の標準化に関するあらゆる事項について、国際電気標準会議 (IEC) と緊密に協力しています。
この文書の作成に使用される手順と、そのさらなる保守を目的とした手順は、ISO/IEC 指令Part 1 部に記載されています。特に、さまざまなタイプの ISO 文書に必要なさまざまな承認基準に注意する必要があります。この文書は、ISO/IEC 指令Part 2 部の編集規則に従って起草されました ( www.iso.org/directives を参照)
この文書の要素の一部が特許権の対象となる可能性があることに注意してください。 ISO は、かかる特許権の一部またはすべてを特定する責任を負わないものとします。文書の作成中に特定された特許権の詳細は、序論および/または受け取った特許宣言の ISO リストに記載されます ( www.iso.org/patents を 参照)
本書で使用されている商号は、ユーザーの便宜のために提供された情報であり、推奨を構成するものではありません。
規格の自主的な性質、適合性評価に関連する ISO 固有の用語と表現の意味、および貿易技術的障壁 (TBT) における世界貿易機関 (WTO) 原則への ISO の準拠に関する情報については、次の URL を参照してください。 www.iso.org/iso/foreword.html
この文書は、ISO/TC 85 技術委員会「原子力エネルギー、原子力技術および放射線防護」、小委員会 SC 5「原子力施設、プロセスおよび技術」によって作成されました。
この第 3 版は、技術的に改訂された第 2 版 (ISO 1709:1995) を廃止し、置き換えます。
ISO 1709 シリーズのすべての部品のリストは、ISO の Web サイトでご覧いただけます。
1 スコープ
この文書は、核分裂性物質の操作を管理する基本原則と制限を規定します。この文書では、機器の設計と運転制御の開発に関する一般的な核臨界安全基準について議論するとともに、手順、機器、および操作の評価に関するガイダンスを提供します。特定の品質保証要件や、機器や操作手順の詳細についてはカバーされていません。
この文書は、原子力臨界安全に関する行政基準に関連する問題については扱っていません。これらの問題は ISO 14943 でカバーされています。ISO 14943 では、材料の特性が核臨界の安全性に影響を及ぼす場合を除き、人体または材料に対する放射線の影響はカバーされていません。
これらの基準は、原子炉の外、原子力施設の境界内で核分裂性物質を扱う作業に適用されます。彼らは、核連鎖反応を促進するこれらの物質の特性により、操作に課せられる制限を懸念しています。これらの原則は、核臨界安全性を確立する必要がある核分裂性核種の量に適用されます。
この文書は、核施設の境界外への核分裂性物質の輸送にも適用できる。
2 規範的参照
以下の文書は、その内容の一部またはすべてがこの文書の要件を構成する形で本文中で参照されています。日付が記載された参考文献については、引用された版のみが適用されます。日付のない参照については、参照文書の最新版 (修正を含む) が適用されます。
3 用語と定義
この文書の目的上、次の用語と定義が適用されます。
ISO と IEC は、標準化に使用する用語データベースを次のアドレスで維持しています。
3.1
致命的
実効中性子増倍率が 1 に等しい
3.2
ダブルバッチ処理
核臨界安全のために管理されている物質の量が意図せずに増加し、意図された量の 2 倍が存在すること。
注記 1:これは通常、離散量の材料を含むプロセスに適用されます。
3.3
核分裂性物質
天然ウランまたは劣化ウラン以外の、熱中性子連鎖反応を持続できる物質
3.4
核分裂核種
あらゆるエネルギーの中性子との相互作用によって核分裂を起こすことができる核種
3.5
信じられる異常事態
危険な状況につながる可能性がある、特定された障害および/または通常の操作範囲外の状況
3.6
中性子吸収体
中性子が反応によって大きく相互作用し、その結果自由粒子として消滅する物質。
3.7
中性子漏れ
中性子が核分裂性システムの境界から出て、そのシステムと相互作用しなくなること。
注記 1:一連の核分裂性ユニットの場合、1 つのユニットから漏れた中性子が他のユニットと相互作用する場合としない場合があります。
3.8
核連鎖反応
一連の核反応で、その一連の反応に必要な物質の 1 つ自体が同じ反応によって生成される。
3.9
核臨界事故
自己持続的または発散的な核連鎖反応を不用意に引き起こした結果としてのエネルギーの放出
3.10
核臨界安全性
原子力臨界事故の結果からの保護、できれば事故の予防と、事故が起こった場合の対応による保護
3.11
核臨界リスク評価
特定の操作の核臨界安全性の技術的基礎、限界、制御を確立する、技術的に検討された分析
3.12
多層防御
障害が危険な状態にエスカレーションするのを防ぐための、さまざまなレベルの多様な機器と手順（バリアとして知られる）の階層的展開
[出典:IAEA安全用語集2007 年版、修正済み — 定義が修正されました。]
3.13
過剰なバッチ処理
1 つまたは複数の余分な離散量が存在するような、核臨界安全性のために管理されている物質の量の意図しない増加
3.14
臨界安全管理
クリティカルエクスカーションの発生確率が許容範囲内に低いという高レベルの保証を提供するメカニズム
注記 1:プロセスパラメータが所定の信頼性 (つまり、故障頻度) で想定できる値の範囲に制約を確立する、設計された機能 (アクティブまたはパッシブ) または管理上の要件。これにより、臨界事故に対する障壁が提供されます。
参考文献
| 1 | ISO 12749-3, 原子力エネルギー、原子力技術、および放射線防護 — 語彙 — Part 3: 核燃料サイクル |
| 2 | ISO 14943, 核燃料技術 - 核臨界安全性に関する管理基準 |
| 3 | IAEA安全用語集2007年版 |
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives ).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents ).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not constitute an endorsement.
For an explanation on the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following URL: www.iso.org/iso/foreword.html .
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies and radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear installations, processes and technologies.
This third edition cancels and replaces the second edition (ISO 1709:1995), which has been technically revised.
A list of all parts in the ISO 1709 series can be found on the ISO website.
1 Scope
This document specifies the basic principles and limitations which govern operations with fissile materials. It discusses general nuclear criticality safety criteria for equipment design and for the development of operating controls, while providing guidance for the assessment of procedures, equipment, and operations. It does not cover specific quality assurance requirements or details of equipment or operational procedures.
This document does not deal with the issues associated with administrative criteria relating to nuclear criticality safety. These issues are covered by ISO 14943. It does not cover the effects of radiation on man or materials, unless the material properties affect nuclear criticality safety.
These criteria apply to operations with fissile materials outside nuclear reactors but within the boundaries of nuclear establishments. They are concerned with the limitations which are imposed on operations because of the properties of these materials which permit them to support nuclear chain reactions. These principles apply to quantities of fissile nuclides in which nuclear criticality safety is required to be established.
This document can also be applied to the transport of fissile materials outside the boundaries of nuclear establishments.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
- ISO 7753, Nuclear energy — Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems
- ISO 11320, Nuclear criticality safety — Emergency preparedness and response
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
3.1
critical
having an effective neutron multiplication factor equal to unity
3.2
double batching
unintended increase in the quantity of a material that is controlled for Nuclear Criticality Safety such that twice the intended quantity is present
Note 1 to entry: This typically applies to processes involving discrete quantities of material.
3.3
fissile material
material, other than natural or depleted uranium, that is capable of sustaining a thermal neutron chain reaction
3.4
fissile nuclide
nuclide capable of undergoing fission by interaction with neutrons of any energy
3.5
credible abnormal conditions
identified faults and/or circumstances outside of the normal envelope of operations that may lead to an unsafe situation
3.6
neutron absorber
material with which neutrons interact significantly by reactions resulting in their disappearance as free particles
3.7
neutron leakage
neutrons leaving a fissile system boundary such that they no longer interact with that system
Note 1 to entry: For an array of fissile units, neutron leakage from one unit may or may not interact with other units.
3.8
nuclear chain reaction
series of nuclear reactions in which one of the agents necessary to the series is itself produced by the same reactions
3.9
nuclear criticality accident
release of energy as a result of inadvertently producing a self-sustaining or divergent nuclear chain reaction
3.10
nuclear criticality safety
protection against the consequences of a nuclear criticality accident, preferably by prevention of the accident and responses to such accidents should they occur
3.11
nuclear criticality risk assessment
technically reviewed analysis that establishes the technical bases, limits, and controls for the nuclear criticality safety of a given operation
3.12
defence-in-depth
hierarchical deployment of different levels of diverse equipment and procedures (known as barriers) to prevent the escalation of faults to a hazardous condition
[SOURCE:IAEA Safety Glossary 2007 Edition, modified — The definition has been modified.]
3.13
over batching
unintended increase in the quantity of a material that is controlled for Nuclear Criticality Safety such that one or more extra discrete quantities are present
3.14
criticality safety control
mechanism which provides a high level of assurance that the probability of occurrence of a critical excursion is acceptably low
Note 1 to entry: An engineered feature (active or passive) or administrative requirement that establishes constraints on the range of values that process parameters can assume with a given reliability (i.e. failure frequency), thereby, providing a barrier to a criticality accident.
Bibliography
| 1 | ISO 12749-3, Nuclear energy, nuclear technologies, and radiological protection — Vocabulary — Part 3: Nuclear fuel cycle |
| 2 | ISO 14943, Nuclear fuel technology — Administrative criteria related to nuclear criticality safety |
| 3 | IAEA Safety Glossary 2007 Edition |