この規格 プレビューページの目次
※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、各国の標準化団体 (ISO メンバー団体) の世界的な連合です。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。 ISOと連携して、政府および非政府の国際機関も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すべての問題について、国際電気標準会議 (IEC) と緊密に協力しています。
国際規格は、ISO/IEC 指令で指定された規則に従って起草されます。 2.
技術委員会の主な任務は、国際規格を準備することです。技術委員会によって採択されたドラフト国際規格は、投票のためにメンバー団体に配布されます。国際規格として発行するには、投票するメンバー団体の少なくとも 75% による承認が必要です。
このドキュメントの一部の要素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、そのような特許権の一部または全部を特定する責任を負わないものとします。
ISO 27467 は、専門委員会 ISO/TC 85, 原子力エネルギー、小委員会 SC 5, 核燃料技術によって作成されました。
序章
核分裂性物質を処理または保管する原子力施設では、臨界のリスクを回避するための規定が設けられています。臨界安全分析の目的は、講じられた措置が臨界事故を防止するために適切であることを確認することです。臨界事故に関連するリスクの寄与は、核分裂事象からの直接放射、核分裂生成物の存在、および空気中の放射性ガスや微粒子から生じる可能性があります。
世界的な臨界事故の経験は、これらが非常にまれな出来事であることを示していますが、将来の発生に関連するリスクを完全に排除することはできません.臨界事故につながる可能性のあるすべてのシナリオを検討することは困難であり、特に過去の事故の多くが発生したソリューション メディアでは、それらを回避することはなおさら困難です。このため、仮定された事故シナリオに基づく分析により、臨界の潜在的なリスクが依然として存在する可能性がある施設では、車両は予想される結果を理解し、適切な準備と保護措置を提供することができます。
1 スコープ
この国際規格は、潜在的な臨界事故を分析する際に検討すべき重要な領域を指定しています。
注記 1臨界事故が信頼できるとみなされるたびに、臨界事故分析を実施することが重要である。火災など）。
注記 2臨界安全の専門家は、この規格で開発された評価プロセスが不測の事態に対応していないことに留意することが重要です。これは、実際に発生する臨界事故は、想定されていないシナリオまたは一般的な規制への準拠の失敗に起因する可能性が高いためです。 .
この国際規格は、責任が公的機関にある詳細な管理措置については触れておらず、原子力施設の事故臨界分析を正当化するために使用される基準についても扱っていません。
この国際規格は、原子力発電所には適用されません。
2 参考文献
本書の適用には、以下の参考文献が不可欠です。日付のある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。
- ISO 7753, 原子力エネルギー — 臨界検出および警報システムの性能および試験要件
3 用語と定義
このドキュメントでは、次の用語と定義が適用されます。
3.1
事故シナリオ
核分裂性物質を含む施設/プロセスが、臨界状態を超えて臨界事故に至る可能性が高いような 1 つまたは複数の障害状態を発生させる、信頼できる仮定された一連の状態。
3.2
放射線影響
直接放射線による外部被ばくと、環境に放出された揮発性放射性核種または施設内に粒子として浮遊する非揮発性および核分裂性物質のいずれかを吸入または摂取することによって引き起こされる内部被ばくの複合効果から生じる個人および集団の放射線量
参考文献
| [1] | Barbry, F.、Fouillaud, P.、および Reverdy, L.、Criticality Accident Studies, Transactions of the American Nuclear Society 、Vol. 89 、pp 113-114, 2003 について CEA が推奨する方法論 |
| [2] | Barbry, F.,仮定された臨界事故の安全性評価に関する勧告 - 国際 (ISO) 規格に対する CEA 提案、CEA/DAM, テクニカル レポート DAM/SRNC 04-05, 2004 |
| [3] | ISO 921:1997, 原子力 - 語彙 |
| [4] | ISO 1709:1995, 核エネルギー - 核分裂性物質 - 貯蔵、取り扱い、および処理における臨界安全の原則 |
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, 2.
The main task of technical committees is to prepare International Standards. Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting. Publication as an International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
ISO 27467 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel technology.
Introduction
In nuclear facilities processing or storing fissile material, provisions are made to avert the risk of criticality. The purpose of a criticality safety analysis is to ensure that the measures taken are adequate to prevent criticality accidents. The risk contributions associated with a criticality accident arise from direct radiation from the fission events, the presence of fission products, as well as from possible airborne radioactive gases and particulates.
Worldwide criticality-accident experience shows that these are very rare events, yet the risk associated with future occurrences cannot be completely eliminated. It is difficult to contemplate all the scenarios whose conditions can lead to a criticality accident, and even more so to avoid them, particularly with solution media where many of the past accidents have occurred. For this reason, an analysis based on postulated accident scenarios, in any facility where a potential risk of criticality can still be extant, can be the vehicle to understand the expected consequences and provide for the appropriate provisions and protective actions.
1 Scope
This International Standard specifies areas that are important to study when analysing potential criticality accidents.
NOTE 1 It is important that a criticality accident analysis be performed each time a criticality accident is considered credible, due either to criticality contingencies (double batching, procedural violations, etc.) or to the failure of safety provisions (effectiveness of neutron absorber reduced by fire, etc.).
NOTE 2 It is important that the criticality safety specialist be mindful that the process of evaluation developed in this International Standard does not address the unforeseen, since any actually occurring criticality accident will probably result from a scenario not envisioned or from failure to comply with prevailing regulations.
This International Standard does not address detailed administrative measures, for which the responsibility lies with the public authorities, nor does it deal with criteria used to justify the accident criticality analysis of a nuclear facility.
This International Standard does not apply to nuclear power plants.
2 Normative references
The following referenced documents are indispensable for the application of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
- ISO 7753, Nuclear energy — Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
3.1
accident scenario
set of credible, postulated conditions under which a fissile-material-containing facility/process develops one or more fault conditions such that it is likely to exceed the critical state, and thus to result in a criticality accident
3.2
radiological consequences
individual and collective radiation doses resulting from the combined effects of external exposure due to direct radiation and internal exposure caused by inhaling or ingesting either volatile radionuclides released to environment or non-volatile and fissile material suspended as particles in the facility
Bibliography
| [1] | Barbry, F., Fouillaud, P., and Reverdy, L., Methodology Recommended by the CEA for Criticality Accident Studies, Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 89 , pp 113-114, 2003 |
| [2] | Barbry, F., Recommendations for the safety assessment of a postulated criticality accident — CEA proposal for an international (ISO) standard, CEA/DAM, Technical report DAM/SRNC 04-05, 2004 |
| [3] | ISO 921:1997, Nuclear energy — Vocabulary |
| [4] | ISO 1709:1995, Nuclear energy — Fissile materials — Principles of criticality safety in storing, handling and processing |